KR970011261B1 - 수경성 결합제에 의한 방사성 이온교환 수지의 고정 방법 - Google Patents

수경성 결합제에 의한 방사성 이온교환 수지의 고정 방법 Download PDF

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Abstract

요약 없음.

Description

수경성 결합제에 의한 방사성 이온교환 수지의 고정 방법
본 발명은 수경성(水硬性) 결합제를 사용하여 방사성 이온교환수지(IER)를 고정하는 방법에 관한 것이다.
처리하고자 하는 방사성 이온교환 수지는 원자로(爐)에서 필수 불가결하게 생기는데, 거기에서 그것들은 원자로의 다른 회로의 물을 정제하는 데에, 그리고 몇몇 경우에서는, 방사선 조사된 연료 원소의 저장에 사용되는 푸울의 물을 정제하는 데에 사용된다. 특히, 가압 수형(加壓水型) 원자로(PWR)의 경우, 음이온성 이온교환 수지는 물이 감속제(減速劑)로서 작용하는 붕산을 함유하고 있는 일차 회로상에 놓여져 있다.
이때, 음이온성 이온교환 수지는 회로 내부의 붕소의 필요 농도를 유지시킬 수 있는 "붕소 폐(硼素肺)"로서 가능할 수가 있다.
원자력 발전소 조업자들에 의하면, 폐기물 이온교환 수지는 건조 이온교환 수지 1kg당 붕산 100g 상당량 까지를, 붕산염의 형태로, 함유할 수가 있는 것으로 간주되고 있다.
붕산염 외에도, 이들 이온교환 수지 (양이온성, 음이온성, 혼합층)은 리튬, 암모늄, 철, 코발트, 크롬, 니켈 및 세슘 양이온들과 수산화물, 황산염, 인산염, 규산염, 불화물, 염화물 및 중탄산염 음이온들을 함유할 수가 있다.
또한, 몇몇 이온교환 수지는 방사선 조사된 연료 원소들의 재처리, 저장 푸울의 물의 정제 및 액체 처리를 위한 설비들에 사용되기도 한다.
이온교환 수지는 칼럼 또는 카트리지에 배치된다.
이때에, 그것들은 그 자리에서 재생된 후에 고정된다. 이때, 그것들은 필수 불가결하게 H+, OH-및 용리되지 않은 활성 금속의 양이온들을 함유한다.
방사성 물질들의 환경 유포를 막기 위하여 이러한 물질들을 포함하는 폐기물을 상기 폐기물의 저장 동안 그를 손상시키기 쉬운 기계적, 화학적 또는 기타 제제에 견딜 수 있는 매트릭스에 고정하려는 시도가 있었다.
이를 수행하는 방법들 중 하나는 상기의 폐기물을 수경성 결합제와 혼합하고, 고정하여 경화시킴으로써 이 혼합물에 대해 특정의 기계적 내성과 화학적 침식에 대한 내성을 제공함을 특징으로 한다.
인간 및 환경에 요구되는 모든 안전 보증을 받기 위하여 고정된 폐기물(최종 산물 또는 피복 산물이라 부르기도 함)이 도달하여야 할 기계적, 화학적 내성의 수치는 핵안정 기준에 의하여 정해져 있다.
이러한 기준은 국가적인 공인에 의하여 정해지므로 결국 나라마다 다를 수 있다.
수경성 결합제내에 고정되는 폐기물에 관한 프랑스의 안전 기준은 가장 엄격한 편이다 : 몇몇 나라들이 이온교환 수지 함유 폐기물에 대한 이러한 기준에 도달하는 것을 뒤따라왔다. 예를 들면, 프랑스에서는 1982년 이후로, 이온교환 수지의 응결이 중지되어 왔는데, 그 이유는 사용된 방법으로는 안전 요건을 충족시키는 피복 산물을 제공할 수 없었기 때문이다.
실제로, 수경성 결합제에 의한 이온교환 수지의 처리는 다른 형태의 핵 폐기물에서는 일어나지 않는 두가지 근본적인 문제를 일으킨다.
첫번째 문제는 수경성 결합제를 포함하는 매질과 이온교환 수지간의 이온교환의 문제이다.
