• 제목/요약/키워드: 원자력발전 폐수

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액체방사성폐기물에 대한 화학적, 생물학적 제염기술 개발 및 APR1400 액체폐기물관리계통 적용을 위한 타당성 연구 (Development of Chemical and Biological Decontamination Technology for Radioactive Liquid Wastes and Feasibility Study for Application to Liquid Waste Management System in APR1400)

  • 손영주;이승엽;정재연;김창락
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제17권1호
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    • pp.59-73
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    • 2019
  • 원자력발전소 운영 과정에서 발생되는 폐기물인 폐수지를 원천적으로 저감하기 위해, 새로운 폐수 정화기술을 개발하고 원전 폐수처리시스템에 가상적으로 적용하여 효용성을 평가하고자 하였다. 본 기술의 기본 원리는 폐수에 존재하는 주요 핵종이온들을 생물학적 혹은 화학적 방법을 통해 무기 결정광물로 바꾸는 방식이다. 실험실에서 폐수를 대상으로 회분식실험을 통해 핵종 제거율을 측정한 결과, 생물학적 방법은 24시간 이내에 세슘을 80% 이상 제거하였고, 화학적 방법은 95% 이상 세슘을 선택적으로 제거할 수 있었다. 그리고 원전 폐수에 존재하는 다른 주요 핵종들(Co, Ni, Fe, Cr, Mn, Eu)에 대해서도 초기 99% 이상의 높은 제거율을 보여 주었다. 우리는 APR1400 원자력발전소의 폐수처리시스템 공정에서 역삼투압(R/O)과 유기 이온교환수지 모듈 사이에 가상으로 본 기술 모듈을 설치하였다. 가상의 모듈 설치를 통한 기술적 타당성 평가를 통해, 우리는 폐수의 주요 핵종들이 90% 이상 선택적으로 제거되고 폐수지의 발생량이 대폭 감소된다는 결과를 얻을 수 있었다. 이러한 결과가 의미하는 바는 본 기술이 향후 미래에 상용화되었을 경우, 폐수지 관리 비용을 크게 감소시키고 수지 수명도 대폭 연장시킬 수 있어, 결과적으로 월성 방사성폐기물 처분시설의 저장고 포화시점을 최대한 늦출 수 있는 이점이 있다.

초임계수 산화공정에 의한 원전 폐수지 처리기술 (Treatment of Spent ion-Exchange Resins from NPP by Supercritical Water Oxidation(SCWO) Process)

  • 김경숙;손순환;송규민;한주희;한기도;도승회
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제7권3호
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    • pp.175-182
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    • 2009
  • 유동층 비중차 분리기를 이용하여 혼합 폐 이온교환수지에서 폐 양이온수지와 폐 음이온수지로 분리하였으며, 원소분석과 열분석으로 분리가 잘 되었음을 확인하였다. 비중차 분리를 통해 얻은 수백 미크론의 구형 알갱이 형태의 폐 양이온수지와 폐 음이온수지 각각을 볼밀로써 24시간 습식 분쇄하여 적정 입도 이하의 입자가 균일하게 분산된 고농도 슬러리를 얻은 다음, 희석하여 $COD_{cr}$, 농도 25,000ppm의 시료를 준비하였다. 실험실 규모의 소형 초임계수산화(Super Critical Water Oxidation, SCWO) 장치(반응기 용량 : 220 mL)로써 화력발전소에서 발생한 폐 양이온수지와 폐 음이온수지에 대해 최적의 분해조건을 확립한 다음, 파일럿플랜트(반응기 용량 : 24 L)로 scale-up 실험을 수행하였다. 우선 화력발전소의 폐수지로서 파일럿테스트를 실시한 다음, 원자력발전소의 폐수지로써 파일럿테스트를 수행하여 최적의 분해조건을 설정하였다. 실험실 규모의 소형 SCWO 장치와 파일럿플랜트의 설계 및 운전에서 얻은 경험을 바탕으로 원자력발전소 내에 설치 가능한 규모로 상용설비(처리용량 : 150kg/h)를 설계 중에 있다.

