• 제목/요약/키워드: 방사성폐액처리

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이동로봇을 이용한 원자력발전소 Sump 내 슬러지 제거 (Sludge Cleaning in the Sump of Nuclear Power Plants Using a Mobile Robot)

  • 김창회;신호철;서용칠;정경민
    • 대한전기학회:학술대회논문집
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    • 대한전기학회 2009년도 제40회 하계학술대회
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    • pp.1823_1824
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    • 2009
  • 원자력 발전소 운전과정에서 발생하는 각종 폐액은 저장/여과 과정을 거치게 된다. 이러한 폐액의 저장/여과 과정에서 탱크 내에 침적된 방사성 슬러지들은 농축 고화 처리가 요구 되며 방사선량에 따라 작업자의 접근이 제한적이다. 본 논문에서는 탱크나 섬프(Sump)내의 방사성 슬러지를 제거하기 위하여 개발 중인 로봇의 기능과 이를 이용한 슬러지 제거 기초실험 결과를 제시한다.

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폐액증발기 농축폐액 폴리머고화 타당성 연구 (A Feasibility Study on the Polymer Solidification of Evaporator Concentrated Wastes)

  • 양호연;김주열
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제5권4호
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    • pp.297-308
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    • 2007
  • 폐액증발기 농축폐액의 폴리머고화를 위하여 붕산 함유 건조분말에 액상규산나트륨을 과립화제로 활용하여 점적 형태로 분사하고 평균 $2{\sim}4mm$ 크기의 과립을 제조하는 농축폐액 과립화 설비를 제작하였다. 또한 폐수지 폴리머 고형화에 대해 미국 원자력규제위원회(NRC)의 인증을 받은 신규 고화기술을 과립화된 농축폐액에 성공적으로 적용하였다. 상기 고화설비는 기계적인 혼합 대신 중력을 이용한 in-situ 고화처리 방식으로 폐기물의 추가적인 부피증가가 없고 폐기물 적재량을 최대화할 수 있다. 생산된 폴리머 고화체의 성능평가를 위해 화재시험, 압축강도시험, 침출 및 침수시험, 방사선조사시험, 열순환시험을 표준시험법에 따라 수행하였다.

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Ferrocyanide-음이온 교환수지에 의한 모의 토양제염 폐액 처리 (Treatment of Simulated Soil Decontamination Waste Solution by Ferrocyanide-Anion Exchange Resin Beads)

  • 원휘준;김민길;김계남;정종헌;박진호;오원진
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제3권1호
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    • pp.41-47
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    • 2005
  • Cs$^{+}$ 이온에 대해 선택성을 갖는 ferrocyanide-음이온 교환수지를 제조하여 모의 제 염폐액 내에 존재하는 Cs$^{+}$ 이온에 대한 흡착실험을 수행하였다. 제조된 이온교환 수지가 citric acid를 주제염제로 하는 제염폐액 내에 존재하는 Cs+ 이온에 대한 흡착능력은 상용 양이온교환수지에 비해 4배 이상 효과적인 것으로 나타났다. 모의 제염폐액과 선택성 이온교환수지를 접촉시킨 후 360분이 경과하면 금속이온에 대한 흡착반웅이 평형에 도달하였다. 본 연구범위에서 Co$^{2+}$ 이온농도가 필요이상 증가하게 되면 Cs$^{+}$ 이온의 흡착율은 감소하였다. 과산화수소와 히드라진을 사용한 선택성 폐 이온교환수지의 재생실험 결과 전기중성화조건을 만족시키기 위해 Cs$^{+}$ 이온이 수지로부터 용출됨을 확인하였고 열화없이 재 사용가능성을 확인하였다.

