저준위 방사성 폐기물은 원자력 발전소의 운용과정 및 방사성 동위원소를 이용하는 병원, 연구기관, 산업체 등의 원자력을 이용하는 과정에서 발생한다. 원자력 발전소에서 발생하는 저준위 방사성 폐기물은 가연성 및 비가연성 잡고체(DAW), 폐이온교환수지류, 폐필터류, 붕산 폐액 등을 포함하고 있으며, 그 중 가연성 잡고체는 전체 저준위 방사성 폐기물 발생량의 60vol. %를 차지할 정도로 많을 양을 차지하고 있다. 이들 가연성 잡고체는 최종처분을 위해 감용화와 핵종의 고정화에 적합한 ...
저준위 방사성 폐기물은 원자력 발전소의 운용과정 및 방사성 동위원소를 이용하는 병원, 연구기관, 산업체 등의 원자력을 이용하는 과정에서 발생한다. 원자력 발전소에서 발생하는 저준위 방사성 폐기물은 가연성 및 비가연성 잡고체(DAW), 폐이온교환수지류, 폐필터류, 붕산 폐액 등을 포함하고 있으며, 그 중 가연성 잡고체는 전체 저준위 방사성 폐기물 발생량의 60vol. %를 차지할 정도로 많을 양을 차지하고 있다. 이들 가연성 잡고체는 최종처분을 위해 감용화와 핵종의 고정화에 적합한 무기화합물 형태로 변환되어야만 한다. 저준위 방사성 폐기물의 처리 및 처분공법 중 유리화 처분공법은 유기화합물의 완전소멸과 우수한 내구성 및 높은 감용율 등과 같은 장점을 가지고 있다는 점에서 많은 관심을 끌고있다. 그러나 현행 유리화 처분기술은 에너지 고소비형이며, 고온의 유리화 과정에서 방사성 흄과 유해성 산화가스(NO_(x) 등) 발생하는 등 경제적, 환경적 측면에서 볼 때 여전히 만족스럽지 못한 상태이다. 본 연구에서는 저준위 방사성 폐기물의 현행 처분공법의 대안으로 자기열폭발법을 개발하고 검증하였다. 실험은 특별히 고안한 고압연소반응기를 이용해 수행하였다. 자기열폭발법은 가연성 잡고체류의 완전산화/이온화를 위한 열폭발연소과정과 산화후 부산물로 발생하는 산화 응축수 및 고형 잔류물의 유리화를 위한 열폭발연소합성법을 포함한다. 유리화 과정에서는 산화응축수의 유리화를 위한 유리화 에너지원 및 유리기층제로 제지슬러지의 적용성을 평가하였다. 산소(O_(2)) 15기압을 충진하는 고압연소반응기에서의 열폭발연소과정은 가연성 잡고체를 산화가스와 산화수 및 무기 잔류물 상태로 변환시킬 수 있었다. 고형잔류물을 바탕으로 구한 열폭발연소과정의 감중량률은 초기 잡고체 중량대비 99.84~≥99.99%에 이르렀으며, 이는 일반 소각처분에 의해 생성되는 회분의 74.9~≥95.8%가 휘발되었음을 나타낸다. 가연성 잡고체의 유기성분 산화의 결과산물인 응축수는 가연성잡고체의 수소(H)함유량에 비례하여 생성되었으며, 그 생성량은 처분중량 대비 53(면류)~125%(비닐류)이었다. 연소과정에서 방사성 흄과 NO_(x) 등 다양한 유해가스가 생성됨에도 불구하고, 산화응축수가 이들 유해성분과의 흡수반응을 통해 효과적인 제거자 역할을 함으로써 배기가스 성분은 유해가스 배출기준을 만족시켰다. 더 나아가 연소과정에서 Thermal NO_(x)의 생성은 산소 주입 전에 연소반응기를 -10 psi 이하로 진공처리함으로써 99% 이상 억제할 수 있었다. 산화응축수는 제지슬러지를 이용하는 연소합성법에 의해 유리화가 가능하였다. 방사성 핵종의 포집효율과 물리적 특성 및 화학적 내구성을 포함하는 처분과정 및 산물에 대한 세부적인 평가를 제지슬러지의 종류와 물유리, 붕산 등 보조제 첨가여부 등 다양한 조건 하에서 검토하였다. 그 결과, 응축수의 유리화 처분 보조제로서 공정슬러지가 탈묵슬러지에 비해 보다 적합하였으며, 붕산 10% 이상의 첨가는 포집효율을 개선하는데 있어 효과적임을 알 수 있었다. 핵종 1wt.%, 붕산 10wt.%를 첨가하는 조건에서 산화응축수-공정슬러지 혼합체로부터 생성된 유리체는 핵종 포집률 ≥98.6%, 비중 ≥2.5 g/㎤, MCC-1P 침출실험에 의한 총질량손실량 ≤0.25 g/㎡ 등 그 품질이 매우 우수하였다. 최종 감용률은 가연성 잡고체의 초기 부피 대비 99.9%이상이었다.