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3D 복극충진전기분해를 이용한 원전 ETA에 의해 유발된 폐수 내 COD 및 T-N 제거 (Removal of COD and T-N caused by ETA from Nuclear Power Plant Wastewater using 3D Packed Bed Bipolar Electrode System)

  • 김한기;정주영;신자원;박주양
    • 상하수도학회지
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    • 제26권3호
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    • pp.409-421
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    • 2012
  • Ethanolamine (ETA) is mainly used to prevent corrosion of pipe in secondary cooling system of nuclear power plant. Condensed ETA in wastewater could increase COD and T-N when it was emitted to natural water system. Compared to conventional treatments, electrochemical oxidation process using packed bed bipolar electrodes was adopted to treat COD and T-N. According to arrangement of feeder electrode, single packed bed bipolar electrode reactor and multi-paired packed bed bipolar reactor were developed and conventional zero-valent iron (ZVI) was selected as conducting bipolar electrode. Bipolar electrodes were coordinated three-dimensionally in the reactor. The experimental results showed that COD and T-N was little removed in unit system at different pH condition (pH 8 and 11) on 100V. However, in multi-paired system that applied 600V, COD was eliminated 80.85% (anode-cathode-anode, A-C-A) and 85.11% (cathode-anode-cathode, C-A-C), respectively. T-N was also removed 96.88% (A-C-A) and 90.63% (C-A-C), simultaneously. Current efficiency was estimated both single and multi-paired system. At unit bipolar packed bed reactor, current efficiency was almost zero, however in multi-paired system, current efficiency was 300~500% at A-C-A and 250~350% at C-A-C. Current efficiency was over 100% hence it was confirmed that this system is more effective than conventional electrochemical oxidation system.

방사성 액체폐기물 내 코발트 제거를 위한 전기응집공법의 활용 가능성 평가 (Assessment of Cobalt Removal from Radioactive Liquid Waste Using Electrocoagulation)

  • 고명수;김용태;김영광;김경웅
    • 자원환경지질
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    • 제51권2호
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    • pp.177-183
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    • 2018
  • 본 연구는 원자력 발전시설에서 발생하는 방사성 액체폐기물 내 코발트의 제거를 위해 전기응집공법의 적용 가능성을 확인하였다. 전기응집공법은 전기화학반응을 이용하여 폐액 내 오염물질을 제거하는 방법으로 기존의 화학처리와 막공정의 단점을 보완하는 새로운 기술이다. 원자력 발전시설에서는 냉각 배관의 세척과정에서 코발트를 포함한 방사성 액체폐기물이 발생한다. 용액 내 코발트의 농도를 1 mg/L와 10 mg/L로 조성하여 전기응집공법을 적용한 결과 약 10분 이내에 코발트가 완전히 제거되었다. 또한 500 mL의 코발트 용액을 처리하는 과정에서 0.2 g의 슬러지가 발생하여 폐기물의 부피감용에 매우 효과적인 것으로 나타났다.

가압경수로형 원전에서 발생된 폐수지의 $^{14}C$$^3H$ 동시 분리 및 측정 (Simultaneous Separation and Determination of $^{l4}C\;and\;^3H$ in Spent Resins from PWR Nuclear Power Plants)

  • 박순달;김정석;김종구;한선호;지광용
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제5권3호
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    • pp.179-188
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    • 2007
  • 가압경수로형 원자력발전소의 운영과정에서 발생된 폐수지내 $^{14}C$$^3H$의 분포특성을 조사하였다. $Na_2^{14}CO_3$ 표준용액을 사용한 $^{14}C$의 회수율 측정결과, 사용한 산의 종류에 관계없이, 3 N-HCl $3\;N-HNO_3,\;3\;N-H_2SO_4$, 주입한 $^{14}C$ 농도 $0.72\;Bq{\sim}460\;Bq$ 범위에서 $81%{\sim}100%$의 회수율을 나타내었다. 같은 장치를 사용하여 HTO 표준용액 증류에 의한 $^3H$의 회수율은 주입한 $^3H$ 농도 $0.60\;Bq{\sim}435\;Bq$ 범위에서 $81%{\sim}101%$ 이었다. 습식산화-산용출법에 의한 폐수지의 $^{14}C$$^3H$ 동시분리시, $3\;N-H_2SO_4$를 사용했을 때 다른 감마핵종에 의한 방해가 없었으며, $^3H$ 포집액이 섬광제와 잘 혼합되었다. 그러나 3 N-HCl을 사용했을 때 $^3H$ 포집용액에서 $^{60}Co,\;^{134}Cs,\;^{137}Cs$$^{54}Mn$ 등의 감마핵종이 검출되었다. 또한 Sample Oxidizer에 의한 $^3H$ 포집용액에서도 $^{60}Co,\;^{134}Cs,\;^{137}Cs$$^{54}Mn$ 등이 검출되었으며, $^{14}C$ 포집용액에서는 $^{134}Cs,\;^{137}Cs$이 검출되었다. 폐수지의 총 $^{14}C$ 함량중 약 70% 이상이 무기 탄소로 확인되었다. 30개 폐수지 시료중 8개 고방사능 폐수지의 $^{14}C$$^3H$의 평균농도는 각각 $19000\;Bq/g{\pm}41000\;Bq/g,\;670\;Bq/g{\pm}460\;Bq/g$이었으며 22개 저방사능폐수지에서는 각각 $4.2\;Bq/g{\pm}4.3\;Bq/g,\;6.0\;Bq/g{\pm}5.3\;Bq/g$이 검출되었다. 고방사능 폐수지의 평균 $^{14}C/^3H$비는 28로 저방사능 폐수지의 0.70에 비해 높게 나타났으며, $^{14}C$$^3H$의 농도는 서로 비례하는 경향을 보였다.