매질의 이온들은 이온교환 수지 내에 포함된 이온들보다 이온교환 수지에 대해서보다 큰 친화력을 지니므로, 이온교환 수지에 포함된 이온들의 매질 중으로 염석출되면서 그 대신 매질의 이온들이 이온교환 수지상에 위치하게 된다. 이온의 고착과 동시에 다른 이온의 염석출이 있게 된다. 그 결과, 매질은 수경성 결합제로부터 이온들(주로 Ca++및 SO4--)을 잃게 되지만, 반면 핵 설비물로부터 발생된 이온들(활성 금속 양이 온, 인산염, 황산염, H+, OH-및 붕산염)을 얻게 된다.
결합성 이온, 특히 Ca++및 SO4--의 손실은 경화(지연, 조절불가능, 불완전경화)를 변화시킨다. 더욱이, 이온교환 수지에 의해 옮겨져 매질 중으로 염석출된 이온들은 고정 또는 경화를 방해하거나 고정 폐기물의 시간에 따른 안정성에 영향을 미칠 수 있다.
-Zn++는 경화-지연 또는 억제 작용을 갖는다 ;
-Mg++는, 경화 후에, 수산화칼슘의 Ca++와 상호교환할 수가 있으며, 따라서 생성물의 시간에 따른 안정성을 부분변화시킬 수가 있다.
-H+경화를 억제하지 않으면, 염기성 매질에서 결합제의 수화 반응이 일어나므로, pH의 산성으로의 감소가 지연된다.
-또한 인산염은 경화에 대하여 억제 효과를 갖는다.
무엇보다도 가장 큰 문제를 일으키는 이온은 붕산염이다. 그의 효과는 수경성 결합제로 알려져 있으며, 매질 중의 그의 농도에 따라서 붕산염은 유리된 형태이거나 리튬과 같은 특정 이온과 결합하여 Li2B4O7을 형성하든지간에 이들은 경화를 지연시키거나 억제한다.
이온 교환은 경화 후, 특히 삼출(渗出) 시험 중, 삼출 매질과 여러 요인(침투성 매트릭스, 불량한 균질성, 높은 다공성 등)을 통하여 피복 산물에 접근할 수 있게 된 이온교환 수지 사이에서 계속될 수가 있다. 방출 된 이온들은 피복 산물에 해로운 반응을 일으킬 수 있는데, 예를 들면 황산염의 경우에 그러하다.
이온교환 수지 처리에 있어서의 두번째 문제는 특히 이온교환 수지로부터 수경성 결합제를 포함하는 매질로의 물의 이동에 의한 것이다. 이온교환 수지는 이온교환 수지의 물과 매질의 물간의 평형 원리에 따라서 그의 물 중 일부를 방출시킨다. 결합제 수화 반응이 발열성이므로, 물은 경화 중 계속해서 소모된다. 경화 완결시에, 부분 탈수된 이온교환 수지 입자는 최종 산물이 물과 접촉하도록 놓여지면 약간의 물을 다시 얻을 수 있게 된다.
이는 고정 후 및 경화 후에 침지된 피복 산물의 팽윤 및 균열의 잘 알려진 현상인데, 물의 재수득으로 인한 팽윤이 재료의 균열을 일으켜서 물질의 완전 붕괴를 가져올 수가 있다.
공업적인 해결책은 이들 두 가지 문제에 대해서 강구되어져야 하는데 그 해결책은 ;
1) 장시간 저장될 피복 산물의 체적은 저장 설비 비용을 최소화하기 위해 가능한 한 감소되어야 하고 ,
2) 고정 방법은 기술적으로 비교적 간단하고 믿을 만하며, 급속 작동 수단에 의해 수행될 수 있어야 한다.
프랑스 특허 FR-A-75 33 518호는 물이 이온교환 수지 입자 중에 침투하는 것을 방지하는 작용을 갖는 첨가제의 사용을 제안한 것이다. 이러한 첨가제 물질은 이온교환 수지 입자 주입에 보호층을 형성한다. 이들 첨가제 물질은 유기 화할물(유기 에스테르, 폴리비닐 프로피오네이트) 또는 무기 화합물(알칼리 규산염)이다.
그러나, 이온교환 수지 중에 포함된 붕산염 이온들 중 어느 것도 수성 매질 중으로 침투할 수 없다는 확실성은 없다. 게다가, 이 방법은 고가이며 작업이 곤란하므로 실질적으로 장점이 없다.
