(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
溶解-濃縮タンクによってポリビニルアルコール（PVA）防護製品に付着した放射性物質を処理するために、PVA製の防護製品を処理する方法であって、
1）溶解-濃縮タンクによって処理されたろ液中の有機物を高温で熱分解および酸化する廃液熱分解／酸化ステップと；
2）熱分解／酸化ステップから放出される未処理のガス中に存在する有機物を処理する触媒的酸化ステップと；
3）酸化された有機物ガス中の廃熱を回収および冷却する排気冷却ステップと；
4）排気冷却ステップで生じた凝縮水を回収する凝縮水回収ステップと；
5）自然環境中に排出される水の水質基準に従って、回収された凝縮水のpHを中和する凝縮水中和ステップと；
6）最終的に排出される凝縮水中の粒子をろ過し、発電所の液体放出系（LRS）に凝縮水を排出する凝縮水排出ステップ
とを含む方法。
【請求項２】
放射性物質が除去されたPVA溶液の放射能濃度分析ステップ、および濃縮物貯蔵ステップと； 
濃縮された非放射性PVA溶液を処理する処分ステップ
とをさらに含む、請求項１に記載の方法。
【請求項３】
請求項１または２に記載の方法に従ってPVA防護製品を処理する装置であって、
溶解-濃縮タンクによって処理されたろ液中の有機物がその中で高温で熱分解および酸化される、廃液用熱分解／酸化反応器と；
熱分解／酸化反応器で処理されたガスの中で未処理のガス中に存在する有機物を処理するための触媒的酸化反応器と；
酸化された有機物ガス中の廃熱を回収および冷却するための熱交換器と；
熱交換器から生じた凝縮水を回収するための凝縮水貯蔵タンク
とを備える、装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本出願は、（i）2009年11月17日に出願され、「ポリビニルアルコール製の防護製品の処分方法およびその工程（DISPOSITION METHOD AND ITS PROCESS FOR PROTECTIVE PRODUCTS MANUFACTURED BY POLYVINYL ALCOHOL）」と題された韓国特許出願第10-2009-0111039号、ならびに（ii）2010年3月5日に出願され、「ポリビニルアルコール製の防護製品の処理方法およびその工程（TREATMENT METHOD AND ITS PROCESS FOR PROTECTIVE PRODUCT MANUFACTURED BY POLYVINYL ALCOHOL）」と題された韓国特許出願第10-2010-0020017号に基づく優先権を主張するPCT国際特許出願として出願されている。
【０００２】
本発明は、一般には、ポリビニルアルコール（PVA）から形成される汚染された使い捨て製品の処分のための方法および装置、特に、原子力産業における使用のための方法および装置に関する。
【背景技術】
【０００３】
慶州（Kyung-ju）の低中レベル放射性廃棄物貯蔵施設の予定された稼動期日が2009年末から約2年間遅れているために、放射性廃棄物を保管している国内の原子力発電所の貯蔵スペースが飽和した状況において、原子力発電所から生じる廃棄物の量を減少させる技術の開発は、非常に関心を持たれる現在の課題に上がっている。原子力発電所の稼動によって生じる廃棄物の永久処分のために報告されている費用は、ドラム缶あたり約7,400,000ウォンを上回るため、廃棄物の処分のための費用の支払いは、原子力発電所経営者にとって相当な負担でありうることが認められる。
【０００４】
表１は、国内の原子力発電所からの最近の廃棄物発生の傾向についての分析を示す。2006〜2008年に原子力発電所から生じた廃棄物についての分析の結果、放射性雑固体廃棄物の割合が全廃棄物の約94％であり、可燃性廃棄物の割合が放射性雑固体廃棄物の約55.8％であることが見出された。従って、放射性雑固体廃棄物中の可燃性廃棄物の割合を減少させるための抜本的な代替案を提案する必要がある。
【表１】
0005613775.tif 000002
【０００５】
米国およびメキシコの原子力発電所の場合、発電所の85％以上が、PVAから作られた様々な水溶性防護製品、例えば、作業衣、除染紙、オーバーシューズ、リーケージロッド（leakage rod）などの使用によって、洗浄室の稼動費用および発生する廃棄物の量の削減に参画していることが調べられた。EPRI（米国電力研究所）の報告によれば、PVA防護製品の使用による廃棄物の減少率は10,000:1であると報告されている。
