KR20220103125A - 액체 삼중수소 포함 방사성 폐기물의 처리 방법 - Google Patents

액체 삼중수소 포함 방사성 폐기물의 처리 방법 Download PDF

Info

Publication number
KR20220103125A
KR20220103125A KR1020227019155A KR20227019155A KR20220103125A KR 20220103125 A KR20220103125 A KR 20220103125A KR 1020227019155 A KR1020227019155 A KR 1020227019155A KR 20227019155 A KR20227019155 A KR 20227019155A KR 20220103125 A KR20220103125 A KR 20220103125A
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
tritium
isotopes
low
radioactive waste
solution
Prior art date
Application number
KR1020227019155A
Other languages
English (en)
Inventor
알론소 빅터 레메즈
Original Assignee
알론소 빅터 레메즈
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by 알론소 빅터 레메즈 filed Critical 알론소 빅터 레메즈
Publication of KR20220103125A publication Critical patent/KR20220103125A/ko

Links

Classifications

    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C02—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
    • C02F—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
    • C02F11/00—Treatment of sludge; Devices therefor
    • C02F11/008—Sludge treatment by fixation or solidification
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/04—Treating liquids
    • G21F9/06—Processing
    • G21F9/16—Processing by fixation in stable solid media
    • G21F9/162—Processing by fixation in stable solid media in an inorganic matrix, e.g. clays, zeolites
    • G21F9/165—Cement or cement-like matrix
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/04—Treating liquids
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/04—Treating liquids
    • G21F9/06—Processing
    • G21F9/08—Processing by evaporation; by distillation
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/04—Treating liquids
    • G21F9/06—Processing
    • G21F9/12—Processing by absorption; by adsorption; by ion-exchange
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/28—Treating solids
    • G21F9/34—Disposal of solid waste
    • G21F9/36—Disposal of solid waste by packaging; by baling
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C02—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
    • C02F—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
    • C02F1/00—Treatment of water, waste water, or sewage
    • C02F1/02—Treatment of water, waste water, or sewage by heating
    • C02F1/04—Treatment of water, waste water, or sewage by heating by distillation or evaporation
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C02—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
    • C02F—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
    • C02F1/00—Treatment of water, waste water, or sewage
    • C02F1/42—Treatment of water, waste water, or sewage by ion-exchange
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C02—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
    • C02F—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
    • C02F1/00—Treatment of water, waste water, or sewage
    • C02F1/44—Treatment of water, waste water, or sewage by dialysis, osmosis or reverse osmosis
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C02—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
    • C02F—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
    • C02F1/00—Treatment of water, waste water, or sewage
    • C02F1/66—Treatment of water, waste water, or sewage by neutralisation; pH adjustment
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C02—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
    • C02F—TREATMENT OF WATER, WASTE WATER, SEWAGE, OR SLUDGE
    • C02F2101/00—Nature of the contaminant
    • C02F2101/006—Radioactive compounds
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
    • Y02W30/00—Technologies for solid waste management
    • Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies
    • Y02W30/91—Use of waste materials as fillers for mortars or concrete

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Inorganic Chemistry (AREA)
  • Environmental & Geological Engineering (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Hydrology & Water Resources (AREA)
  • Water Supply & Treatment (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
  • Processing Of Solid Wastes (AREA)

Abstract

본 발명은 특히 각종 원자력 산업 시설에서뿐 아니라 그러한 시설의 해체 중에 형성되는 삼중수소 동위원소를 포함하는 액체 방사성 폐기물의 처리 기술에 관한 것이다. 청구된 발명의 기술적 결과는 불활성화된 액체 방사성 폐기물로부터 생성된 콘크리트 혼합물의 테스트와 관련된 복잡하고 긴 작업을 배제함으로써 특히 삼중수소 동위원소를 포함하는 액체 방사성 폐기물을 처리하기 위한 기술적 절차를 단순화하고, 또한 액체 방사성 폐기물의 처리 과정에서 발생하는 폐기물의 저장 면적 크기를 줄여 생태학적 안전성을 향상시키는 것으로 구성된다. 청구된 기술적 결과는, 특히 삼중수소 동위원소를 포함하는 액체 방사성 폐기물의 처리 방법이 액체 방사성 폐기물로부터 방사성 물질을 제거하여 저준위 폐기물 용액을 생성하고, 생성된 저준위 폐기물에 결합제를 도입하여 구조, 방사 생태학, 보건 및 위생 요건을 충족하는 콘크리트 혼합물을 제조하는 단계를 포함으로써 달성되는데, 여기서 생성되는 콘크리트 혼합물의 기술적 특성에 부정적인 영향을 미치는 성분들은 결합제 첨가 전에 저준위 폐기물 용액으로부터 제거된다.

