선택한 단어 수는 입니다.
최소 단어 이상 선택하여야 합니다.
최소 단어 이상 선택하여야 합니다.
선택한 단어 수는 30입니다.
최대 10 단어까지만 선택 가능합니다.
최대 10 단어까지만 선택 가능합니다.
문제 정의
- 원자력발전소의 2차 계통에서 금속 이 온 및 부식성 음이온을 제거하는데 사용된 이온교환수지 폐기물(폐수지)은 발생량이 많고 수분이 다량 포함되어 있어 처리가 곤란하므로 장기간 보관하는 방안은 비효율적이다. 본 연구는 원자력발전소 운영 중 발생되는 극미량 방사능을 가진 폐이온교환수지 처리에 관한 것이다. 이를 위해 우선 각 국내 원자력발전소 2차측에서 발생한 폐 이온교환수지의 보관량, 발생량 및 현재의 보관상태 등에 대해서 조사하였다[1].
- 본 연구를 위해 실험실 규모의 소형 SCWO 장치로써 폐음 이온교환수지의 최적 분해조건 도출을 위한 선행연구결과를 발표하였으몌11, 12, 13, 14], 또한 원자력발전소에 사용한 폐 양이온수지의 경우 Co를 함유할 가능성이 있으므로 양이 온교환수지에 Co를 치환시킨 모의시료(Co- substituted mock sample)로 실험한 결과, 방류기준을 만족하는 유기물 분해율 결과를 얻었으며, 0.2 um 필터로 여과한 처리수(treated water)는 1 ppm 미만의 Co만이 존재하여 Co를 99.9% 이상 회수할 수 있다는 실험결과를 얻었다[15, 16, 17], 본 논문에서는 최적 분해조건을 확보하는 과정을 간단히 소개한 다음, 파일럿플랜트의 운전결과 및 상용설비의 설계 과정에 대해서 소개하고자 한다.
- 현재 국내 원전에서 발생된 다양한 방사성 폐기물을 처리 하기 위해 2008년 8월에 울진 원전에 유리화공정을 설치하여 운전 중에 있는데[2, 3, 4], 이 설비 에서는 원전 작업자들이 사 용했던 작업복, 장갑, 양말 및 폐수지 등을 처리하고 있으나, 수분을 40% 이상 함유하고 있고 원전 2차 계통에서 발생한 극미량의 방사성 물질을 포함하고 있는 폐수지의 감량화는 초임계수산화(Super Critical Water Oxidation, SCWO) 기술이 처리 비용 및 효율성에 있어서 유리할 것으로 판단된다[5, 6, 7], 따라서 본 연구는 SCWO 기술을 적용한 파일럿플랜트 실험을 통해 상용화 가능성을 확인하였다.
제안 방법
- 상, 하부에서 유출된 입자를 각각 스크리닝 하였으며, 젖은 상태의 양이온 교환수지와 음이온 교환수지를 얻을 수 있었다. 각 이온교환수지의 열분해 특성을 파악하기 위해 열중량 분석기 (TA Instmment, Model No. 2950)로 분석하였고, 분리된 양이온 및 음이온수지의 원소분 석은 원소분석 기 (Fisons, Model No. EA1108)를 사용하였다.
- 각각의 실험 조건에서 얻어진 처리수의 COD(Chemical Oxygen Demand) 와 TN (Total Nitrogen) 을 분석하여 유기물 분해율과 총질소 저감율을 측정하였으며, 아울러 Ni, Cr, Mo, Fe 등의 4가지 금속 이온의 농도를 ICP-MS(Inductively Coupled Plasma-Mass Spectrometer)로 분석하여 계통의 부식 정도를 정량적으로 측정하였다.
- 주입된 슬러리와 산화제는 혼합된 후 예열기에서 320 -C까지 가열된 후 관형반응기 (tubular reactor)로 주입된다. 관형반응기는 외부에 고온의 히터가 설치되어 있으며 설정된 반응온도로 가열되며 반응기온도는 중앙부에 위치하고 있는 표면온도계를 통하여 측정되고 가열기 온도가 조절되도록 하였다. 반응기 에서 배출되는 처리수는 냉각기에서 상온까지 냉각된 후에 BPR에서 상압으로 해압 된 후 기-액 분리기에서 기체 성분과 분리된다.