【０００６】
原子力発電所から生じる可燃性廃棄物の量を減少させる技術は、発生源を遮断する技術と発生した廃棄物を処理する技術に分類されうる。一般に、最も効率的に可燃性廃棄物を処理することができる技術は焼却技術であると言われている。しかし、現在の国内事情を考慮すると、発電所内での放射性廃棄物の焼却および最終処分は、国民感情に照らして同意されうる技術ではなく、また原子力発電所経営者の環境に配慮した稼動に矛盾するという問題がある。更に、管理が不十分である場合には、揮発性の放射性物質が無謀に環境へと放出され、それによって長期的な環境汚染を引き起こしうる。従って、放射性廃棄物の発生量を大幅に減少させるための解決策は、可燃性廃棄物の発生を根本的に阻止することである。しかし、原子力発電所の稼動の間の可燃性廃棄物の発生の必然性を考慮すると、廃棄物の発生量を減少させる根本的な解決策を用意する必要がある。
【０００７】
この観点から、PVAで作られた防護製品の導入は問題の解決策となり得る。PVAは、他の高分子材料とは異なり、木綿と類似した生理化学的特性を有する。PVAはまた、100℃の水に溶解されるという点で有利である。これは、PVAから作られた製品の廃棄物の放射性物質が容易にMDA未満に除染され、生化学的に処理されることを可能にし、処理された廃棄物が最終的にCO2およびH20に分解されることを可能にする。従って、その製品は非常に環境に配慮した製品であると言える。
【０００８】
国内の原子力発電所の場合には、2007年のPVA防護製品の使用の最初の試験的利用以来、その使用量は徐々に増加する傾向にある。また、原子力発電所で使用される製品の種類は、初期段階での作業衣から、除染紙、ビニール、オーバーシューズ、手袋、リーケージ吸収ロッド（leakage absorbing rod）などへと、様々に変化している。
【０００９】
米国特許第7,147,787号および韓国特許第2002-0063896号は、PVAから作られた衣類、消耗品、器具、および他の製品を完全に溶解、滅菌し、製品から放射性物質を除去する装置ならびに方法を開示し、それはPVAを有機酸に分解して、分解されたPVAを汚水排水系統に最終処理する。これらの特許に開示された方法では、PVA材料は0.5〜5w/v％に溶解され、-OHラジカルを用いて有機酸に分解され、一般的な国内の下水処理の流れを用いて処理される。これらの特許に開示された方法は、放射性廃棄物の容積縮小および処理費用に関して非常に有利である。しかし、国内の原子力産業の場合には、放射性廃棄物の持ち出しは厳しく制限され、廃棄物の処理方法もまた焼却に限定されており、実際に廃棄物が生物学的処理施設の運営者に委託されることを許可していない。従って、国内事情に合致した効率的なPVA防護製品処理技術を開発することが直ちに必要とされている。
【００１０】
交付済みの韓国特許第10-0823961号は、PVA防護製品の処理方法を開示しており、プラズマ焼却炉が使用されて、PVA防護製品を高温焼却する。この特許の処理方法は、1000℃以上の高温条件でのPVA溶液の焼却が大量の窒素酸化物を生じること、二段燃焼のための補助燃料の使用が稼動費用を増加させること、およびプラズマ発生器を使用した、高濃度のPVA材料を含有する液体の燃焼が、未燃反応による煤を生じうることにおいて、更に補完される必要がある技術的特徴を含む。
【００１１】
原子力発電所の稼動費用を削減し、国内の原子力発電所から生じる廃棄物の量を大幅に減少させることができるPVA防護製品の導入を介することにより原子力産業に対して環境に配慮したイメージを与えるために、PVA防護製品の環境に配慮した特性を十分に利用できる処理方法を開発することが求められる。
【発明の概要】
【００１２】
従って、本発明は、国内の原子力発電所の上述の問題を考慮して行われ、本発明の目的は、PVA防護製品の使用を増加させるために、PVA樹脂から作られた防護製品を処理する技術を提供することである。PVA防護製品は、国内の原子力発電所から生じる廃棄物の50％以上に達する可燃性廃棄物の量を大幅に減少させるために導入される。
【００１３】