Description

액체 삼중수소 포함 방사성 폐기물의 처리 방법
본 발명은 특히 각종 원자력 산업 시설에서뿐 아니라 그러한 시설의 해체 중에 형성되는 삼중수소 동위원소(tritium isotope)를 포함하는 액체 방사성 폐기물(liquid radioactive wastes)의 처리 기술에 관한 것이다.
현재 사용 연한이 지난 130개 이상의 연구 시연 및 산업용 원자로가 있으며, 2024년까지 전 세계적으로 200개가 넘는 발전소가 해체될 것이다. 전문가들은 EEC 국가에서 125개의 발전소를 해체하면 총 방사성 폐기물의 양이 1,600,000톤에 이를 것으로 예측하고 있다. 대부분의 원자력 시설은 액체 방사성 폐기물을 장기 저장이 허용되지 않는 형태(바닥 잔류물, 가용성 염수 융해 케이크 등)로 임시 저장하고 있다. 이 때문에 경제적으로나 기술적으로 허용되는 기술을 사용하여 장기간 보관해야 하는 폐기물 대상의 양을 최소화하는 방식으로 이러한 문제를 해결하는 것이 필요하게 되었다. 삼중수소로 오염된 수용액은 매우 복잡하고 고가이며 에너지 집약적인 장비를 필요로 하기 때문에 처리에 있어 가장 어려운 문제이다. 삼중수소는 방출 에너지가 5.7 keV인 매우 약한 베타 방출체이며, 환경으로 배출되는 용액 중 삼중수소 농도에 대한 위생 기준은 7,000 Bq/kg으로 제한된다.
방사성 폐기물을 안정적인 고체 매체에서 조절하여(conditioning), 즉 시멘팅(cementing)하여 처리하는 방법이 있다(러시아 특허 번호 2132095, 2218618, 2309472 참조). 방사성 폐기물은 안정적으로 조절되지만 시멘트 화합물을 저장하는 데 사용되는 용기의 부피를 고려하면 시멘팅 동안 부피가 2.5배 이상 증가하므로 고체 방사성 폐기물을 특수 저장소에 안정적으로 격리하고 저장하는 데 높은 비용이 들고 일반적으로 환경 안전성을 저하시킨다.
처분에 적합한 형태의 방사성 슬러지 및 사용 흡착제와 후에 추가 처리되는(조절) 액체 비방사성 폐기물(저준위(low-level) 폐기물)을 발생시키기 위해 부피를 최대한 줄인 액체 방사성 폐기물을 처리하는 방법도 있다.
방사성 핵종으로부터 용액을 처리한 후, 방사성 핵종으로부터 처리된 저준위 폐기물 용액을 증발을 통해 조절하여 비방사성 화학 폐기물로서 저장되는 건조 염 또는 염수 용융 케이크를 생성하는 단계를 포함하는, 방사성 폐기물 처리 방법(러시아 특허 번호 2122753, 미국 특허 US8753518 참조)이 있다.
이들 방법의 공통적인 단점은 비방사성 화학 폐기물의 증발로 인해 많은 양의 화학 폐기물이 발생하고, 특수 매립장으로의 운송 및 저장 시 특별한 관리가 필요하여 환경 안전성을 저하시킨다는 것이다.
증발 및 조절, 저온 및 고온 동위원소 화학 교환, 수소를 생성하는 전기분해, 삼중수소 처리수(잔류 삼중수소 함량 7,500 Bq/l 미만), 삼중수소 농축액 및 염수 농축액을 포함하는 액체 방사성 폐기물로부터 삼중수소를 처리하는 방법이 있다(참조: 러시아 실용 신안 특허 번호 126185, Unit for Treatment of Liquid Radioactive Wastes from Tritium, 8 IPC G21F 9/04, 2012년 8월 27일자 우선권, 2013년 3월 20일 공개).