저준위 방사성 폐기물은 원자력 발전소의 운용과정 및 방사성 동위원소를 이용하는 병원, 연구기관, 산업체 등의 원자력을 이용하는 과정에서 발생한다. 원자력 발전소에서 발생하는 저준위 방사성 폐기물은 가연성 및 비가연성 잡고체(DAW), 폐이온교환수지류, 폐필터류, 붕산 폐액 등을 포함하고 있으며, 그 중 가연성 잡고체는 전체 저준위 방사성 폐기물 발생량의 60vol. %를 차지할 정도로 많을 양을 차지하고 있다. 이들 가연성 잡고체는 최종처분을 위해 감용화와 핵종의 고정화에 적합한 무기화합물 형태로 변환되어야만 한다. 저준위 방사성 폐기물의 처리 및 처분공법 중 유리화 처분공법은 유기화합물의 완전소멸과 우수한 내구성 및 높은 감용율 등과 같은 장점을 가지고 있다는 점에서 많은 관심을 끌고있다. 그러나 현행 유리화 처분기술은 에너지 고소비형이며, 고온의 유리화 과정에서 방사성 흄과 유해성 산화가스(NO_(x) 등) 발생하는 등 경제적, 환경적 측면에서 볼 때 여전히 만족스럽지 못한 상태이다. 본 연구에서는 저준위 방사성 폐기물의 현행 처분공법의 대안으로 자기열폭발법을 개발하고 검증하였다. 실험은 특별히 고안한 고압연소반응기를 이용해 수행하였다. 자기열폭발법은 가연성 잡고체류의 완전산화/이온화를 위한 열폭발연소과정과 산화후 부산물로 발생하는 산화 응축수 및 고형 잔류물의 유리화를 위한 열폭발연소합성법을 포함한다. 유리화 과정에서는 산화응축수의 유리화를 위한 유리화 에너지원 및 유리기층제로 제지슬러지의 적용성을 평가하였다. 산소(O_(2)) 15기압을 충진하는 고압연소반응기에서의 열폭발연소과정은 가연성 잡고체를 산화가스와 산화수 및 무기 잔류물 상태로 변환시킬 수 있었다. 고형잔류물을 바탕으로 구한 열폭발연소과정의 감중량률은 초기 잡고체 중량대비 99.84~≥99.99%에 이르렀으며, 이는 일반 소각처분에 의해 생성되는 회분의 74.9~≥95.8%가 휘발되었음을 나타낸다. 가연성 잡고체의 유기성분 산화의 결과산물인 응축수는 가연성잡고체의 수소(H)함유량에 비례하여 생성되었으며, 그 생성량은 처분중량 대비 53(면류)~125%(비닐류)이었다. 연소과정에서 방사성 흄과 NO_(x) 등 다양한 유해가스가 생성됨에도 불구하고, 산화응축수가 이들 유해성분과의 흡수반응을 통해 효과적인 제거자 역할을 함으로써 배기가스 성분은 유해가스 배출기준을 만족시켰다. 더 나아가 연소과정에서 Thermal NO_(x)의 생성은 산소 주입 전에 연소반응기를 -10 psi 이하로 진공처리함으로써 99% 이상 억제할 수 있었다. 산화응축수는 제지슬러지를 이용하는 연소합성법에 의해 유리화가 가능하였다. 방사성 핵종의 포집효율과 물리적 특성 및 화학적 내구성을 포함하는 처분과정 및 산물에 대한 세부적인 평가를 제지슬러지의 종류와 물유리, 붕산 등 보조제 첨가여부 등 다양한 조건 하에서 검토하였다. 그 결과, 응축수의 유리화 처분 보조제로서 공정슬러지가 탈묵슬러지에 비해 보다 적합하였으며, 붕산 10% 이상의 첨가는 포집효율을 개선하는데 있어 효과적임을 알 수 있었다. 핵종 1wt.%, 붕산 10wt.%를 첨가하는 조건에서 산화응축수-공정슬러지 혼합체로부터 생성된 유리체는 핵종 포집률 ≥98.6%, 비중 ≥2.5 g/㎤, MCC-1P 침출실험에 의한 총질량손실량 ≤0.25 g/㎡ 등 그 품질이 매우 우수하였다. 최종 감용률은 가연성 잡고체의 초기 부피 대비 99.9%이상이었다.