本発明の他の目的は、原子力発電所で生じるPVA廃棄物を除染する方法および装置を提供することであり、その方法および装置は、最終的な自家処理のための環境に配慮した処分技術である。
【００１４】
本発明の更なる目的は、放射性廃棄物を処理する装置を提供することであり、装置のサイズは、水溶性放射性廃棄物を処理するための従来のシステムのサイズより小さくすることができ、その設備によって占められる面積は縮小され得る。
【００１５】
本発明の更なる目的は、濃縮によって生成されたPVA溶液の熱分解／触媒的酸化によって、従来のポリビニルアルコール（PVA）から作られた使い捨て防護製品を自家処理し、除染されたPVA溶液を発電所内で処理するための方法および装置を提供することである。
【００１６】
本発明の他の目的は、PVA防護製品を処理する方法および装置を提供することであり、PVA防護製品は、水中で溶解／濃縮／酸化されて最初に有機物を除去し、その後小型の熱分解／触媒的酸化反応器が、PVA溶液中に存在するPVA材料をCO2およびH2Oに完全に酸化するために使用される。
【００１７】
本発明のこれらおよび他の特徴および利点は、下記の開示される実施形態の詳細な説明および添付の特許請求の範囲の検討後、明らかになるであろう。
【図面の簡単な説明】
【００１８】
本発明は、添付の図面を参照して更に記載される。
【図１】図１は、本発明に従ってポリビニルアルコールから作られた防護製品を除染する典型的な方法を図解するブロック図である。
【図２】図２は、本発明に従ってポリビニルアルコールから作られた防護製品を除染する典型的な装置を図解する流れ図である。
【図３】図３は、図２に示される多段反応器を図解する斜視図である。
【図４】図４は、図３に示される多段反応器を図解する断面図である。
【図５】図５は、図３に示される多段反応器を図解する平面図である。
【図６】図６は、本発明の典型的な方法において凝固ステップが分離された状態を図解する流れ図である。
【図７】図７は、（i）本発明によって処理されたPVA溶液の濃縮率と（ii）自家処理費用との間の典型的な関係を示すグラフである。
【図８】図８は、本発明に従ってポリビニルアルコール（PVA）から作られた防護製品を処理する典型的な方法を図解するブロック図である。
【図９】図９は、本発明の１つの実施形態に従ってPVAから作られた防護製品を処理する典型的な装置を図解するブロック図である。
【図１０】図１０は、図９に示される典型的な熱分解／触媒的酸化反応器を図解する概略図である。
【図１１】図１１は、本発明の開示された方法および装置によって処理された典型的なPVA溶液の写真を示す。
【発明を実施するための形態】
【００１９】
発明の詳細な説明
本発明は、MDA未満の除染によって、原子力発電所において使用される、ポリビニルアルコール（PVA）から作られた防護製品（以下、「PVA防護製品」と称する）を自家処理する方法に関する。これは、低中レベル廃棄物を減少させるための技術であり、ドラム缶処理による永久処分廃棄物のための従来の技術の費用面での欠点を克服できるような方法で経済効率および環境に配慮した利点を最大にすることができ、また、原子力発電所の環境に配慮した稼動と矛盾する焼却技術の欠点を克服することができる。より詳細には、本発明は、PVA製の低中レベル放射性廃棄物（近年、原子力発電所から生じる）を水中で溶解および濃縮すること、凝固およびろ過システムによって放射性物質をMDA未満に除染すること、ならびに、濃縮または乾燥によって濃縮されたPVA溶液を最終的に自家処理することによって、防護製品を処理する方法に関する。
【００２０】
本発明は更に、原子力発電所において使用される、ポリビニルアルコール（PVA）から作られた使い捨て防護製品を処理する方法および装置に関する。より詳細には、本発明は、PVA防護製品の溶解／濃縮によって生じるPVA溶液を、熱分解／触媒的酸化を用いてCO2およびH20に完全に酸化することができ、その酸化物を発電所内で処理することができる、PVA防護製品を処理する方法および装置に関する。
【００２１】
