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방사성폐기물 유리화설비의 배기가스 처리계통 운영 사례 연구
A Case Study on Operation of Off-Gas Treatment System of Radioactive Waste Vitrification Facility 원문보기

대한환경공학회지 = Journal of Korean Society of Environmental Engineers, v.38 no.5, 2016년, pp.249 - 254  

이혜현 (뉴클리어솔루션, 기술연구소) ,  박규원 (뉴클리어솔루션, 기술연구소)

초록
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본 연구에서는 상용 유리화설비 설계를 위한 기초자료에 도움이 되고자 용융공정에서 발생되는 배기가스의 특성과 배기가스 처리계통 운영사례를 조사하였다. 유리화설비 운영의 목적은 용융공정으로 투입된 방사성폐기물 내에 함유되어 있는 유해물질과 용융공정 내에서 발생된 다양한 화학종을 함유하고 있는 유해 배기가스를 처리하는 것이다. 유리화설비를 건설, 운영하기 위해서는 안전성 분석을 통한 인허가가 필수적이며, 부산물로 발생하는 방사성핵종이나 유해물질을 법적 환경배출규제치 이하로 처리하는 것이 매우 중요하다. 이를 위해서는 배기가스의 특성을 정확히 파악하여 그 특성에 따라 적절한 배기가스 처리공정을 설계해야 한다. 따라서 적절한 배기가스 처리계통을 설계하는 데는 폐기물 발생 특성, 용융로 특성, 배기가스 규제지침, 배기가스 발생 특성, 배기가스 처리장치에 대한 성능 평가 등의 광범위한 요소를 고려해야 한다.

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

In this study, we investigated the main characteristics of off-gas generated from melting process and off-gas treatment system operation example to provide some primary data for commercial vitrification facility design. The purpose of vitrification facility operation is to treat hazardous materials ...

주제어

AI 본문요약
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문제 정의

  • 따라서 본 논문에서는 상용 유리화설비 설계를 위한 기초 자료에 도움이 되고자 용융공정에서 발생되는 대표적인 배기가스 특성과 배기가스 처리계통 운영사례를 조사하였다.
  • 지금까지 본 연구에서는 상용 유리화설비 설계를 위한 기초자료에 도움이 되고자 국내를 포함한 원자력 선진국인 프랑스, 미국의 유리화 공정에서 발생되는 배기가스의 특성과 배기가스 처리계통 운영사례를 조사하였다.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
유리화설비의 구성은 어떻게 되어 있는가? 유리화설비에는 방사성폐기물을 유리화하는 용융공정과 용융로에서 발생되는 배기가스를 처리하는 배기가스 처리 계통으로 구성되어 있다. 방사성폐기물을 유리화할 경우 용융로에서 다양한 화학종을 함유하고 있는 배기가스가 발생될 수 있으며, 이들이 배기가스 처리계통에서 적절히 처리 되지 않을 경우 금속, 탄화수소, 방사성핵종 등의 유해물질이 대기로 방출되어 사회, 환경적으로 심각한 문제를 야기시키게 된다.
방사성폐기물 처리에서 유리화 기술이란 무엇인가? 원전에서 발생하는 방사성폐기물은 처분장 안전성에 대한 우려로 폐기물의 부피를 줄이면서 처분된 폐기물의 방사능이 자연방사능 수준까지 환경으로 유출되지 않도록 하는 처리기술이 절실히 필요하게 되었다. 이러한 요구에 적합한 처리기술로서 방사성폐기물을 고온 용융로에 투입해 열분해 시킨 후 방사성핵종을 안정한 유리물질 안에 영구적으로 가두어 고형화시키는 유리화(virtrification) 기술이 세계적인 추세로 발전되고 있다.1~3)
산성가스 중 질산화물이 다량으로 발생되는 공정은 무엇인가? 산성가스는 폐기물에 따라 염화수소(HCl), 황산화물(SOx), 질산화물(NOx) 등이 존재한다. 특히 NOx는 질산염에 기초한 공정에서 발생되는 고준위방사성폐기물의 용융공정에서 다량으로 발생된다.7)
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참고문헌 (19)

  1. Kim, C.-W., Choi, K.-S., Park, J.-K., Shin S.-W. and Soung, M.-J., "Radioactive waste vitrification," Ceramist, 3(6), 55-66(2000). 