- 5분에서 30분으로 증가시켜 실험을 진행해야만 원하는 수준의 유기물 분해율을 확보할 수 있었다. 그리 하여 파일럿플랜트에서는 유기물 분해율과 방식을 위해 중화제 투여량을 0.615 wt%에서 0.3 wt%로 줄이고 체류시간을 22.5분에서 30분으로 늘려서 실험을 진행하였으며, 운전결과는 처리수 COD 85-185 ppm, pH 4.0-6.0, 부식(Ni, Fe, Cr, Mo) 1.0 ppm 이하로 유기물 분해효율과 부식방지 모두 원하는 수준을 만족시 켰다. 여러 결과 중에서 원자력발 전소에서 사용한 폐양이온교환수지를 처리한 최적화 실험시 파일럿플랜트의 관형 반응기의 온도 및 압력 변화실험결과를 Fig.
- 먼저 소형 SCWO 장치에 사용했던 화력발전소 폐수지로 파일럿 테스트를 한 다음, 고리원자력 제1발전소 2차측 증기 발생기의 blow down에 사용했던 폐수지로 파일럿플랜트에서 분해실험을 실시하였다. 시료를 주입하여 정상상태에 도 달한 후 8.
- 먼저 소형 SCWO 장치에 사용했던 화력발전소 폐수지로 파일럿 테스트를 한 다음, 고리원자력 제:!발전소에서의 2차 측 steam generator의 blow down에 사용했던 폐수지를 파일럿 플랜트로써 분해실험을 진행하였다. 파일럿플랜트의 관형반응기에 탈질제로 니트로메탄을 0.
- 본 SCWO 플랜트는 국내에서 운전 중인 원자력발전소의 2차 계통에서 발생되는 폐이온교환수지(폐 양이온교환수지와 폐음이온교환수지의 혼합물)를 처리하는 것으로 각 폐수지 별로 처리유량 150 kg/h의 기준으로 설계되었다. 처리 대상의 원료의 상세한 규격을 Table 5와 6에 제시하였다.
- 비중차 분리기를 통해 얻은 IRN-77과 IRN-78의 젖은 파우 더 각각을 50 ℃, 30 torr의 진공 건조기에서 24시간 동안 건조시켜 함수분율을 22~24%로 감소한 분말을 얻고, 이 건조 분말을 대상으로 열중량 분석을 실시하였다(Fig. 5 참조). 질 소분위기 에서 분당 5 ℃ 의 속도로 900 ℃ 까지 승온시키면서시료의 중량감소를 측정한 결과, IRN-77의 경우 250~380 ℃ 영역에서 38%(수분 효과 배제)에 이르는 큰 폭의 중량감소가 일어나는데, 이는 결합에너지가 낮은 sulfonic acid 관능기가 열분해되어 탈기되기 때문으로 판단되며, 이론적으로 추정한36.
- 이를 밀봉한 후 200 rpm의 회전속도로 24시간 동안 볼밀로 처리하였다. 비중차 분리를 통해 얻은 양이온수지와 음이온수지 각각을 Fig. 2에 나타낸 형태의 볼밀로써 24시간 동안 습식으로 분쇄하여 고농도 슬러리를 얻었다.
- 먼저 소형 SCWO 장치에 사용했던 화력발전소 폐수지로 파일럿 테스트를 한 다음, 고리원자력 제1발전소 2차측 증기 발생기의 blow down에 사용했던 폐수지로 파일럿플랜트에서 분해실험을 실시하였다. 시료를 주입하여 정상상태에 도 달한 후 8.5시간 동안 운전하였다. 초기에 실험실 규모의 소 형장치에서 얻은 최적화 조건에서의 검증 실험이 원활히 진행되지 않은 이유를 확인하기 위해 원소분석(EA)과 금속 성분분석 (ICP-MS)을 진행하였다.
- 실험실 규모의 소형 SCWO 장치로 확보한 최적조건으로 화력발전소의 폐수지로 파일럿테스트를 실시한 다음, 원자력 발전소의 폐수지로 파일럿테스트를 진행하였다.
- 실험에 대한 전반적인 공정은 우선 혼합 폐수지를 비중차 분리기로 폐 양이온교환수지와 폐 음이온교환수지로 분리한 다음, 볼밀로 슬러리를 제조한다. 일정한 농도의 시료를 제조 한 다음, SCWO 공정으로 처리하고 처리수를 분석하는 일련 의 공정으로 실험을 진행하였으며 다음에 각 단계를 자세히 설명하였다 [11, 12, 14, 15, 17].