本発明の１つの実施形態では、ポリビニルアルコール（PVA）から作られた防護製品を除染する方法が提供され、その方法は、使用されたPVA防護製品を回収／分別するステップと；真空条件下での超音波洗浄によってPVA防護製品を前処理する第一洗浄ステップと；第一洗浄ステップで真空洗浄された防護製品を第二洗浄するためのPVA溶解／濃縮ステップと；フィルターの使用によって、溶解／濃縮された水溶液中の放射性物質をろ過する第一ろ過ステップと；第一ろ過ステップ由来の未処理のろ液中の放射性物質を処理するための凝固剤供給ステップ、および第二ろ過ステップと；第二ろ過ステップ由来の未処理のろ液中の放射性物質を除去するイオン吸着ステップと；放射性物質が除去されたPVA溶液の放射能分析ステップ、および濃縮物貯蔵ステップと；濃縮された非放射性PVA溶液を処理する処分ステップとを含む。
【００２２】
第一洗浄ステップでは、水溶性防護製品に付着または吸収された核種が、好ましくは除去される。核種は好ましくはH-3およびC-14である。水溶性防護製品に付着または吸収された放射性物質の洗浄効率を高めるために、多段反応器の内部は、好ましくは100〜300 Torrの真空雰囲気に維持される。水溶性防護製品は、好ましくは、真空雰囲気下で圧電型の超音波発生器によって洗浄される。
【００２３】
多段反応器では、ろ液循環ラインは、好ましくは、外周表面の接線方向に位置して、ろ液が接線方向にらせん状に供給されるようにする。 
多段反応器は、好ましくは、PVA溶解／濃縮ステップにおいて多段反応器の内部を加熱するためのヒータータンクと接続される。好ましくは、ヒータータンクは、水溶性防護製品のPVAが最初は5〜15 wt％の量のPVAを含むPVA溶液に溶解されるように、多段反応器を加熱する。自家処理される液状廃棄物の発生量を最小限にするために、その溶液中に溶解されたPVAを含む溶液は、好ましくは、35〜45 wt％に濃縮される。
【００２４】
ヒータータンクは、イオン粒子が除去された精製水が加熱ジャケットを介して多段反応器を間接的に加熱することを可能にする。ヒータータンクに含まれる精製水は、好ましくは、ヒーターによって100〜130℃の蒸気にされる。
【００２５】
多段反応器には、PVAの最初の溶解の間に、好ましくは、通常、PVA材料の70〜95％が溶解する時に、フェントン反応を引き起こすために過酸化水素および鉄塩が導入される。フェントン反応から生じるヒドロキシルラジカルは、PVAの分解を促進する。好ましくは、過酸化水素（純度35 wt％）は、0.3〜1 LH2O2/kgPVA防護衣の量で導入され、鉄塩溶液は、0.1〜0.5 L鉄塩溶液/kgPVA防護衣の量で導入される。鉄塩溶液は、好ましくは、6.25mLのH2S04（純度：35％）および2.18 gのFeS047H20を500 mL容量フラスコに入れ、容量フラスコの500 mLまで蒸留水を満たし、その後1時間の精製工程を行うことによって調製される。
【００２６】
好ましくは、溶解したPVAを含有する溶液は、80〜85℃の温度に加熱され、100〜300 Torrの圧力に減圧され（pressurized）、これにより、溶液の水分を蒸発させ、蒸発した水分を凝縮してプロセス水として再利用するようにする。
【００２７】
第一ろ過ステップでは、好ましくは、1〜80μmの直径を有するフィルターが使用され、濃縮物中に含まれる放射性核種を最初に除去する。
【００２８】
凝固剤は、好ましくは、凝固剤の注入および撹拌ステップの間に導入されて廃液中のガンマ核種を除去し、アクリルアミド系カチオン性／アニオン性ポリマー凝固剤の両方がpH 6.5〜7.0の条件下で使用され、凝固剤の供給量は0.2〜1.0 mLポリマー/LPVA溶液の範囲内である。
【００２９】
鉄塩を含有する凝固シードは、好ましくは、除染効率を高めるために凝固剤の注入前に0.2〜1.0 mL凝固シード/LPVA溶液の比率で導入され、注入された凝固剤が高濃度の有機物を含有するPVA溶液中で安定なフロックを生じさせるようにする。
【００３０】
第一ろ過ステップおよび第二ろ過ステップでは、好ましくは、0.2〜80μmの直径を有するフィルターが使用され、濃縮物中の凝固剤をろ過する。イオン吸着ステップにおいて、イオン性核種を除去するために使用されるイオン交換媒体は、好ましくは金属酸化物の形態である。本発明のいくつかの実施形態では、PVA溶液を処理する処分ステップは、好ましくは、濃縮物自家処理工程または濃縮物乾燥生成物焼却処理工程のいずれか１つによって行われる。
【００３１】