Low-level radioactive wastes(LLWs) from nuclear power plants due to normal operation and maintenance works, hospitals and research institutes due to isotope applications are generated daily with a considerable amount. The LLWs generated from routine operation of nuclear power plants include combusti...
Low-level radioactive wastes(LLWs) from nuclear power plants due to normal operation and maintenance works, hospitals and research institutes due to isotope applications are generated daily with a considerable amount. The LLWs generated from routine operation of nuclear power plants include combustible and non-combustible Dry Active Wastes(DAWs), spent resin and filter, and borate liquid waste. The combustible DAWs are the main component, which take about 60 vol.% of total original LLWs. They should be transformed into the inorganic compounds suitable for radionuclides immobilization with maximum volume reduction to their permanently dispose. Vitrification is much attractive among the technologies for treatment and disposal of LLWs due to its advantages; high volume reduction, good durability of waste form and the complete destruction of organic compounds. Vitrification technologies developed are, however, still unsatisfactory from the viewpoints of economy and environment due to their high consumption of energy and inevitable generation of radioactive hume and noxious oxidation gas, e.g. NO_(x), in the process of vitrification with high temperature. As an alternative technology for treatment of LLWs, the self thermal explosion method has been developed and investigated. The experiments were conducted in a specifically designed high pressure combustion reactor(HPCR). This method includes the thermal explosive combustion process for perfect oxidation/ionization of combustible DAWs, and followed by the thermal explosive combustion synthesis for vitrification of condensed oxidation water and solid residue, generated as by-products after oxidation process. In the vitrification process, it is evaluated the suitability to vitrify the condensed water by using the paper mill sludges as vitrification energy source and glass matrix former. The thermal explosive combustion process in HPCR with filling 15 atm of O_(2) successfully transformed the combustible DAWs into oxidized gas and water, and inorganic solid residue. Base on the solid residue, the weight reduction factors of thermal explosive combustion process could reach 99.58 to ≥99.99% as compared with initial weight of DAWs, and it is indicated that 75 to 99% of ash generated from ordinary incineration was volatilized. The condensed water, which resulted from the oxidation of organic component in DAWs, was created in directly proportional to hydrogen contents of each DAWs, e.g., 57wt.% of cotton fabric to 125wt.% of vinyl. Although various noxious gas such as volatile radionuclides and thermal NO_(x), etc., should be formed in the combustion process, the exhaust gas was satisfied the emission standard in all components without any gas-cleaning system, because the condensed water acted in effective as an eliminator through absorption reaction of oxidized and volatilized gas components. Furthermore, creating thermal NO_(x) in the combustion process could be prevented up to 99% by the vacuum treatment lower than -10 psi of HPCR before O_(2) filling. The condensed water could be successfully vitrified with paper mill sludges by the combustion synthesis method. Detailed process and product evaluations including incorporation efficiency of radionuclide, physical property and chemical durability were carried out on various formulations using paper mill sludges with/without addition of boric acid or sodium silicate. The results indicated that P.M sludge is more desirable material for use in the vitrification of condensed water than D.I.P sludge, and up to 10wt.% addition of boric acid is effective in the improvement of incorporation efficiency of radionuclide. Glass vitrified from condensed water-P.M sludge mixture with 10wt.% boric acid and 1wt.% radionuclide shows good qualities as follows; ≥98.6% in incorporation efficiency of radionuclide, ≥2.5g/㎤ of bulk density, and ML≤0.25g/㎡ of chemical durability by MCC-1P leaching test. Ultimate volume reduction was higher than 99.9% relative to initial volume of combustible DAWs.