이 방법의 단점은 매우 복잡하고 에너지 집약적이며 비용이 많이 든다는 것이다. 또한 복잡한 다단계 에너지 집약적 기술은 각각 고유의 처분 방식, 즉 삼중수소 함유 농축물이 대기 중으로 배출되는 것을 방지하기 위해 전기분해 수소 소각, 수소화티타늄(titanium hydride) 형태로 조절되는 삼중수소 함유 농축물의 용기 처분, 처분용 염수 농축액(방사성 폐기물)의 시멘팅 및 이동이 필요한 최종 제품을 생산하는데, 이는 일반적으로 방법을 복잡하게 만들고 환경 안전성을 저하시킨다. 삼중수소로부터 처리된 생산수(잔류 삼중수소 함량 7,600 Bq/l 미만)가 배출되며, 삼중수소는 (심지어 안전 한도 내에서도) 환경에 유해하고 예측할 수 없는 영향을 미치기 때문에 이 방법도 환경 안전성을 개선한다.
액체 방사성 폐기물로부터 대부분의 방사성 물질을 제거한 후 얻어지는 저준위 액체 폐기물을 전기분해에 의해 산 성분과 알칼리 성분으로 분리하는 방법이 있으며, 여기서 산 성분은 침강조(settler)로 공급되어 추가로 액체 방사성 폐기물 처리에 사용되고, 알칼리 성분은 슬래그 시멘트 기반 콘크리트 용기의 제조에 사용된다(참조: Youth Speaking to the Nuclear Industry of Ukraine: Collection of the 2nd Conference in Odessa, September 12-13, 1995, edited by S. V. Barabashev. Odessa: Ukraine Nuclear Community, 1995. p. 15).
상기 방법의 단점은 저준위 폐기물 용액의 분리가 액체 방사성 폐기물의 처리 절차에 사용되는 알칼리 및 산성 성분을 생성하기 때문에 특히 산업적 규모에서 매우 복잡하고 에너지 집약적이고 비보편적이라는 점이다.
폐기물의 산화, 액상으로부터 슬러지, 콜로이드 및 현탁 고형물의 분리 및 선택적 흡착제 및 필터를 사용한 추가 처분을 위한 액상으로부터 방사성 핵종의 제거를 포함하는 액체 방사성 폐기물 처리 방법이 있으며, 여기서 방사성 핵종으로부터 처리된 저준위 폐기물 용액은 증발에 의해 조절되어 비방사성 화학 폐기물로 저장되는 고체 염을 형성한다(참조: 러시아 발명 특허 번호 2577512, Method for Processing Liquid Radioactive Wastes and Their Disposal, 8 IPC G21F 9/00, 2014.12.19자 우선권, 2016년 3월 20일 공개).
이 방법의 단점은 2차 화학 폐기물(고체 비방사성 염)을 생성하여 특수 매립지에 저장되고 특별한 관리가 필요하여 환경 안전성을 저하시킨다는 것이다.
청구된 발명과 가장 유사한 방법은 액체 방사성 폐기물로부터 방사성 물질을 제거하여 저준위 폐기물 용액을 생성하고, 제거된 방사성 폐기물을 처분 허용 기준(acceptability criteria for disposal)을 충족하는 형태로 조절하고, 생성된 저준위 폐기물 용액에 결합제 및 골재(aggregate)를 도입하여 건설, 방사 생태학 및 보건-위생 요건을 충족하는 콘크리트 혼합물(concrete mixture)로 만드는 것을 포함하는, 특히 삼중수소 동위원소를 포함하는 액체 방사성 폐기물의 처리 방법이다(2018년 9월 21일자 러시아 특허 번호 2706019 우선권).
이 방법의 단점은 건설, 방사 생태학 및 보건-위생 요건을 충족하기 위해 생성된 콘크리트 혼합물의 샘플에 대해 복잡하고 장기적인 테스트가 필요하다는 것이다. 이 테스트는 몇 주가 걸릴 수 있으며, 기계적 강도, 내한성(frost resistance), 수밀성(water tightness), 유해 물질의 침출 등의 검사가 필요하다. 이러한 테스트를 수행하지 않고 방사성 핵종으로부터 처리된 LRW로부터 상업용 콘크리트 혼합물을 제조하는 것은 불가능하다. 저장 용기마다 조성이 상이한 NPP의 바닥 잔류물 및 오염이 제거된 배출수로부터 고품질 콘크리트 혼합물을 생산하기 위한 조건을 선택하는 것은 매우 어려운 일이다. NPP 실험실에서 수행되는 이러한 테스트 중에 상당한 양의 고형 폐기물(테스트된 콘크리트 샘플의 잔류물)이 생성된다.