図１〜６を参照すると、本発明の１つの典型的な方法は、1）使用されたPVA防護製品の回収／分別ステップ（S1）と；2）真空条件下での超音波洗浄によってPVA防護製品を前処理する第一洗浄ステップ（S2）と；3）第一洗浄ステップによって真空洗浄された防護製品を除染／処分するPVA溶解／濃縮ステップ（S3）と；4）フィルターの使用によって、溶解／濃縮された水溶液中の放射性物質をろ過する第一ろ過ステップ（S4）と；5）第一ろ過において未処理の放射性物質を処理するための凝固剤供給ステップ（S5）、および第二ろ過ステップ（S6）と；6）第二ろ過後のろ液から未処理の放射性物質を除去するイオン吸着ステップ（S7）と；7）放射性物質が除去されたPVA溶液の放射能分析ステップ（S8）、および濃縮物貯蔵ステップ（S9）と； 8）濃縮された非放射性PVA溶液を処理する処分ステップ（S10）とを含む。
【００３２】
現場から防護製品を回収して不溶性物質を分別する回収／分別ステップ（S1）では、原子力発電所で使用されたPVA防護製品は、特定の区域に回収、保管される。回収された防護製品は、それぞれが多段反応器（100）によって一度に処理され得る所定の容量単位に分けられる。ここで、目視検査によって、油、粒子などによって汚染されている防護製品は、より高度に汚染された防護衣に分類され、上述の汚染物質によって汚染されていない他の防護製品は、より軽度に汚染された防護衣に分類される。防護製品の除染は、より軽度に汚染された防護衣からより高度に汚染された防護衣へと順に行われる。
【００３３】
下記の表２は、PVA防護製品の種類による、原子力発電所で生じた汚染物質の状態の分析である。表２に示されるように、放射能汚染区域で着用された作業衣および靴の上に着用されたオーバーシューズの汚染レベルは、それぞれ1.75E+02Bq/gおよび1.52E+03Bq/gを示す。分析から、後者のレベルは、前者のレベルより約10倍高いことが分かる。
【００３４】
従って、より軽度に汚染された防護衣の除染の完了後により高度に汚染されたオーバーシューズを処理することによって、放射性物質による装置への汚染を最小限にし、より良い除染効果を得ることができる。この工程から分別されたPVA防護製品は、多段反応器（100）に加えられる。
【表２】
0005613775.tif 000003
【００３５】
真空条件下での超音波洗浄によってPVA防護製品に付着した放射性物質を前処理する真空洗浄ステップ（S2）では、放射性物質に汚染されたPVA防護製品は、最初に、真空条件下で超音波を用いて洗浄される。従って、H-3、C-14および他のガンマ核種ならびに粒子が最初に除去される。これは、防護製品を溶解する際、溶液中に存在する放射性物質を最小限に抑え、それによって除染効率を向上させる。多段反応器（100）に入れられたPVA防護製品を洗浄するために、水道水が給水ライン（L14）から供給される。所定量の水が多段反応器（100）に供給された時点で、水位計（100a）の信号によって水供給バルブが閉じられ、真空ポンプ（50）が稼動して、多段反応器の内圧を100〜300 Torrに維持するようにする。ステップ2）では、PVA防護製品の洗浄効率を改善するために、超音波真空含浸洗浄が、多段反応器（100）の側面に適用される。
【００３６】
ステップ2）では、防護製品が真空条件下で洗浄されるため、汚染物質を除去する効率が向上し得る。液体は、溶液循環ライン（L3）を通じて、混合ポンプ（30）の稼動によって循環され、防護製品に付着した粒子状の放射性物質の除去を促進することができる。超音波発生器（102）を用いて洗浄されるべき物質に超音波を当てることによって、より高い洗浄効率を期待することができる。より具体的には、圧電型の超音波変換器が適切であり、多段反応器（100）の側面に超音波変換器を備えることによって洗浄効率を向上させることができ、1回の洗浄あたり0.5〜1時間が適切であり、適切な洗浄回数は3〜5回/バッチである。多段反応器（100）の上部に備えられた圧縮装置（7）は、洗浄液の排出後に防護製品を脱水することができ、それによって除染効率を向上させ得る。
【００３７】
ステップ2）で処理されたガンマ核種の除去効率は、表３に示される。表３に示されるように、防護衣の場合には、核種除去効率は、初期段階での1.75E+02 Bq/gから洗浄後の3.93E+01 Bq/gへの約77.6％であり、一方、オーバーシューズの場合には、核種除去効率は、1.52E+03 Bq/gから5.27E+02 Bq/gへの約65.3％であった。