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폴리머시멘트고화체에서의 폴라머첨가가 압축강도에 미치는 영향

  • 곽경길;김태국;지영용;김동호
    • 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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    • 한국방사성폐기물학회 2010년도 학술논문요약집
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    • pp.115-116
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    • 2010
  • 방사성농축폐액처리를 위한 Polymer-Modified-portlandcement 고화체는 Polymer 및 시멘트, 물을 혼합매질로 제조되며 농축폐액처리를 위해 Emulsion Polymer를 사용하였으며 PMC 고화체의 물성을 평가하기위한 고화체의 제조에서 이들 매질의 최적혼합비를 찾기 위해 Polymer 및 물, 시멘트의 혼합비를 1/1/2,1/2/4,1/3/9 등 혼합비에 따른 시편 및 Polymer 첨가량의 증가에 따라 함유비를 달리하는 시편을 제조하여 경화시간별 압축강도를 측정하였으며 매질의 최적혼합비 및 폴리머의 투입비를 구하고자하였다. 특성평가시험을 위한 시편으로는 직경 50, 높이 100mm(L/D=2) 인시편을 제조하여 압축강도를 측정하였으며 폴리머와 시멘트의 결합상태를 확인하기위해 SEM사진을 통한 미세구조를 관찰하였으며 시험결과 P/W/C의비가 1/3/9인 혼합비시편의 압축강도가 $343.36Kg_f/cm^2$로 가장 높았으며 폴리머의 함유량을 달리한 시험에서는 7%폴리머 함유시편은 $397.24Kg_f/cm^2$, 20% 폴리머함유시편은 $175.36Kg_f/cm^2$으로 폴리머의 함유량이 7~15% 이내의 폴리머함유고화체가 적합한 것으로 판단되었으며 폴리머의 투입양이 증가할수록 압축강도가 감소하였으며 경화시간도 최소4주이상 되어야하는 것으로 판단되었다.

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Diphosil 이온교환수지에 의한 $^{137}Cs,\;^{60}Co$의 이온교환 거동 (Ion Exchange Behavior of $^{137}Cs,\;^{60}Co$ on Diphosil, a new ion exchange resin)

  • 김수정;이상진;양호연;신상운
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제29권1호
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    • pp.1-8
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    • 2004
  • ANL에서 개발한 유 무기 복합의 신이온교환수지인 Diphosil은 silica 물질에 diphosphonic acid 그룹을 결합시킨 구조를 가지고 있다. Diphosil을 원전 운영 중 발생되는 방사성폐액 처리에 적용하기 위해 주대상 핵종인 $^{137}Cs,\;^{60}Co$을 사용하여 흡착 평형과 컬럼 실험을 수행하였다. 흡착 평형 실험을 통하여 $^{137}Cs$$^{60}Co$의 제거율과 그 제거율에 미치는 다양한 조건에서 비방사성 이온의 영향을 조사하였다. 대상 핵종에 대한 파과곡선은 모의 방사성 폐액을 이용한 실험실 수준의 컬럼 실험을 통해 구하였고, Diphosil의 제거능력을 현재 원전에서 쓰이고 있는 Amberlite IRN 77 수지와 비교하였다.

전기적 흡 . 탕착에 의한 제염폐액의 정화처리기술 (The Purification of Decontamination Liquid Waste by Electrosorption)

  • 정종헌;문제권;김규남;이성호;이상문
    • 자원리싸이클링
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    • 제8권3호
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    • pp.18-25
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    • 1999
  • 화학제염이나 전지화학제염을 통해 발생된 방사성 폐액을 정화처리할 수 있는 새로운 방법으로, 다공성 활성탄소섬유(ACF)상에서 폐액중 코발트이온의 전기적 흡·탈착에 대한 연구를 수행하였다. 회전원판 전극을 사용하여 순환전압전류법으로 전기이중층 충전만이 발생하는 전위 영역을 조사하였다. ACF 전극을 사용한 회분식 전기흡착 실험결과, 음의 전위 가용은 저위 미가용 시의 흡착에 비해 코발트이온의 흡착을 증가시켰다. 또한 흡착된 코발트 이온은 역전된 가용전위에 의해 용액으로 용출되었으며 이와 동시에 탄소체 전극이 재생되어, 전기흡착 공정의 가역성을 확인 할 수 있었다.