  2. Donald, I. W., "Waste immobilisation in glass and ceramic based hosts: Radioactive, toxic and hazardous wastes," Wiley-Blackwell, p. 526(2010). 

  3. Ghussn, L., Martinelli, J. R. and Russo, D. O., "Comparison of the corrosion resistance of sintered and monolithic iron phosphate and niobium phosphate glasses containing $U_3O_8$ ," Glass Technol., 50, 269-272(2009). 

  4. Low-and Intermediate-Level radioactive Waste (LILW) incineration standards, Notification No. 2014-60 of the Nuclear Safety and Security Commission (NSSC), enforcement in Nov. 11th(2014). 

  5. Standards on radiation protection, etc., Notification No. 2014-34 of the Nuclear safety and security commission, enforcement in Nov. 11th(2014). 

  6. USA 10 CFR 50 appendix I. 

  7. IAEA, "Design and operation of off-gas cleaning systems at high level liquid waste conditioning facilities," Technical reports series No.291(1988). 

  8. Boing, L. E., "Decontamination Technologies," US DOE report, Argonne National Laboratory Decommissioning Program, p. 10(2011). 

  9. Kim, C. W. et al., "Radioactive wastes vitrification using induction Cold Crucible Melter: Characteristics of vitrified form," J. Korean Ceram. Soc., 39(6), 576-581(2002). 

  10. Bonnetier, A., Hollebecque, J. F., Lacombe, J., Quang, R. D. and Rivat, P., "Development of an advanced cold crucible for direct induction melting of glass," In Proceedings of the 4th International Conference on Electromagnetic Processing of Materials, Lyon, France(2003). 

  11. Ji, P.-G., Yang G.-H. and Shin, S.-W., "Characteristicson off-gas treatment system of the Low-and Intermediate-Level radioactive Waste (LILW) vitrification facility," Proc. Korean Radioact. Wastes Soc., 5(2), 137-138(2007). 

  12. Quang, R. D., Petitjean, V., Hollebecque, F., Pinet, O., Flament, T. and Prod'homme, A., "Vitrification of HLW produced by uranium/molybdenum fuel reprocessing in COGEMA's Cold Crucible Melter," WM'03 Conference, Tucson, AZ(2003). 

  13. Bonniaud, R., Sombret C., and Rancon, D., "Vitrification of fission products concentrated solutions: Technological studies," Symposium on Treatment and Storage of High-Level Radioactive Waste, IAEA Vienna, Austria(1962). 

  14. Bonniaud, R., Jouan, A. and Sombret, C., "Large scale waste glass production,"high-Level Radioactive Solid Waste Forms (Proc. Conf. Denver, 1978), Rep. NUREG/CP-0005, US Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC, pp. 157-197 (1978). 

  15. Chotin, M., Bonniaud, R., Jouan, A. and Rabot, G., "Operational experience of the first industrial HLW vitrification plant," paper presented at Symp. Cincinnati, April-May(1979). 

  16. Allan, B. Barnes, et al., "Feasibility evaluation and retrofit plan for CCIM deployment in the DWPF at SRS-8118," WM'08 Conference, Phoenix, AZ(2008). 

  17. Chapman, C. C., "Experience with a Joule-Heated Ceramic Melter while converting simulated High-Level Waste to glass," BNWL-2071, Pacific Northwest Laboratory, Richland, WA (1976). 

  18. Kessler, J. L. and Randall, C. T., "Performance of a large-scale melter and off-gas system utilizing simulated SRP DWPF waste," Waste Management (Proc. Symp. Tucson, 1984), Arizona Board of Regents, Tucson, AZ(1984). 

  19. Jain, V., "Survey of Waste Solidification Process Technologies," Defense Waste Processing Facility at Savannah River Site, U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC, pp. 17-28(2001). 

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