【００３８】
洗浄工程で生じた洗浄液は、更なる処理なしに原子力発電所LRS系に連結して排出することができ、それによって、生じた廃液の処理への負担を軽減することができる。
【表３】
0005613775.tif 000004
【００３９】
洗浄後の防護製品を溶解／濃縮するステップ（S3）では、ステップ2）によって最初に除染されているPVA防護製品の溶解および濃縮工程は、効果的な第二除染のために連続して行われる。PVA材料は100℃の水に溶解するという特性を有する。このような特性は、PVA溶液を所定の濃度に調製するために用いられうる。
【００４０】
洗浄工程（S2）の後、溶解に必要とされる所定量の水が給水ライン（L14）を通じて多段反応器（100）に供給され、その後、多段反応器（100）を間接的に加熱するために、ヒータータンク（300）から生じた蒸気が用いられる。特に、多段反応器（100）を加熱するための加熱装置は、ヒータータンク（300）に貯蔵された水をヒーター（301）によって最初に加熱することによって100〜130℃の蒸気を発生させ、ここで、発生した高温の蒸気は、蒸気供給ライン（L12）を通じて多段反応器（100）の底に備えられた加熱ジャケット（105）に供給され、それによって多段反応器の内部を間接的に加熱する。多段反応器の内部温度が95℃である時、PVAは水に溶解され始め、30分後には、PVAの70〜95％以上が水に溶解される。好ましくは、95％以上のPVAが水に溶解される。
【００４１】
本発明の１つの実施形態によれば、PVAの溶解後、PVA溶液は、効果的な第一ろ過ステップ（S4）および第二ろ過ステップ（S6）による効果的なろ過工程の実施、ならびに凝固剤によってフロックを形成する凝固剤注入／撹拌ステップ（S5）およびPVA溶液を処理する処分ステップ（S10）の実施によって処分され得る。処分ステップ（S10）では、濃縮物自家処理ステップ（S10-1）、または濃縮物乾燥および自家処理ステップ（S10-2aおよびS10-2b）が選択されうる。処理費用を考慮すると、PVA溶液の最適濃度は35〜45 w/v％の範囲にわたる。本発明のいくつかの実施形態では、このステップにおいて生じた35〜45 w/v％のPVA溶液は、処分ステップS10-2aおよびS10-2bを経て焼却され、それによって処理費用を削減する効果を達成しうる。図７は、濃縮率による、最終的に除染されたPVA溶液の自家処理費用を示すグラフである。グラフに示される自家処理費用は、1トンの非放射性廃棄物が400,000ウォンを必要とすることに基づいて計算された。
【００４２】
上述のような典型的なPVAの濃縮物の調製は、以下に記載される具体的な工程／方法によって達成されうる。
【００４３】
35〜45 w/v％に濃縮されたPVA溶液は、5〜15 w/v％の第一溶液を調製し、第二濃縮工程を実施することによって調製される。5〜15 w/v％の第一溶液を調製するために、溶解工程は、過酸化水素および鉄塩を用いたフェントン反応を伴う。フェントン反応によって生じるヒドロキシルラジカルイオンは、高分子PVA材料を低分子材料に分解することによって溶解速度を増加させることができ、溶解／濃縮ステップ（S3）に続く第一および第二ろ過ステップ（S4）および（S6）におけるフィルターの目詰まり状態を最小限にすることができる。
【００４４】
5〜15 w/v％の第一PVA溶液を調製するために、PVA材料の95％が溶解した時点で過酸化水素および鉄塩溶液が添加され、35％過酸化水素の量はおよそ0.3〜1.0 LH2O2/kgPVA防護衣であり、鉄塩溶液の量はおよそ0.1〜0.5 L鉄塩溶液/kgPVA防護衣である。
【００４５】
フェントン反応によって生じる酸化熱は、PVAの溶解に必要とされるエネルギーを供給することができ、従って、ヒーター（301）を稼動せずに安定したエネルギー供給源として作用する。PVA溶液の温度は、フェントン反応によって生じる熱エネルギーによって98〜100℃に維持され、それによってPVA溶液中の水分を蒸発させる。溶解ステップにおいて蒸発した水分は、熱交換器（400）を経て凝縮水貯蔵タンク（500）に回収される。このような水分の蒸発によって、初期段階で過剰量供給された水分が蒸発し、35〜45 w/v％の濃度により近いレベルを達成することができる。