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방사성 폐기물 시멘트 고화체로 부터의 $^{137}Cs$$^{90}Sr$ 용출특성 연구 (Study on Leaching Characteristics of $^{137}Cs\;and\;^{90}Sr$ from Cement-Solidified Radwastes)

  • 황선태;이경주;최길웅;박헌휘;김환영
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제10권2호
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    • pp.113-121
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    • 1985
  • 방사성폐기물 처리, 처분의 안정성 평가를 위하여 방사성 고화체에서 용출되는 $^{137}Cs$$^{90}Sr$의 방사능 용출율과 누적용출분율을 계측 분석하여 시멘트를 사용한 방사성 고화체에서 $Cs^+$$Sr^{++}$의 용출특성을 조사하였다. 모의방사성 폐액의 몰농도, 시멘트의 종류, 첨가물질 및 붕산농도 등을 변화시키면서 sodium silicate 법과 중화법으로 원주형 시멘트 고화체를 제작하였다. 여기에서 가압경수로형 원자력 발전소의 모의 농축폐액의 시멘트 고화체로부터 용출연구는 IAEA의 추천방법에 따라서 수행되었다. 실험결과는 대부분 이미 보고된 연구자료들과 잘 일치하고 있으나 수밀성 시멘트 고화체에서는 상당히 높은 방사능 용출율을 보여주고 있음으로써 방사성 폐기물 고화체에 그 사용이 적합하지 않음을 알게 된다.

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세슘 침출 저항성 증진 시멘트 고화체의 제조 및 특성 평가 (Characterization of Cement Solidification for Enhancement of Cesium Leaching Resistance)

  • 김지용;장원혁;장성찬;임준혁;홍대석;서철교;손종식
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제16권2호
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    • pp.183-193
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    • 2018
  • 현재, 한국원자력연구원은 부산 기장에 연구용 원자로(Ki-Jang Research Reactor, KJRR)를 건설 계획하고 있다. 원자로를 운영하면 중 저준위 방사성폐기물이 발생하므로 방사성 폐기물을 안전하게 처리 하는 것이 중요하다. 현재, 다양한 형태의 방사성 폐기물을 처리 할 수 있는 시멘트 고화 방법을 일반적으로 사용하고 있으며, 방사성 폐기물 처분시설 인수 기준(압축 강도, 유리수, 침수 및 침출시험 등)을 만족해야 한다. 특히, 폐기물에 함유된 방사성 세슘이 유출 될 경우 범 국제적인 문제를 야기하므로, 고화체 인수 기준 중에서 침출시험이 가장 중요한 인자이다. 시멘트 고화 방법은 다른 고화 방법 보다 공정이 간단하며 비용이 적게 들지만, 침출 저항성이 낮다. 이에 본 연구는 시멘트 고화체 세슘 침출 저항성 증진을 위하여 기장 연구용 원자로(KJRR) 모사폐액과 대표적인 세슘 흡착제인 제올라이트와 황토를 혼합하여 기장로 모의폐액 시멘트를 제조하였다. 제올라이트와 황토가 시멘트 고화체와 결합되어 있는 것을 SEM-EDS를 통하여 정량적으로 확인하였다. 침출 시험은 ANS 16.1 방법에 의해 90일동안 진행하였다. 기장로 모의폐액 시멘트의 세슘(3000 ppm)을 첨가하여 90일간의 침출시험 후 침출수의 세슘 농도 분석 결과, 제올라이트와 황토가 포함된 모의폐액 시멘트는 제올라이트와 황토를 첨가하지 않은 대조군에 비해 최대 27.90%, 21.08%의 세슘 침출 저항성 정도를 나타내는 것을 확인하였다. 또한, 제올라이트와 황토가 포함된 기장로 모의폐액 시멘트는 인수 기준(압축강도, 유리수 유무, 침수 및 침출 지수)을 통과 하는 것을 확인하였다.