경화시 이온교환 수지과 결합제 사이에 물이 이동하는 것을 제한하기 위하여, 또 다른 특허인 FR-A-80 21 524호는 특정 조건하에서 고로용(高爐用) 슬래그 시멘트를 사용하고 이온교환 수지를 물로 포화시키는 것을 제안하고 있다. 경화조건은 시멘트-혼합용 물/시멘트(중량비) =0.20-0.40이며, 혼입 비율=건조 수지/피복 산물(중량비)은 분말 이온교환 수지에 대해 15% 이하이고, 입자 이온교환 수지에 대해 25% 이하이다. 시멘트-혼합용 물은 시멘트의 경화를 보장하기 위해 물로 포화된 이온교환 수지에 가해진 물로 특정되어야 한다.
이와 같은 공정은 시멘트와 이온교환 수지 사이에서 이온 교환이 일어날 가능성을 배제해 버린다. 이 공정은 붕산염-함유 이온교환 수지에 적용될 수 없다. 즉, 염석출된 붕산염-함유 이온은 상술한 조건하에서 시멘트의 경화를 억제한다.
또한, 붕산염-함유 유출물의 수경성 결합제에 의한 응고는 특허 FR-A-85 04 222호로부터 알려져 있는데, 이에는 시멘트 첨가 전에, 특정 조건하에서 소정 구조의 붕산 칼슘을 침전시키기 위하여 붕산염-함유 유출물을 석회로 처리하는 방법이 기재되어 있다.
붕산염-함유 이온교환 수지 처리의 근본적인 해결책은 이온교환 수지를 용리시켜 그로부터 붕산염-함유 이온을 추출하고, 그를 용액 중에 되돌려 놓고, 이어서 용액으로부터 이온교환 수지를 분리시키고, 붕산염 흔적을 가능한 한 많이 제거하기 위해 헹구고, 마지막으로 상술한 방법에 따라서 한편으로는 이온교환 수지 및 다른 한편으로는 붕산염-함유 유출물을 응결시키는 것으로 이루어진다.
방사성 이온교환 수지의 용리는 열경화 수지의 역청화 또는 중합을 위한 응고 전에 이미 이용되었다.
특허 FR-A-76 24 624호에서 용리액은 수산화 나트륨, 암모니아수. 석회, 염화 알루미늄, 아세트산 나트륨, 시트르산 나트륨 또는 옥살산 나트륨의 용액, 또는 아민의 용액이다. 얻어진 이온교환 수지를 조심스럽게 따라 내거나 탈수시킨 다음, 중합을 일으키는 열경화성 수지와 혼합한다.
이와 같은 형태의 처리는 열경화성 수지에 첨가되는 교차결합 촉진제에 작용을 미치는 H+이온을 양이온성 이온교환 수지에서 제거시킨다. 즉, H+이온이 이온교환 수지로부터 추출되어 용액 중에 놓여지고 상기 이온교환 수지로부터 분리된다.
특허 EP-157 683호에서는 용리가 Ca++, Be++또는 Sr++(질산염, 포름산염 또는 아세트산염 음이온들)의 용액에 의해 이루어지고, 이온교환 수지는 용리액으로부터 분리, 세척하여, 수중 현탁액에 놓여진 후 역청화 된다.
예비 처리의 목적은 이온교환 수지로부터의 H+, Na+, OH-, Cl-이온들을 용리액으로부터의 이온으로 대체시키려는 것인데, 용리액으로부터의 이온이 보다 큰 체적을 지니며, 물이 삼출 매질 중에 침지된 역청질 피복 산물 중으로 침투하는 것을 방지하도록 이온교환 수지의 삼차원적 구조를 부분변화시킨다. 이렇게 하면, 팽윤의 위험성이 극히 감소된다.
용리를 이용하는 상술한 이온교환 수지의 처리 방법에 따르면, 매질 응고에 영향을 끼치거나 이온교환 수지에 의한 물의 재수득를 일으키기 때문에 장애가 되었던 불필요한 이온들을 이온교환 수지로부터 제거할 수 있게 된다-상기 이온교환 수지는 고정되기 전에 용출액으로부터 분리한다.
본 발명의 목적은 붕산염을 함유하는 이온교환 수지의 처리를 위해 단일 조작으로, 동일한 위치에서, 공업적 규모로 응용가능하며, 동시에 나라에서 부과된 안전 기준을 충족시키는 피복 산물을 얻기 위한 방법을 제안하는 데에 있다.