【００４６】
本発明のこの典型的な実施形態よれば、溶解ステップにおいて、多段反応器の温度が95℃未満に下がった時点を溶解完了期と判断する。溶解が完了したら直ちに、真空ポンプ（50）が稼動して、PVA溶液を濃縮し、同時に、多段反応器（100）の内部を100〜300 Torrに維持する。真空条件下で溶液を濃縮する技術が用いられる場合には、高濃度の有機物を含有する廃水からの水分蒸発効率の優位性によって、濃縮時間を短縮することができる。この濃縮工程の採用は、図７に示されるような処理費用の削減効果の達成を可能にする。
【００４７】
この工程の操作によって生じるすべての蒸気は、熱交換器（400）によって水分として凝縮され、凝縮水貯蔵タンク（500）に回収され、また、回収された凝縮水は溶解／濃縮ステップ（S3）において再利用され、それによって廃液の発生量をゼロ化することができる。
【００４８】
溶解／濃縮ステップ（S3）によって調製されるPVA溶液は、図２に示されるように多段反応器内で第一ろ過ステップ（S4）を受けてもよく、または図６に示されるように更なるろ過システムで凝固浴（110）に送られてもよい。
【００４９】
溶解したPVA防護製品水溶液中に存在する放射性物質をフィルターによって連続的にろ過する第一ろ過ステップ（S4）では、調製されたPVA溶液中に存在する粒子を除去するために、ろ過装置を用いて第一ろ過ステップが行われる。上述のステップによるPVA溶液中に存在する粒子の除去は、凝固剤による放射性物質の除去効率を最大化し得る。
【００５０】
第一ろ過ステップでは、PVA溶液は、フィルターポンプ20を用いることによって、80μmフィルターカートリッジを内蔵したろ過装置200、20μmフィルターカートリッジを内蔵したろ過装置201、および1μmフィルターカートリッジを内蔵したろ過装置202を連続的に通過する。
【００５１】
第一ステップによって除去される核種の種類および濃度は、実施形態によって得られた結果として下記の表４に示される。溶解／濃縮された35 w/v％PVA溶液の放射能濃度は3.25E+01 Bq/gであり、その後、80〜1μmのフィルターを用いてろ過した後、ガンマ核種の種類数は初期段階での13種から5種に、61.5％減少した。全放射能濃度は2.94E-1 Bq/gに減少した。第一ろ過ステップによって最終的に減少したDF（除染係数（Decontamination Factor））量は、110.5であった。
【表４】
0005613775.tif 000005
【００５２】
本発明において、第一ろ過ステップは、放射性物質を除去するだけでなく、また、多段反応器（100）の内部を洗浄することを可能にする。PVA溶解ステップにおいて生じうる泡は、多段反応器の壁面を汚染するかもしれず、その汚染物質は溶液の汚染源として作用しうる。第一ろ過ステップで排出されたろ液は、ろ液循環ライン（L5）を経て多段反応器（100）に供給される。多段反応器への流入角度は、図５に示されるように多段反応器の外周面の接線方向に備え付けられ、従って、ろ液の流入の間、多段反応器の壁面に渦が形成され、それによって多段反応器の内部が洗浄される。
【００５３】
第一ろ過されたろ液中の未処理の放射性物質を処理するための凝固剤供給ステップ（S5）、および第二ろ過ステップ（S6）では、フェントン反応後、PVA溶液はpH 2〜3を有する強酸として存在する。pHが低い場合には、放射性金属（M；金属）イオンはM2+の形態である。従って、水中のイオンを抽出することは困難であり、効果的なろ過を行うことは困難である。次のステップにおいて供給される凝固剤による放射性物質の除去効率を最大にするために、pHを７に調整することが好ましい。pHを調整するために加えられるNaOHは、（フェントン反応後、残存している）過酸化水素を分解し、溶解している重金属を沈殿させうる。従って、NaOHは、PVA溶液中に存在している放射性物質の除去に効果的であり、その後の凝固剤の注入に適したpH条件を提供する。
【００５４】
溶解の完了後にろ過ステップを行うために、調製されたPVA溶液の温度を短時間で約35℃に下げることが望ましい。PVA溶液を冷却する必要がある場合には、熱交換器（401）が備えられた冷却ライン（L7）が使用されうる。
【００５５】
