• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
• /
• v.10 no.4
• /
• pp.247-254
• /
• 2012

Vitrification technology has been widely applied as one of effective processing methods for wastes generated in nuclear power plants. The advantage of vitrifying for low- and intermediate-level radioactive wastes has a large volume reduction and good durability for the final products. Recently, a filter using on HVAC(Heating Ventilating & Air Conditioning System) is composed with media (glass fiber) and separator (aluminum film) has been studied the proper treatment technology for meeting the waste disposal requirement. Present paper is a feasibility study for the filter vitrification that developing of the glass compositions for filter melting and melting test for physicochemical characteristic evaluation. The aluminum metal of film type is preparing with 0.5 cm size for proper mixing with glass frit, glass fiber is also preparing with 1 cm size within crucible. The glass compositions should be developed considering molten glass are related with wastes reduction. Glass compositions obtained from developing on glass formulation are mainly composed of $SiO_2$ and $B_2O_3$ for aluminum metal. A variety of factors obtained from the glass formulation and melting test are reviewed, which is feeding rate and glass characteristics of final products such as durability for implementing the wastes disposal requirement.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
• /
• 2016.02a
• /
• pp.194.1-194.1
• /
• 2016

방사성 폐기물의 운반이나 장기 보관 시 방사성 물질의 침출을 차단하기 위한 유리화 기술을 실현하기 위해 이송식 아크 플라즈마에 대해 전산해석을 수행하였다. 본 연구에서는 운전전류나 아크길이와 같은 운전조건 변화에 따른 열플라즈마의 특성 변화 뿐만 아니라 150 kW급 고출력 이송식 아크 플라즈마의 최적 설계를 위하여 핵심 부품인 파일럿 노즐의 길이와 직경 변화에 따른 예상 용융영역을 전산해석 하여 방사성 폐기물의 유리화 기술을 상업적으로 이끌어내는데 기초 자료를 제공하고자 하였다. 노즐직경은 4, 5, 6 mm로 변화시켰으며, 길이는 2, 4, 6mm로 하였다. 이러한 다양한 설계조건에 대하여 운전변수로는 전류 200 A, 방전 기체인 알곤의 유량 15 L/min, 아크 길이 2 cm로 고정하였다. 전산해석 결과 노즐직경이 작을수록 아크압축 효과에 의해 중심부에서 최고 온도가 높은 열플라즈마 제트를 발생시킬 수 있으나, 반경방향으로 온도구배가 커서 고온 구간이 급격히 감소하는 경향이 예상되었다. 반면 노즐직경이 증가할수록 아크 압축효과는 줄어들지만 반경방향으로 온도가 완만히 감소하여 콘크리트가 대부분인 유리화 대상물질을 충분히 용융시킬 수 있는 $2,600^{\circ}C$ 이상의 고온 면적이 넓어지게 될 것으로 예상되었다. 또한, 노즐길이가 줄어들 경우 아크방전의 안정성은 다소 떨어 질 수 있으나 수 있으나 고온의 열플라즈마 제트가 반경방향으로 효과적으로 넓어 질 수 있음이 예측되었다. 따라서 고온 영역의 확장 관점에서 이송식 아크 플라즈마 토치를 제작할 경우 아크의 안정성을 유지하는 범위 내에서 파일럿 노즐의 직경을 크게 하고 길이는 짧게 하는 것이 효과적인 유리화를 위해 유리할 것으로 예상되었다.

• Proceedings of the Korea Air Pollution Research Association Conference
• /
• 2003.05b
• /
• pp.391-392
• /
• 2003

한전 원자력 환경기술원에서는 중ㆍ저준위 방사성폐기물 유리화 기술의 상용화 가능성을 입증하기 위한 유리화 실증설비를 건설하여 시험 중에 있으며 이 유리화 기술은 유도 가열식 저온로(Cold Crucible Melter, CCM)에 폐기물을 투입하는 기술로서 폐기물의 부피 축소 효과와 더불어 최종 고화물로 생성되는 폐기물의 침출율이 매우 낮은 장점을 지닌다. 이와 같은 유리화 공정은 기존의 소각처리에서와 같이 폐기물의 열적 산화과정에 의해 유해오염가스와 입자성 물질이 발생된다. 따라서 이를 처리하기 위해배기체 처리공정(Off Gas Treatment System, OGTS)을 설치하여 환경 배출기준(SO$_2$300ppm, NO$_2$ 200ppm, CO 600ppm, HCI 50ppm, 분진 100mg/Nm$^3$ 등)을 만족하도록 하였고 특히 입자성 물질은 후단 OGTS나 배관내 침적으로 인한 방사성 오염을 막기 위해 CCM 후단에서 효율적으로 제거되어야만 한다. (중략)

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2005.11a
• /
• pp.96-97
• /
• 2005

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2005.06a
• /
• pp.169-170
• /
• 2005

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2012.10a
• /
• pp.245-246
• /
• 2012

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
• /
• v.8 no.2
• /
• pp.143-150
• /
• 2010

Vitrification technology has been gradually recognized as one of effective solidification methods for concentrated boric acid wastes generated in PWR. Vitrification for low- and intermediate-level radioactive wastes has a large volume reduction and good durability for the final products. A feasibility study for the vitrification of concentrated boric acid wastes has been performed with developing the pre-treatment methods of powdered wastes, glass compositions using glass formulation and demonstration test. The pre-treatment method is pelletizing the powder type for stable feeding within cold crucible melter. The glass compositions should be developed considering molten glass are related with wastes reduction. High contents of sodium and boron within borate wastes give influence to waste loading. A variety of factors obtained from the demonstration test are reviewed, which is wastes feeding rate, off-gas characteristics on stack and glass characteristics of final products such as durability for implementing the wastes disposal requirement. The aim of this paper is to present the feasibility of vitrification and review the solidification method for concentrated boric acid wastes and obtain the physicochemical characteristics of solidified glass.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2005.11a
• /
• pp.116-117
• /
• 2005

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2003.11a
• /
• pp.524-531
• /
• 2003

The usefulness of vitrification technology for low- and intermediate- level radioactive wastes was demonstrated because of high volume reduction, mechanical and chemical stability of final waste forms. Thus, a construction of the commercial vitrification plant Is currently promoted. Due to the high radiation level of the waste, shielding analysis has to be carried out for safe design in a vitrification facility. Because there has been no experience in the construction and operation of the vitrification facility in Korea, in this study, in order to get some information for help the detailed design and plan for operation in vitrification facility, shielding analysis for each facility in pilot plant is carried out by using source term from established study. For the selection of the shielding material, concrete was chosen compared to the lead because of economic advantage, weight consideration, and thermal resistance.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2009.11a
• /
• pp.161-162
• /
• 2009