이와 같은 방법은 용리에 의한 예비거리 단계와 수경성 결합제의 경화에 의한 응고 단계를 포함하며, 용리 조건은 특히 붕산염과 같이 다른 이온들을 함유하는 경우에도 수경성 결합제에 의해 얻어질 수 있는 바와 같이 응고성 매질을 예기치 않게 얻는 것을 가능케 한다.
더욱 구체적으로, 본 발명의 목적은 건조 이온교환 수지(이온교환 수지) 1kg당 H3BO31000g 상당까지의 양의 붕산염을 함유할 수가 있는 방사성 이온교환 수지를, 수경성 결합제를 사용하여, 고정시키는 방법을 제안하는 데에 있으며, 이 방법은 상기 이온교환 수지를 조심스럽게 따라낸 후, 따라 낸 이온교환 수지 1kg당 1∼21의 비율로 100∼300g/ℓ의 Ca(NO3)2의 용리액과 최대 3시간 동안 접촉시키고, 낮은 수화열의 수경성 결합제를 pH≥9의 매질에 가하여, 용리액의 물/상기 결합제의 (중량)비가 0.3∼0.5이며 혼입 비율 F=따라 낸 이온교환 수지/피복 산물은 3∼10중량%가 되게 함을 특징으로 하고 있다.
핵 설비물로부터 유출된 이온교환 수지(즉, 양이온성, 음이온성 또는 혼합층의)는 수집, 저장된 후 처리 장치로 보내어진다. 따라서, 일반적으로 처리 전에는 그것들의 조성, 그것들의 성질 및 그것들이 함유한 이온들의 양이 어느 것도 정확하게 알려져 있지 않다.
어느 경우라도, 응축된 분자들이 형성되어 경화되기 때문에, 붕산염 함량에 대한 정확한 수치의 범위를 얻기가 쉽지 않다. 평균 함량이 H3BO3500g 상당량일 정도로 H3B031000g 상당량의 높은 함량이 추정된다.
저장된 이온교환 수지는 현탁액의 형태이다. 본 발명의 방법에 따르면, 처리하고자 하는 이온교환 수지를 먼저 조심스럽게 따라내어, 상층액을 펌핑 등에 의하여 제거한다. 이어서, 그 결과로서 얻어지는 수포화(水飽和)된 이온교환 수지[100% 따라낸(디캔트) 이온교환 수지이라 부름]의 중량을 측정한다. 처리용으로 도입된 100% 디캔트 이온교환 수지의 중량은 이후에 첨가될 물질의 양을 계산함에 있어 기준값으로 이용될 것이다.
이온교환 수지를 용리액과 접촉한 상태로 두는 목적은 :
-수경성 결합제에 의한 고정을 돕는 데에 기여하는 용리액의 이온들을 이온교환 수지상에 고착시키고 ;
-수경성 결합제에 의한 고정을 방해하는 일부 이온교환 수지 이온들을 용액중에 두게 하며 ;
-수경성 결합제에 의한 고정 조건하에서 불용성인 고체 형태의 상기 방해 이온들을 용액중에 침전시키는 데에 있다.
침전은 용리와 병행하며, 이는 용리의 효율을 상당히 개선시킨다. 즉, 용출 이온들이 침전되고, 그의 용액중 농도가 감소하므로, 이온교환 수지 중의 붕산염과 용액중의 붕산염간의 균형이 변동된다.
선택된 용리액은 붕산 칼슘의 침전을 유도하는 질산 칼슘 수용액이다.
용리에 대한 침전의 바람직한 효과는 신속한 접촉 시간, 즉 3시간 미만, 바람직하게는 1시간의 접촉 시간을 가능케 한다.
이러한 접촉 시간은 g 양이온 또는 음이온 당량의 양, 및 물의 양과 함께, 결정되었으며, 이들 양은 본 출원인에 의해 행하여진 다수의 시험으로부터, 이온교환 수지 1kg에 대한 용리액의 양에 의해 유도되었다.
실제로, 출발 이온교환 수지의 조성 또는 이론적 교환 용량, 또는 그의 붕산염 함량을 알지 못하는 상태에서 공정 값을 선택할 수는 없었다.
더욱이, 용리를 위하여 도입되는 용리액의 체적은 수경성 결합제와 함께 다음 처리 단계에 직접적인 영향을 끼치는데, 처리 동안에는 전체 체적이 유지된다.