- 양이온수지와 음이온수지는 겉보기 형태와 입도가 거의 유사화지만 약 14%의 비중차가 있으므로 이러한 비중차를 이용 하면 혼합수지를 효과적으로 분리할 수 있을 것으로 판단하여 Fig. 1에 나타낸 유동층(fluidized bed) 비중차 분리기를 설계 하여 제작하였다. 비중차 분리기의 용량은 배치당 2 L의 수지를 처리할 수 있으며, 공급수의 최대 유량은 3.
- 본 연구는 원자력발전소 운영 중 발생되는 극미량 방사능을 가진 폐이온교환수지 처리에 관한 것이다. 이를 위해 우선 각 국내 원자력발전소 2차측에서 발생한 폐 이온교환수지의 보관량, 발생량 및 현재의 보관상태 등에 대해서 조사하였다[1]. 원전 2차측의 Condensate Polishing Plant(CPP)와 증기발생기의 Blowdown(SG B/D)에 사용된 이온교환수지는 Dow water & process solutions(구 Rohm & Haas) 및 Purolite을 포함해서 여러 회사제품들이 사용되고 있다.
- 실험에 대한 전반적인 공정은 우선 혼합 폐수지를 비중차 분리기로 폐 양이온교환수지와 폐 음이온교환수지로 분리한 다음, 볼밀로 슬러리를 제조한다. 일정한 농도의 시료를 제조 한 다음, SCWO 공정으로 처리하고 처리수를 분석하는 일련 의 공정으로 실험을 진행하였으며 다음에 각 단계를 자세히 설명하였다 [11, 12, 14, 15, 17].
- 이 장치 는 슬러리 주입용 다이아프램 펌프(Lewa Herbert Ott GmbH, Model LDB 1), 산화제 주입용 실린지 펌프(ISCO Model 260D) 등 고압 펌프 2기를 비롯하여 예열기, 반응기 및 냉각기 등으로 구성되어 있고 반응기는 Inconel 625 재질의 1/4u 튜브로 제작한 관형 (tubular) 반응기이며 내용적은 220 mL이다. 장치의 압력은 Tescom사의 BPR(back pressure regulator)로써 조절하였다. 슬러리는 다이아프램 펌프를 이용하여 25 MPa로 가압하여 주입되며, 산화제로 사용되는 50% 과산화수소(HQ?) 수용액은 실린지 펌프를 이용하여 역시 25 MPa로 가압하여 주입하였다.
- 5시간 동안 운전하였다. 초기에 실험실 규모의 소 형장치에서 얻은 최적화 조건에서의 검증 실험이 원활히 진행되지 않은 이유를 확인하기 위해 원소분석(EA)과 금속 성분분석 (ICP-MS)을 진행하였다. Table 3에서 볼 수 있듯이 화력발전소에서 발생된 폐수지와 원자력 발전소에서 발생된 폐 수지의 원소분석 에서 sulfur의 함량 차이가 나는데 이로 인해 산화반응이 진행되면서 발생되는 황산(H2SO4)의 양이 줄어 들어 NaOH 투여량에서 차이가 나는 것으로 생각되었다.
- 70인 조건에서 파일 럿플랜트를 운전하였다. 탈질제인 니트로메탄은 탈질제용 고압펌프를 추가로 사용하여 폐수와 산소가 만나 예열된 유체가 반응기로 들어가기 전에 mixer에서 폐수, 산소, 니트로메탄이 혼합되도록 실험을 변경하였다. 폐수 주입 후, 정상상태에 도달한 1.
- 먼저 소형 SCWO 장치에 사용했던 화력발전소 폐수지로 파일럿 테스트를 한 다음, 고리원자력 제:!발전소에서의 2차 측 steam generator의 blow down에 사용했던 폐수지를 파일럿 플랜트로써 분해실험을 진행하였다. 파일럿플랜트의 관형반응기에 탈질제로 니트로메탄을 0.544 wt% 투입하여 반 응기 온도 440-555 ℃, 반응압력 3, 600 psi, 체류시간 2.5분, Nitrate 이온(NO;)과 ammonium 이온(NHJ)의 비율 1.70인 조건에서 파일 럿플랜트를 운전하였다. 탈질제인 니트로메탄은 탈질제용 고압펌프를 추가로 사용하여 폐수와 산소가 만나 예열된 유체가 반응기로 들어가기 전에 mixer에서 폐수, 산소, 니트로메탄이 혼합되도록 실험을 변경하였다.