청구된 발명의 목적은 특히 삼중수소 동위원소를 포함하는 액체 방사성 폐기물의 처리 동안 폐기물의 양을 최소화하는 기술을 개발하는 것이다.
청구된 발명의 기술적 결과는 불활성화된 액체 방사성 폐기물로부터 생성된 콘크리트 혼합물의 테스트와 관련된 복잡하고 긴 작업을 배제함으로써 특히 삼중수소 동위원소를 포함하는 액체 방사성 폐기물을 처리하기 위한 기술적 절차를 단순화하고, 또한 액체 방사성 폐기물의 처리 과정에서 발생하는 폐기물의 저장 면적 크기를 줄여 생태학적 안전성을 향상시키는 것으로 구성된다.
청구된 기술적 결과는, 특히 삼중수소 동위원소를 포함하는 액체 방사성 폐기물의 처리 방법이 액체 방사성 폐기물로부터 방사성 물질을 제거하여 저준위 폐기물 용액을 생성하고, 생성된 저준위 폐기물에 결합제를 도입하여 구조, 방사 생태학, 보건 및 위생 요건을 충족하는 콘크리트 혼합물을 제조하는 단계를 포함으로써 달성되는데, 여기서 생성되는 콘크리트 혼합물의 기술적 특성에 부정적인 영향을 미치는 성분들은 결합제 첨가 전에 저준위 폐기물 용액으로부터 제거된다.
LWR에서 제거된 방사성 물질은 처분 허용 기준을 충족하는 형태로 조절된다.
결합제를 첨가하기 전에, 이온 교환, 증발, 기계적 또는 멤브레인 필터(membrane filter) 또는 이들 방법의 조합을 사용하여 저준위 폐기물 용액으로부터 생성되는 콘크리트 혼합물의 품질에 부정적인 영향을 미치는 성분들을 처리한다. 이러한 성분은 압축 강도, 축방향 신장 강도, 내한성, 수밀성, 평균 밀도 등과 같이, 콘크리트 특성에 부정적인 영향을 미치는 현탁물 및 가용성 염을 포함한다.
생성되는 콘크리트 혼합물의 품질에 부정적인 영향을 미치는 성분들은 LWR 오염 제거 전에 제거될 수 있다. 생성된 저준위 폐기물 용액의 조성은 콘크리트 혼합물에 대한 용액으로 사용하기 전에 필요한 파라미터(parameter)를 보장하기 위해 pH 보정된다. 저준위 폐기물 용액은 공공 용수(utility water), 응축수(condensate), 해수(sea water) 등으로 추가 희석될 수 있다.
결합제로는 시멘트, 규산염, 석고, 역청 콘크리트(bituminous concrete), 고분자(polymer) 콘크리트, 황 콘크리트, 회분(ash), 벤토나이트 등이 사용될 수 있고, 골재로는 모래, 쇄석(crushed rock), 자갈 등이 사용될 수 있다. 또한, 저준위 폐기물 용액에는 광물 골재, 감수제(water reducer), 안정제 등과 같은 첨가제가 추가로 도입될 수 있다.
생성된 콘크리트 혼합물은 건축 블록 및 다양한 구조물에 사용되는 일반 및 특수 목적의 콘크리트 제조에 사용될 수 있다.
액체 방사성 폐기물로부터 대부분의 방사성 물질을 제거한 후 생성된 저준위 폐기물 용액에 결합제와 골재를 도입하면 복잡하고 에너지 집약적인 조절 절차를 피할 수 있으며, 이는 특히 삼중수소 동위원소를 포함하는 액체 방사성 폐기물의 처리를 상당히 단순화하고, 또한, 저준위 폐기물 용액을 콘크리트와 같은 안정한 고체 형태로 만드는 것은 생성된 콘크리트 혼합물이 구조, 방사 생태학 및 보건-위생 요건을 충족하여 저장 및 추가 사용에 대한 특별한 관리가 필요하지 않기 때문에 폐기물 저장 면적을 줄임으로써 환경 안정성을 향상시킨다.
특히 삼중수소 동위원소를 포함하는 액체 방사성 폐기물로부터 방사성 핵종을 제거하기 전에, 액체 방사성 폐기물의 처리는 폐기물의 산화, 액상으로부터 슬러지, 콜로이드 및 현탁 고체의 분리, 및 선택적 흡착제와 필터를 사용하여 추가 처분을 위한 액상으로부터 방사성 핵종을 제거한 다음, 제거된 방사성 물질을 처분 허용 기준을 충족하는 형태로 조절하는 것을 포함할 수 있다. 처분 허용 기준을 충족하는 조절된 방사성 폐기물은 처분을 위해 특수 저장소로 이송된다. 이러한 모든 처리 및 처분 단계는 임의의 공지 방법을 사용하여 수행될 수 있다.