실제로, 결합제에 대한 용리액의 물의 (중량)비는 엄격한 한계 범위내에서 유지되어야 한다.
그 결과, 첨가되는 결합제의 중량은 용리액의 체적에 의존하며, 마찬가지로 피복 산물(결합제+용리액+이온교환 수지)의 중량도 용리액의 체적에 의존한다.
그런데, 취급 및 저장 문제를 일으키지 않으면서 피복 산물의 중량을 약간이라도 상승시키는 것은 불가능하다.
따라서,
-용리가 효율적이고(효율적인 침전 및 고착) ;
-E/C 및 F비를 얻기 위해 물을 첨가할 필요가 없고 ;
-최종 피복 산물의 중량이 불균형적이지 않고 ;
-용액의 체적이 너무 크지 않으며 ;
-용리와 결합제 처리가 동일 장치내에서 행하여질 수 있도록, 용리액의 농도와 체적을 선택하는 것이 중요하다.
동시에, 접촉 시간은 공정 조건, 즉
-붕산염의 경화에 대한 지연 작용이 더 이상 관찰되지 아니하는 적당한 용리 및 침전 ;
-공업적 요구, 즉 피복 산물을 1일 최대 생산가능량으로 생산하기 위한 최단 접촉가능 시간을 충족하도록 결정되어야 한다.
본 출원인에 의해 실시된 실험에 의하면, 100% 디캔트 이온교환 수지 1kg당 1∼21의 비율의 100∼300g/ℓ의 질산 칼슘을 함유하는 Ca(NO3)2수용액을 사용하고 접촉 시간을 최대 3시간으로 할 때 도달되는 것으로 밝혀 진다.
접촉 시간과 이온의 도입량을 일반적으로 알려져 있지 않은 붕산염 함량에 의존함이 명백하다.
피복 산물에 대응하는 바람직한 값으로는, 용리액 농도가 약 200g/ℓ, 100% 디캔트 이온교환 수지 이 약 1ℓ/kg, 접촉 시간은 1시간이며 이는 프랑스의 안전 기준에 일치한다.
작업자는 나라에서 적용되는 기준에 의해 정해진 범위 내에서 다른 값들을 자유롭게 선택할 수 있다. 즉, 보다 덜 엄격한 기준하에서는, 작업자는 접촉 시간을 유리하게 단축할 수 있다. 실제로, 용리는 긴 접촉 시간을 갖는 것이 보다 중요하며, 이때 불필요한 이온들은 침전되어 용액 중에 가두어지게 된다.
용리 효율을 향상시키려면, 석회(바람직하게는 물을 전혀 첨가할 필요가 없게 하기 위해 고체 형태로)를 100% 디캔트 이온교환 수지 1kg에 대해 200g의 비율로 용리액과 함께 첨가하는 것이 유리하다.
따라서, 용리는 단일 단계에서 불연속 공정에 따라 일어난다. 즉, 100% 디캔트 이온교환 수지에 용리액을, 교반하에, 첨가한다. 디캔트, 용리 및 수경성 결합제 처리를 동일 장치(혼합기) 내에서 수행하는 것이 유리하다.
용리 단계 후에 얻어진 혼합물 전체를 처리하는 것은 본 발명의 중요한 특징이 된다. 실제로, 선행 기술에 예시되어 있는 바와 같이, 이온교환 수지상에 용리가 있게 되는 때는 용액으로부터 이온교환 수지를 분리한후이다.
따라서, 낮은 수화열의 수경성 결합제를 상기한 바의 얻어진 혼합물에 교반하면서 첨가하는데, 매질의 pH는 적어도 9가 된다.
바람직하게는, 결합제는 경화시 낮은 다공성과 낮은 침투성의 추가된 특성을 나타내는 슬래그 시멘트이다. 슬래그 시멘트는 각종 비율의 클링커를 함유하고 있으며(클리커는 수화 반응의 발열성이 원인이 됨), 예를 들자면 다음과 같다.
-프랑스의 경우 :
시멘트 : CLK 슬래그>80%, 첨가제<3%
HFC 슬래그 40~75%, 첨가제<3%
CLC 슬래그 20∼45%, 첨가제<3%, 회분 20∼45%
-미국의 경우 : 포틀랜드 고로용 시멘트, 슬래그 25∼65%
-독일의 경우 : 아이젠포르틀란트 시멘트 슬래그>40%
-일본의 경우 : 고로용 시멘트 타입 C, 슬래그 60∼70%
상술한 시멘트 중에서, 높은 슬래그율(>60%)을 지닌 것이 바람직하다. 프랑스에서는, CLK 타입을 선택하는 경향이 있다.