- 폐 양이온교환수지의 파일럿테스트는 실험실 규모에서 확보한 최적 조건에서 화력발전소의 폐 양이온교환수지는 원활히 처리가 되는 반면에 원자력발전소의 폐 양이온교환수지로 써는 운전이 원활하게 진행되지 않아서 원인 규명을 시도하였다. 화력발전소 폐수지에 비해 원자력발전소 폐수지는 sulfur 함량이 적었으며, 이로 인해 산화반응이 진행되면서 발생되는 황산(H2SO1) 양의 감소와 SCWO 공정에서 촉매로 작용될 수 있는 금속 함량이 적다는 것을 확인할 수 있었다.
대상 데이터
- 화력 및 원자력발전소에 사용되는 이온교환수지는 Dow water & process (구 Rohm & Haas) 의 혼합 이온교환수지 IRN-150로써, 크기는 300-1200 am, 모양은 구형입자이며, 양이온수지인 IRN-77과 음이온수지인 IRN-78이 1:1로 혼합 된 제품이다. 이온교환수지는 styrene과 divinyl benzene (DVB)의 공중합체에 양이온수지는 술폰산, 음이온수지는 quaternary ammonium을 첨가하여 제조하는 것으로 파악되었다.
성능/효과
- 하지만 Table 4에서 보듯이 전체적으로 화력발전소의 폐수지가 원자력발전소의 폐수지보다 금속 함량이 많은 것을 볼 수 있는데 특히 Cu의 경우에는 많은 차이를 보였다. 그러므로 원자력발전소 폐수지를 대상으로 분해 실험을 진행함에 있어서 발생된 촉매의 양이 적기 때문에 체류시간을 22.5분에서 30분으로 증가시켜 실험을 진행해야만 원하는 수준의 유기물 분해율을 확보할 수 있었다. 그리 하여 파일럿플랜트에서는 유기물 분해율과 방식을 위해 중화제 투여량을 0.
- 화력발전소 폐수지에 비해 원자력발전소 폐수지는 sulfur 함량이 적었으며, 이로 인해 산화반응이 진행되면서 발생되는 황산(H2SO1) 양의 감소와 SCWO 공정에서 촉매로 작용될 수 있는 금속 함량이 적다는 것을 확인할 수 있었다. 그리하여 파일럿테스트에서는 유기물 분해율과 방식을 위한 중화제인 NaOH 투여량을 0, 615 wt%에서 0.3 wt%로 줄였으며 , 촉매로 사용되는 금속 함량이 적으므로 체류시간을 22.5 분에서 30분으로 늘려서 운전하여, COD 85~185 ppm, pH4.0—6.0 및 Ni, Fe, Cr, Mo 1.0 ppm 이하로 유-기물 분해효율 과 부식방지 모두 원하는 수준을 만족하는 처리수를 얻을 수 있었다. 산화반응 후 배출되는 기체 중의 NOx는 0ppm, SOx 는 3 ppm으로 대기 오염물질 배출기준인 100 ppm 이하를 만족시켰다.
- 즉, 양이온수지의 경우 SCWO 처리 시 부산물 로 황산(日会。4)이 발생할 가능성이 있는 반면, 음이온수지의 경우에는 암모니아(NH)가 발생할 수 있다. 따라서 혼합수지 를 분리하지 않고 그대로 처리할 경우 부산물끼리 서로 반응 하여 염(예를 들면, ammonium sulfate)이 발생하거나 pH 조절 실패에 따른 부식의 우려가 있어 우선적으로 혼합수지를 양이온수지와 음이온수지로 분리하여 각각에 대한 SCWO 공정특성을 파악하는 것이 바람직할 것으로 판단되었다.
- 10월 기준임). 방사능 분석은 CPP에서 사용된 폐수지 에서는 전혀 검출되지 않았지만, 일부 SG B/D의 폐수지에서는 Cs-134, 137 및 Co-60이 간헐적으로 미세하게 검출되었다. 관리 및 처리방법은 원전에 따라 다양했다.