생성된 저준위 폐기물 용액은 부피가 크고 화학적으로 활성일 수 있으며 환경적으로 유해(토양 또는 수역으로 침투할 수 있음)하기 때문에 이를 액체 형태로 저장하는 것은 합리적이지 않아, 예를 들어 증발에 의해 조절된다. 건조 염을 생성하기 전에, 저준위 폐기물 용액을 복잡하고 에너지 집약적으로 조절시킨 후(예를 들면 증발에 의해), 건조 염 중 방사성 물질 농도는 몇 배로 상승하기 때문에 이러한 폐기물은 특수 매립지에서 저장해야 한다. 액체 방사성 폐기물에서 방사성 물질을 제거한 후 용액이 방사성 핵종을 199 Bq/kg의 양으로 포함하고 있으면, 화학 폐기물 매립지로 운반되는 건조 염을 얻기 위해 10배 증발한 후 건조 물질 방사능은 1,000 Bq/kg이 될 것인데, 이는 허용가능하지 않고 따라서 액체 방사성 폐기물은 10 내지 20 Bq/kg으로 처리되어야 하는데, 이는 많은 흡착제, 시약 및 복잡한 기술을 필요로 한다. 일부 경우에는, 화학 폐기물 매립지로 운반되는 건조 물질을 생성하기 위해 액체 방사성 폐기물을 100 내지 200회 증발시켜 하는데, 이것은 액체 방사성 폐기물의 처리를 더욱 복잡하게 만든다.
청구된 방법에 따르면, 액체 방사성 폐기물의 오염 제거 후 얻어지고 예를 들어 100 Bq/kg의 양의 방사성 핵종을 함유하는 저준위 폐기물 용액은 농축되지 않고 다양한 성분(결합제, 골재, 첨가제)에 의해 희석되는데, 이는 방사능 및 방사성 핵종에 대한 면제 수준에 해당하는 수십 Bq/kg을 포함하는 고품질 콘크리트 혼합물을 생산하는 데 필요하다(IAEA 안전 표준, GSR Part 3, Radiation Protection and Safety, p. 148, Table 1.2).
또한, NPP에 축적된 특히 삼중수소 동위원소를 포함하는 LWR은 주로 붕산염(수냉식 원자로가 있는 NPPS에서) 및 질산염(고출력 압력관 원자로가 있는 NPPS에서)을 포함하고, 이들 물질은 콘크리트의 품질을 향상시키고 살균 특성(생물학적 파괴에 대한 보호)을 제공하고 특히 저온에서 경화 시간을 조정하기 위해 산업 건설에 널리 사용된다는 점에 유의해야 한다.
LWR 오염 제거 후 얻은 용액을 혼합수로 사용하여 콘크리트 혼합물을 생성하기 위해서는 콘크리트 혼합물 샘플을 테스트하는 복잡하고 긴 단계를 거쳐야 한다. 오염 제거된 용액은 생성되는 콘크리트 혼합물의 품질에 영향을 미치는 다양한 성분을 포함할 수 있다. 일부 유형의 콘크리트를 생산하기 위해서는, 혼합수로부터 현탁물이 제거되어야 하고 다른 유형의 경우에는 염소 이온 등이 제거되어야 한다. 유해 성분은 이온 교환, 기계적 여과, 증발, 희석, 멤브레인 장치 또는 이들 방법의 조합을 통해 오염 제거 용액으로부터 제거될 수 있다.
청구된 발명의 필수 특징들이 결합된 기술적 방안이 없기 때문에 본 발명은 신규성 특허 기준을 만족한다.
제시된 기술적 결과를 제안하는 청구된 필수 특징들은 최신 기술에서 명시적으로 발견되지 않으므로 본 발명은 독창성 수준의 특허 기준을 만족한다.
산업상 이용가능성의 특허 요건은 다음의 실시예에 의해 입증된다.
실시예 1.