충전제, 가소제 등의 다른 첨가제들을 수경성 결합제와 함께 도입될 수가 있다. 이온교환 수지 이 고정되는 최종 매트릭스의 기재는 수경성 결합제이지만, 매트릭스는 보다 낮은 비율로 다른 요소들을 포함할 수 있다.
결합제의 첨가량은 이온교환 수지의 혼입 비율 F=디캔트 이온교환 수지의 중량/피복 산물의 중량의 범위 3∼10%에 대해 용리액의 물/결합제의 중량비의 범위가 0.3~0.5, 바람직하게는 0.4가 되는 정도의 양이 좋다.
피복 산물의 중량은 용리액의 중량, 100% 디캔트 이온교환 수지의 중량 및 결합제 중량의 합과 같게 될 것이다.
다음의 실시예들은 본 발명을 구체적으로 설명하기 위해 주어진 것이다.
처리를 위해 붕산염-함유 이온교환 수지의 현탁액의 1회 분량의 배치를 취한다. 이 배치의 조성, 이온교환 수지의 정화한 성질, 그것들의 붕산염 함랑은 어느 것도 알려져 있지 않다.
실제로, 상기 이온교환 수지는 음이온성 앰벌라이트(Amberlite) IRN 78 LCL 이온교환 수지 인 건조 이온교환 수지 1kg당 H3BO3350g상당량을 함유한다.
이온교환 수지 배치를 계량기가 연결된 혼합기(GUEDUY사 제조)에 주입한다. 이온교환 수지를 조심스럽게 따라내는 정지 기간 후, 상층액을 펌프로 뿜어낸다.
장치의 무게를 재고, 100% 따라낸 이온교환 수지의 중량을 결정한다.
100% 따라낸 이온교환 수지의 얻은 16.5kg에 1ℓ당 200g의 Ca(NO3)2의 수용액 30ℓ를, 고체 석회 0.8kg과 함께, 첨가하고, 그 결과로서 어어지는 혼합물을 1시간 동안 휘저어 준다.
그 다음에, CLK 시멘트 75kg을 교반하에 첨가한다. 전부를 혼합한 다음, 수경성 결합제에 의한 폐기물 처리에 사용되는 통상 조건의 용기 속에 부어 놓는다.
그 결과로서 얻어지는 피복 산물의 중량은 약 120kg이고, 이는 혼입 비율 F'가 건조 수지의 4%이고, 물의 총량/시멘트 비가 0.5[물의 총량= 포화 용액의 물+이온교환 수지를 구성하는 물+100% 따라낸 이온교환 수지에서 발견되는 간격수(間隔水)] 그리고 체적 증가 인자가 4.7임을 나타낸다.
상기 피복 산물로부터 코어 샘플을 취하여 기계적 강도를 시험한다.
압축하의 기계적 강도는 7일 후 100바아 이상, 14일 후 200바아 이상, 그리고 2×28일 후 300바아 이상이다.
실시예 2
상기와 동일한 배치를 조심스럽게 따라내고, 계량하여(16.5kg) 1ℓ당 200g의 Ca(NO3)3수용액 21.5ℓ로 용리시키고 CLK 시멘트 51kg을 첨가한다.
이때, F'는 8%(건조 수지의)
f=3.5가 된다.
혼입은 향상되지만, 압축 강도가 7일 후 10바아 미만이고, 28일 후 200바아 이상이므로 경화가 저하된다.
상기 방법은, 혼합기로 구성되는 단일 장치로 수행하는 것을 필요로 하고, 핵 매질에 사용되는 모든 이온 교환 수지에 응용가능한 것으로, 방사성 이온교환 수지의 응결에 있어 공업적 수준에서 상당히 간소화시켜 준다.
따라서 본 발명에 따른 방법은 핵 분야의 공업적 응용에 몇 가지의 필수적인 이점을 제공한다.