- 0 ppm으로 배출기준을 만족하는 분해율을 얻었다. 산화 반응 후 배출되는 기체 중의 NOx와 SOx 모두 0 ppm으로 측정되어 대기 오염물질 배출기준인 100 ppm 이하를 만족시켰 다.
- 산화반응 후 배출되는 기체 중의 NOx, SOx를 분석한 결과 NOx는 0 ppm, SOx는 3 ppm으로 대기 오염물질 배출기준인 100 ppm이하를 만족시켰다.
- 산화반응 후 배출되는 기체 중의 NOx, SOx를 분석한 결과 NOx와 SOx 모두 0 ppm으로 대기 오염물질 배출기준인 100 ppm이하를 만족시켰다.
- 5 참조). 질 소분위기 에서 분당 5 ℃ 의 속도로 900 ℃ 까지 승온시키면서시료의 중량감소를 측정한 결과, IRN-77의 경우 250~380 ℃ 영역에서 38%(수분 효과 배제)에 이르는 큰 폭의 중량감소가 일어나는데, 이는 결합에너지가 낮은 sulfonic acid 관능기가 열분해되어 탈기되기 때문으로 판단되며, 이론적으로 추정한36.6%와 잘 일치하였다. IRN-78의 경우에는 보다 낮은 온도 인 180-320 ℃ 구간에서 약 30%의 중량 감소가 일어나며, 이 역시 quaternary ammonium 관능기의 열분해에 의한 것으로 판단되었고, 이론적으로 추정한 32.
- 폐 양이온교환수지에 대해 도출된 최 적조건은 반응온도 358 ℃ , 반응압력 3, 600 psi, 산소량 60% 과량, 체류시간 22.5 분, NaOH 0.615 wt%이고 상기의 조건에서 처리수의 COD 80 — 185 ppm, pH 4.0 — 6.0, 부식성분(Ni, Fe, Cr, Mo) <1.0 ppm을 확인하였다.
- 탈질제인 니트로메탄은 탈질제용 고압펌프를 추가로 사용하여 폐수와 산소가 만나 예열된 유체가 반응기로 들어가기 전에 mixer에서 폐수, 산소, 니트로메탄이 혼합되도록 실험을 변경하였다. 폐수 주입 후, 정상상태에 도달한 1.25시간 동안 운전이 원활하게 진행 되었으며 처리수의 COD <90 ppm, T-N<50 ppm, pH 4~ 5이며 , 부식정도를 확인한 결과 Ni, Fe, Cr, Mo <1.0 ppm로 실험실에서 확보한 최적화 조건을 만족하였다. 운전 중인 파일럿플랜트 제어 패널의 모습을 Fig.
- 폐음이온교환수지의 파일럿테스트는 실험실 규모에서 확보한 최적 조건으로 화력발전소 폐수지와 원자력발전소 폐수 지의 처리가 원활하게 진행되었으며, 처리수를 분석한 결과 COD (90 ppm, T-N <50 ppm, pH 4~5 및 Ni, Fe, Cr, Mo <1.0 ppm으로 배출기준을 만족하는 분해율을 얻었다. 산화 반응 후 배출되는 기체 중의 NOx와 SOx 모두 0 ppm으로 측정되어 대기 오염물질 배출기준인 100 ppm 이하를 만족시켰 다.
- 폐 양이온교환수지의 파일럿테스트는 실험실 규모에서 확보한 최적 조건에서 화력발전소의 폐 양이온교환수지는 원활히 처리가 되는 반면에 원자력발전소의 폐 양이온교환수지로 써는 운전이 원활하게 진행되지 않아서 원인 규명을 시도하였다. 화력발전소 폐수지에 비해 원자력발전소 폐수지는 sulfur 함량이 적었으며, 이로 인해 산화반응이 진행되면서 발생되는 황산(H2SO1) 양의 감소와 SCWO 공정에서 촉매로 작용될 수 있는 금속 함량이 적다는 것을 확인할 수 있었다. 그리하여 파일럿테스트에서는 유기물 분해율과 방식을 위한 중화제인 NaOH 투여량을 0, 615 wt%에서 0.
후속연구
- 현재 본 Lab-scale 실험결과와 파일럿플랜트 테스트 결과를 반영하여 상용설비의 설계를 거의 완료하였으며, 조만간 상용설비의 상세 설계과정에 대해 발표할 예정이다.
※ AI-Helper는 부적절한 답변을 할 수 있습니다.