삼중수소, 세슘, 스트론튬(strontium), 요오드, 안티몬(antimony) 및 우라늄의 방사성 핵종을 함유하는 액체 방사성 폐기물을 러시아 특허 번호 2577512에 기재된 방법에 따라 처리하였다. 오염 제거 용액은 3.2 g/l의 염화물, 감마 및 알파 방출 동위원소의 총 방사능이 100 Bq/kg 미만인 4.1*105 Bq/kg의 삼중수소로 구성되었다. 압축 응력을 받은 보강 콘크리트(prestressed reinforced concrete) 구조물을 제조하기 위해, 혼합수는 500 mg/l 이하의 염화물 이온을 포함해야 하기 때문에(GOST 23732-2011), 오염 제거 용액을 멤브레인 장치에서 추가 처리하여 염화물 이온 농도를 50 mg/l 미만으로 만들었다. 그런 다음 상기 용액을 사용하여 필요한 모든 표준을 충족하는 압축 응력을 받은 보강 콘크리트 구조물용 콘크리트 혼합물을 제조하였다. 생성된 구조물에서 삼중수소 농도는 9.2*104 Bq/kg 아래로 IAEA 표준(GSR Part 3)을 준수한다.
실시예 2.
7.2 g/l의 보론산, 삼중수소, 세슘, 은, 코발트 및 안티몬의 동위원소를 포함하는 NPP에 저장된 연료 요소의 저장조로부터의 용액을 처분하여 얻은 액체 방사성 폐기물을 러시아 특허 번호 2577512에 기재된 방법을 사용하여 오염을 제거하였다. 오염 제거 용액은 4.2 g/l의 보론산, 감마 및 알파 방출 동위원소의 총 방사능이 100 Bq/kg 아래인 4.8*105 Bq/kg의 삼중수소 및 pH = 3.1로 구성되었다. GOST 23732-2011 콘크리트 및 모르타르용 수에 따르면 혼합수의 pH는 4보다 작을 수 없으므로 pH = 7.9인 공공 용수를 오염 제거 용액(용액 1 kg당 물 200 g)에 첨가하여 오염 제거 용액의 pH를 4.7로 만들었고, 이 용액을 사용하여 박테리아에 의한 콘크리트 구조물의 파괴를 방지하는 살균 특성을 갖는 콘크리트 혼합물을 생성할 수 있었다.
실시예 3.
3 g/kg의 현탁 고형물, 14.2 g/kg의 가용성 염, 삼중수소, 세슘, 스트론튬, 코발트 및 우라늄의 동위원소를 포함하는 지하수를 수집하여 얻은 액체 방사성 폐기물을 러시아 특허 번호 2577512에 기재된 방법을 사용하여 오염을 제거하였다. 오염 제거된 용액을 증발 장치에서 증발시켰고, 생성된 응축물은 4.2*105 Bq/kg의 삼중수소를 함유하여 콘크리트 비보강 구조물 및 프리스트레스트 보강재가 없는 구조물의 제조를 위한 콘크리트 혼합물용 혼합수에 대한 GOST 23732-2011 요건을 준수하였다.
실시예 1 내지 3에서 얻은 콘크리트 샘플을 연구한 결과 강도 등급 B35(42-46 MPa), 내한성 등급 F200, 흡습성(중량%) 1.23÷1.25, 수밀성(MPa) 1.73÷1.75 (W4)를 갖는 것으로 나타났다. 표준 방법을 사용하여 평가된 연구 샘플로부터 방사성 핵종의 침출은 규제 한계 아래였다.
생성된 콘크리트 혼합물의 특성은 콘크리트를 일반 콘크리트(산업 및 민간 건축물용)뿐만 아니라, 특수 콘크리트(유압, 도로, 단열, 장식) 및 특수 목적 콘크리트(내약품성, 내열성, 흡음성, 방사성 폐기물 저장 등)로 사용될 수 있음을 입증하였다.
제안된 방법을 사용하여 특히 삼중수소 동위원소를 포함하는 100 ㎥의 액체 방사성 폐기물을 처리하면 약 3.5 ㎥(패키지 포함)의 조절된 방사성 폐기물 - 반환 불가능한 용기에 담겨 방사성 폐기물의 특수 저장소로 보내질 것임 - 및 건축 블록 및 각종 구조물에 사용되는 약 450 ㎥의 일반 및 특수 콘크리트를 얻을 수 있을 것이다.
이상과 같이, 청구된 발명, 즉 특히 삼중수소를 함유하는 액체 방사성 폐기물의 처리 방법은 방사성 핵종으로부터 처리된 저준위 폐기물 용액의 복잡하고 에너지 집약적인 조절을 피함으로써 액체 방사성 폐기물의 처리 단순화를 보장하고, 액체 방사성 폐기물 처리 과정에서 발생하는 폐기물의 저장 면적을 줄임으로써 환경 안전성을 향상시킨다.