그것들 중 하나는 본 발명의 방법은 활성 물질의 이동을 막아준다는 것이다. 즉, 처리되어야 할 폐기물만이 그 위치로 이송된다. 용기 중의 최종 산물의 캐스팅을 제외하고는, 어떠한 추출이나, 또는 추출물의 어떠한 병행 처리도 불필요하다.
이는 처리의 전 과정이 단일 장치, 즉 혼합기에서 수행될 수가 있기 때문이다.
두번째 이점은 본 방법의 수행 용이성이다.
이온교환 수지가 나타나고, 그것에 대해서는 아무 것도 알려져 있지 않다. 그것은 적용할 수 있는 안전 기준에 따라 만족스러운 방식으로 고정될 수가 있다. 해야할 유일한 일은 디캔트 상태의 그것의 중량을 결정하여 본 발명의 방법에 의해 규정된 수치 범위 내에 있게 하는 것이다.
용리에 관해서는, 이것은 용이한 조작이다.
인간의 개입(현장에서의 수동 조작) 및 방사성 물질의 정화와 오염에 관한 사소한 문제가 난점을 일으키고 있는 핵 분야에서는 용이한 조작과 간단한 장치가 요구되고 있다.
세번째 이점은, 붕산염 함유 여부에 관계없이, 핵 설비물로부터 발생한 어떠한 형태의 이온교환 수지라도 모두를, 심지어 대량으로도 처리할 수가 있다는 것이다. 여기서도 처리에 있어서의 독특함을 볼 수 있다.

Claims (4)

  1. 건조 이온교환 수지 1kg당 H3BO31000g 상당까지의 양의 붕산염을 함유할 수가 있는 방사성 이온교환 수지의, 수경성 결합제에 의한, 고정방법에 있어서, 상기 이온교환 수지를 조심스럽게 따라낸 후, 따라 낸 이온교환 수지 1kg당 1∼2ℓ의 비율로 100∼300g/ℓ의 Ca(NO3)2의 용리액과 최대 3시간 동안 접촉시키고, 낮은 수화열의 수경성 결합제를 pH≥9의 매질에 가하여, 용리액의 물 대 상기 결합제의 (중량)비가 0.3∼0.5, 혼입율 즉, 따라 낸 이온교환 수지/피복 산물은 3∼10중량%가 되게 함을 특징으로 하는 방법.
  2. 제 1 항에 있어서, 용리 효율을 항상시키고 pH>9를 얻기 위하여, 100% 따라낸 이온교환 수지 1kg당 200g의 비율의 석회를 용리액에 첨가함을 특징으로 하는 방법.
  3. 제 1 항 또는 제 2 항에 있어서, 수경성 결합제가 슬래그 시멘트임을 특징으로 하는 방법.
  4. 제 3 항에 있어서, 상기 시멘트는 CLK 시멘트임을 특징으로 하는 방법.
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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE4137947C2 (de) * 1991-11-18 1996-01-11 Siemens Ag Verfahren zur Behandlung von radioaktivem Abfall
DE4324818C2 (de) * 1993-07-23 2002-06-27 Framatome Anp Gmbh Verfahren zum Entsorgen von Ionenaustauscherharz
FR2773504B1 (fr) * 1998-01-12 2000-03-31 Bouygues Sa Procede pour conditionner des particules de resines echangeuses d'ions et application au traitement d'une eau radioactive
FR2803942A1 (fr) * 2000-01-13 2001-07-20 Patrick Byk Guitare electrique nomade en resine de synthese
NL2027369B1 (en) * 2021-01-22 2022-08-05 Pkb Top Holding B V Immobilizing chemical species

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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2553569C2 (de) * 1975-11-28 1985-09-12 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Verfahren zur Verfestigung von radioaktiven wäßrigen Abfallstoffen durch Sprühkalzinierung und anschließende Einbettung in eine Matrix aus Glas oder Glaskeramik
DE2603116C2 (de) * 1976-01-28 1983-01-27 Nukem Gmbh, 6450 Hanau Verfahren zur Verfestigung von radioaktiven borathaltigen wäßrigen Lösungen und Suspensionen
SE412658B (sv) * 1977-07-05 1980-03-10 Asea Atom Ab Sett att i cement bedda in borsyra- eller borathaltigt radioaktivt avfall
FR2561812B1 (fr) * 1984-03-21 1989-02-17 Commissariat Energie Atomique Procede de bitumage de dechets radioactifs constitues par des resines echangeuses de cations et/ou par des resines echangeuses d'anions

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