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원자력 발전소의 해수전해설비 폐수소를 활용한 PEM 연료전지 발전 시스템에 관한 연구 (A study on the power plant system combined with PEM fuel cell and the wasted hydrogen from the sea water electrolyzer of nuclear power plants)

  • 최종원;이주형;차석원;김민수
    • 한국신재생에너지학회:학술대회논문집
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    • 한국신재생에너지학회 2010년도 춘계학술대회 초록집
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    • pp.124.2-124.2
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    • 2010
  • Generally, a coolant of the nuclear power plant is manufactured by electrolyzing the sea water near the plant for making the sodium hypochlorite(NaOCl), which is used for sterilizing the bacteria and the shellfishes sticking to the drains or the pumps at the outlet of the cooling system due to $8-10^{\circ}C$ warmer temperature than the inlet sea water. During manufacturing the sodium hypochlorite, the hydrogen with the high purity is also produced at the anode side of the electrolyzer. This paper describes a novel power plant system combined with the polymer electrolyte membrane(PEM) fuel cell, the wasted hydrogen from the sea water electrolyzer and the wasted heat of the nuclear power plant. The present status over the exhausted hydrogen at twenty nuclear power plants in Korea was investigated in this study, from which an available power generation is estimated. Furthermore, the economic feasibility of the PEM fuel cell power plant is also evaluated by a current regulations over the power production and exchange using a renewable energy shown in Korea Power Exchange(KRX).

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Laser-Induced Breakdown Spectroscopy (LIBS)를 이용한 방사성 스트론튬 오염물질에 대한 신속한 모니터링 기술 (Rapid Detection of Radioactive Strontium in Water Samples Using Laser-Induced Breakdown Spectroscopy (LIBS))

  • 박진영;김현아;박기홍;김경웅
    • 자원환경지질
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    • 제50권5호
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    • pp.341-352
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    • 2017
  • Cs-137 (반감기 : 30.17년)과 더불어 중요한 원자력발전소 주변 환경감시대상 방사성 핵종 가운데 하나인 순수한 베타방출체인 Sr-90 (반감기 : 28.8년)에 대한 신속하고 용이한 모니터링 방법을 연구하였다. 스트론튬은 칼슘과 같은 2족 알칼리 토금속에 속해 있어서 전자배치나 크기가 비슷하며 최외각전자를 2개 가지고 있기 때문에 화학적으로 칼슘과 치환될 수 있다. 이러한 유사한 화학적 성질로 인해서 환경으로 유출시 물, 토양 및 농작물을 통한 먹이사슬을 거쳐서 인체로 쉽게 유입될 수 있으며, 인체 유입 시 뼈에 쉽게 침적되어 장기간 (생물학적 반감기 : 약 50년) 동안 독성을 유발한다. 스트론튬은 매우 환원성이 있고 특이 반응으로 습식분석이 어려우며, 특히 원자력발전소에서 감시하고 있는 방사성 스트론튬은 복잡한 분석절차, 고가의 분석 장비 사용 및 화학 전처리약품 다량 사용 등으로 분석의 정확도 저하는 물론 고비용에 따른 문제를 안고 있다. 따라서 펄스에너지를 사용하여 시료에 플라즈마를 생성시켜 고유 스펙트럼을 이용해 시료내 원소를 분석하는 Laser-Induced Breakdown Spectroscopy (LIBS) 분석기법을 도입하여 전처리 과정 없이 수 초 내에 분석이 가능하고 현장에서 실시간으로 측정 가능한 스트론튬 원소의 정량분석 방법을 도출하였다. 다양한 분석에 필요한 시료기판을 개발하여 레이저, 파장 및 시간분해능의 최적화로 분석 감도를 향상시키고 방해이온에 대한 영향 평가로 액체시료의 정량분석을 가능하게 하여 신속한 모니터링 체계를 구축하게 하였다. 이는 원자력발전소로부터 방출되고 있는 방사성 폐수의 실시간 모니터링에 효과적으로 적용될 수 있으며, 더 나아가 후쿠시마 원전사고와 같은 비상시 모니터링 수단으로 적용 될 수 있다.