Claims (12)

  1. 특히 삼중수소 동위원소(tritium isotope)를 포함하는 액체 방사성 폐기물(liquid radioactive wastes)의 처리 방법으로서, 상기 액체 방사성 폐기물로부터 방사성 물질을 제거하여 오염이 제거된(decontaminated) 저준위(low-level) 폐기물 용액을 얻고, 상기 생성된 저준위 폐기물 용액에 결합제를 도입하여 구조, 방사 생태학, 및 보건 및 위생 요건을 충족하는 콘크리트 혼합물(concrete mixture)을 제조하는 단계를 포함하며, 상기 결합제가 첨가되기 전에, 생성되는 콘크리트 혼합물의 기술적 특성에 부정적인 영향을 미치는 성분들이 상기 저준위 폐기물 용액으로부터 제거되는 것을 특징으로 하는 방법.
  2. 제1항에 있어서, 콘크리트 혼합물용 모르타르(mortar)로 사용되기 전에 필요한 파라미터(parameter)를 보장하기 위해 저준위 폐기물 용액의 조성이 pH 보정되는, 특히 삼중수소 동위원소를 포함하는 액체 방사성 폐기물의 처리 방법.
  3. 제1항에 있어서, 저준위 폐기물 용액은 공공 용수(utility water), 응축수(condensate), 해수(sea water)로 추가 희석되는, 특히 삼중수소 동위원소를 포함하는 액체 방사성 폐기물의 처리 방법.
  4. 제1항에 있어서, 시멘트, 규산염, 석고, 역청 콘크리트(bituminous concrete), 고분자(polymer) 콘크리트, 황 콘크리트, 회분(ash), 벤토나이트가 결합제(binder)로 사용되고, 모래, 쇄석(crushed rock), 자갈이 골재(aggregate)로 사용되는, 특히 삼중수소 동위원소를 포함하는 액체 방사성 폐기물의 처리 방법.
  5. 제1항에 있어서, 저준위 폐기물 용액에 광물 골재, 감수제(water reducer), 안정제와 같은 첨가제가 추가로 도입되는, 특히 삼중수소 동위원소를 포함하는 액체 방사성 폐기물의 처리 방법.
  6. 제1항에 있어서, 생성된 콘크리트 혼합물이 건축 블록 및 다양한 구조물에 사용되는 일반 및 특수 콘크리트를 만드는 데 사용되는, 특히 삼중수소 동위원소를 포함하는 액체 방사성 폐기물의 처리 방법.
  7. 제1항에 있어서, LWR로부터 제거된 방사성 물질이 처분 허용 기준(acceptability criteria for disposal)을 충족하는 형태로 조절되는(conditioned), 특히 삼중수소 동위원소를 포함하는 액체 방사성 폐기물의 처리 방법.
  8. 제1항에 있어서, 결합제가 첨가되기 전에, 생성되는 콘크리트 혼합물의 품질에 부정적인 영향을 미치는 성분이 이온 교환, 증발, 기계적 또는 멤브레인 필터(membrane filter) 또는 이들 방법의 조합을 사용하여 저준위 폐기물 용액으로부터 처리되는, 특히 삼중수소 동위원소를 포함하는 액체 방사성 폐기물의 처리 방법.
  9. 제1항에 있어서, 결합제가 첨가되기 전에, 압축 강도, 축방향 신장 강도, 내한성(frost resistance), 수밀성(water tightness), 평균 밀도와 같은, 생성되는 콘크리트 혼합물의 품질에 부정적인 영향을 미치는 성분이 저준위 폐기물 용액으로부터 처리되는, 특히 삼중수소 동위원소를 포함하는 액체 방사성 폐기물의 처리 방법.
  10. 제1항에 있어서, 오염이 제거된 용액에 결합제가 첨가되기 전에, 생성되는 콘크리트 혼합물의 기술적 특성을 저하시키는 가용성 염이 용액으로부터 처리되는, 특히 삼중수소 동위원소를 포함하는 액체 방사성 폐기물의 처리 방법.
  11. 제1항에 있어서, 오염이 제거된 용액에 결합제가 첨가되기 전에, 생성되는 콘크리트 혼합물의 기술적 특성을 저하시키는 현탁된 고체(suspended solid)가 용액으로부터 처리되는, 특히 삼중수소 동위원소를 포함하는 액체 방사성 폐기물의 처리 방법.
  12. 제1항에 있어서, LWR 오염 제거 전에, 생성되는 콘크리트 혼합물의 품질에 부정적인 영향을 미치는 성분이 제거되는, 특히 삼중수소 동위원소를 포함하는 액체 방사성 폐기물의 처리 방법.
KR1020227019155A 2019-11-27 2020-11-19 액체 삼중수소 포함 방사성 폐기물의 처리 방법 KR20220103125A (ko)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2019138258A RU2737954C1 (ru) 2019-11-27 2019-11-27 Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития
RU2019138258 2019-11-27
PCT/RU2020/000619 WO2021107811A1 (ru) 2019-11-27 2020-11-19 Способ переработки жидких тритийсодержащих радиоактивных отходов