Low-level radioactive wastes(LLWs) from nuclear power plants due to normal operation and maintenance works, hospitals and research institutes due to isotope applications are generated daily with a considerable amount. The LLWs generated from routine operation of nuclear power plants include combustible and non-combustible Dry Active Wastes(DAWs), spent resin and filter, and borate liquid waste. The combustible DAWs are the main component, which take about 60 vol.% of total original LLWs. They should be transformed into the inorganic compounds suitable for radionuclides immobilization with maximum volume reduction to their permanently dispose. Vitrification is much attractive among the technologies for treatment and disposal of LLWs due to its advantages; high volume reduction, good durability of waste form and the complete destruction of organic compounds. Vitrification technologies developed are, however, still unsatisfactory from the viewpoints of economy and environment due to their high consumption of energy and inevitable generation of radioactive hume and noxious oxidation gas, e.g. NO_(x), in the process of vitrification with high temperature. As an alternative technology for treatment of LLWs, the self thermal explosion method has been developed and investigated. The experiments were conducted in a specifically designed high pressure combustion reactor(HPCR). This method includes the thermal explosive combustion process for perfect oxidation/ionization of combustible DAWs, and followed by the thermal explosive combustion synthesis for vitrification of condensed oxidation water and solid residue, generated as by-products after oxidation process. In the vitrification process, it is evaluated the suitability to vitrify the condensed water by using the paper mill sludges as vitrification energy source and glass matrix former. The thermal explosive combustion process in HPCR with filling 15 atm of O_(2) successfully transformed the combustible DAWs into oxidized gas and water, and inorganic solid residue. Base on the solid residue, the weight reduction factors of thermal explosive combustion process could reach 99.58 to ≥99.99% as compared with initial weight of DAWs, and it is indicated that 75 to 99% of ash generated from ordinary incineration was volatilized. The condensed water, which resulted from the oxidation of organic component in DAWs, was created in directly proportional to hydrogen contents of each DAWs, e.g., 57wt.% of cotton fabric to 125wt.% of vinyl. Although various noxious gas such as volatile radionuclides and thermal NO_(x), etc., should be formed in the combustion process, the exhaust gas was satisfied the emission standard in all components without any gas-cleaning system, because the condensed water acted in effective as an eliminator through absorption reaction of oxidized and volatilized gas components. Furthermore, creating thermal NO_(x) in the combustion process could be prevented up to 99% by the vacuum treatment lower than -10 psi of HPCR before O_(2) filling. The condensed water could be successfully vitrified with paper mill sludges by the combustion synthesis method. Detailed process and product evaluations including incorporation efficiency of radionuclide, physical property and chemical durability were carried out on various formulations using paper mill sludges with/without addition of boric acid or sodium silicate. The results indicated that P.M sludge is more desirable material for use in the vitrification of condensed water than D.I.P sludge, and up to 10wt.% addition of boric acid is effective in the improvement of incorporation efficiency of radionuclide. Glass vitrified from condensed water-P.M sludge mixture with 10wt.% boric acid and 1wt.% radionuclide shows good qualities as follows; ≥98.6% in incorporation efficiency of radionuclide, ≥2.5g/㎤ of bulk density, and ML≤0.25g/㎡ of chemical durability by MCC-1P leaching test. Ultimate volume reduction was higher than 99.9% relative to initial volume of combustible DAWs.
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