Publications (1)

Publication Number Publication Date
KR20220103125A true KR20220103125A (ko) 2022-07-21

Family

ID=73792533

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020227019155A KR20220103125A (ko) 2019-11-27 2020-11-19 액체 삼중수소 포함 방사성 폐기물의 처리 방법

Country Status (7)

Country Link
US (1) US20230005634A1 (ko)
EP (1) EP4047619A4 (ko)
JP (1) JP2023510461A (ko)
KR (1) KR20220103125A (ko)
CN (1) CN114746956A (ko)
RU (1) RU2737954C1 (ko)
WO (1) WO2021107811A1 (ko)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20240045147A (ko) 2022-09-29 2024-04-05 김용수 저온증류 농축에 의한 삼중수소수 분리 시스템

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN113865140B (zh) * 2021-10-11 2022-12-30 中国科学技术大学 一种具有储能功能的两步法空气载带含氚废水系统

Family Cites Families (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3142405A1 (de) * 1981-10-26 1983-05-05 Reaktor-Brennelement Union Gmbh, 6450 Hanau "verfahren zum fixieren von in wasser befindlichen fremdstoffen"
JPS60128400A (ja) * 1983-12-16 1985-07-09 株式会社日立製作所 放射性廃棄物固化体及びその製造方法
RU2033972C1 (ru) * 1992-07-23 1995-04-30 Омский государственный университет Способ очистки сточных вод гальванического производства от ионов тяжелых металлов
RU2112289C1 (ru) * 1996-03-12 1998-05-27 Пензин Роман Андреевич Способ переработки жидких радиоактивных отходов
RU2122753C1 (ru) 1997-10-30 1998-11-27 Товарищество с ограниченной ответственностью "Лаборатория технологий водоочистки - Наука Ltd." Способ переработки жидких отходов, содержащих радионуклиды
RU2132095C1 (ru) 1997-12-03 1999-06-20 Московское государственное предприятие Объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды Устройство для цементирования жидких радиоактивных отходов
RU2172032C1 (ru) * 2000-08-31 2001-08-10 Пензин Роман Андреевич Способ очистки низкоактивных жидких радиоактивных отходов от радионуклидов
RU2218618C2 (ru) 2002-02-14 2003-12-10 Государственное предприятие Научно-исследовательский технологический институт им. А.П. Александрова Способ цементирования жидких радиоактивных отходов и устройство для его реализации
RU2309472C1 (ru) 2006-04-03 2007-10-27 Открытое акционерное общество "Научно-производственное объединение АТОМТЕХКОНСТРУКЦИЯ" Способ цементирования жидких радиоактивных отходов и устройство для его осуществления
EP2593191B1 (en) 2010-10-15 2016-05-18 Avantech, Inc. Concentrate treatment method and system
CN102320082A (zh) * 2011-09-22 2012-01-18 天元建设集团有限公司 实现混凝土生产清洗浆水及废渣回收再利用的系统及方法
RU126185U1 (ru) 2012-08-27 2013-03-20 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" Установка для очистки жидких радиоактивных отходов от трития
RU2577512C1 (ru) 2014-12-29 2016-03-20 Общество с ограниченной ответственностью "Научно-Производственное предприятие "Эксорб" Способ переработки жидких радиоактивных отходов и их утилизации
RU2706019C1 (ru) * 2018-09-21 2019-11-13 Виктор Павлович Ремез Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20240045147A (ko) 2022-09-29 2024-04-05 김용수 저온증류 농축에 의한 삼중수소수 분리 시스템

Also Published As

Publication number Publication date
RU2737954C1 (ru) 2020-12-07
EP4047619A1 (en) 2022-08-24
JP2023510461A (ja) 2023-03-14
EP4047619A4 (en) 2022-12-07
US20230005634A1 (en) 2023-01-05
CN114746956A (zh) 2022-07-12
WO2021107811A1 (ru) 2021-06-03

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Raj et al. Radioactive waste management practices in India
JP5669120B1 (ja) 汚染水の処理方法
KR20220103125A (ko) 액체 삼중수소 포함 방사성 폐기물의 처리 방법
Hussain et al. Treatment and conditioning of spent ion exchange resin from nuclear power plant
Kononenko et al. Immobilization of NPP evaporator bottom high salt-bearing liquid radioactive waste into struvite-based phosphate matrices
Vance et al. Geopolymers for nuclear waste immobilisation
JP6151084B2 (ja) 放射性廃棄物の固化処理方法
Vance et al. Development of geopolymers for nuclear waste immobilisation
JP6238214B2 (ja) 放射性物質汚染粒状物質の除染方法
RU2706019C1 (ru) Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих, в том числе, изотопы трития
RU2518501C2 (ru) Способ иммобилизации жидких радиоактивных отходов
Ambrosino et al. Zeolites identification for wastewater radionuclides removal in the decommissioning of a former Italian nuclear power plant
Ahmed et al. Study of radioactive waste management of nuclear power plant: prospect of Rooppur Nuclear Power Plant
Pente et al. Study of different approaches for management of contaminated emulsified aqueous secondary waste
EA043871B1 (ru) Способ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих в том числе изотопы трития
Terbang Immobilization of spent ion exchange resin from PUSPATI TRIGA reactor using fly ash-based geopolymer
Fattori Radiation stability and durability of magnesium phosphate cement for the encapsulation of radioactive reactive metals
Sekely et al. Geopolymer-Based Solidification/Stabilization of Radioactive Wastes
Tsukamoto et al. Review of characteristics of post-accident waste generated in Fukushima Daiichi nuclear power plant site and issues to be addressed in processing and disposal stages
Zakharova et al. Development of the process regime for cementing salt concentrates from the Volgodonsk nuclear power plant
Potts The Assessment of Gamma Radiation on the Properties of Structural Concrete
Tuong Development of solid radioactive waste treatment at Phung temporary storage
Heimann Interaction of cement and radioactive waste forms in multicomponent systems tests at 200° C Part 1: Leaching and Sorption of cesium, strontium and actinides
Cutoiu Aspects of Radioactive waste management
Godfrey Status of intermediate level waste encapsulation at Sellafield/BNFL

Legal Events

Date Code Title Description
A201 Request for examination