第一ろ過されたPVA溶液中の放射性物質を更に除染するために、ガンマ核種を除去できる凝固剤が注入されうる。凝固剤の注入において、カチオン性凝固剤およびアニオン性凝固剤は別々に注入される。凝固効率を向上させるために、PVA溶液のpHは調整され、最適pH範囲は適切には6.5〜7.0である。凝固剤の注入によるフロックの効果的な形成を実現するために、凝固剤の注入前に、鉄塩を含有する凝固シードを供給するステップが行われる。
【００５６】
本発明の典型的な実施形態によれば、PVA溶液のような高濃度の有機物を含有する溶液中のガンマ核種の除去において、アクリルアミド系ポリマーは効果的であり、また適切な供給量は、好ましくは0.2〜1.0 mLポリマー/LPVA溶液、より好ましくは0.5 mLポリマー/LPVA溶液である。供給されたポリマーは、溶液中に存在する（+）および（-）電荷を有するすべてのガンマ核種を除去し得る。
【００５７】
本発明の多段反応器（100）を効率的に稼動するために、好ましくは、鉄塩溶液タンク（61）、カチオン性凝固剤タンク（62）、アニオン性凝固剤タンク（63）、および凝固剤注入ポンプ（60）を含む凝固剤注入装置が備えられる。粘性の高い凝固剤を効率的に注入するために、好ましくはシリンジポンプ（60）が備えられる。
【００５８】
本発明によれば、多段反応器（100）に供給された凝固剤を効果的に混合してフロックを形成するために、混合ポンプ（30）のRPMが調整され、溶液循環ライン（L3）はPVA溶液の混合を促進するために用いられる。濃縮物を凝固剤と完全に混合するために、図６に示されるように、凝固浴（110）および撹拌器（111）は、別々に備えられ駆動されうる。従って、溶解／濃縮工程と凝固／ろ過工程の分離操作によって、より安定した除染効果を得ることができる。
【００５９】
本発明の実施形態によって得られた結果は、表４に示される。表４に示されたように、第一ろ過の後、ガンマ核種は2.94E-01 Bq/gの放射能を示し、その後、凝固剤の注入後の第二ろ過によって、放射能は6.23E-03 Bq/gに減少した。ここでは、非常に高い46.5のDF値が達成され、２つの核種、Sb-124およびCs-137を除いてすべての核種がMDA未満に除去された。
【００６０】
第二ろ過後のろ液から未処理の放射性物質を除去するイオン吸着ステップ（S7）では、Cs-137およびSb-124を効果的に除去するために、上述のイオンを選択的に除去するイオン交換工程が必要とされる。イオン交換塔（204）では、Cs-137およびSb-124の核種が除去され、本工程では、好ましくは、金属酸化物の形態のイオン交換媒体が使用される。
【００６１】
PVA防護製品の回収／分別ステップ（S1）からイオン性核種除去ステップ（S7）まで、PVA溶液中に含有される放射性物質は様々な除染工程を受ける。本工程で生じる最終濃縮物は放射能分析ステップ（S8）を受ける。その後、放射能がMDA未満であれば、最終濃縮物は濃縮物貯蔵ステップ（S9）に移されるが、一方、放射能がMDA超であれば、濃縮物は凝固剤注入および撹拌ステップ（S5）へと循環処理され、放射性物質除去工程を受けて、最終的に非放射性PVA濃縮物が得られるようにする。濃縮物貯蔵ステップ（S9）を受けた濃縮物は、選択的に自家処理ステップまたは濃縮物乾燥および処分ステップを用いて処理されうる。
【００６２】
この典型的な実施形態では、濃縮された非放射性PVA溶液を処理する処分ステップ（S10）は、発電所の外部の焼却専門会社への委託を含む。放射能分析ステップ（S8）を経て濃縮物貯蔵ステップ（S9）に移される濃縮されたPVA溶液は、非放射性物質に分類され、典型的な処分ステップ（S10）を受ける。典型的な処分ステップ（S10）では、自家処理工程は、対応する条件に従って、35 w/v％に濃縮されたPVA溶液を直接自家処理する濃縮物自家処理工程（S10-1）と、濃縮物に含まれる水分を完全に除去し、その後、固体を自家処理する乾燥品自家処理工程（S10-2aおよびS10-2b）とに分類されうる。任意の１つの工程が選択的に使用されうる。
【００６３】
自家処理されるべきPVA溶液の濃縮率による自家処理費用の分析に関する具体例は、図７に示される。本発明によって提案される、35〜45 w/v％のPVA溶液が自家処理される場合には、約13,600,000〜10,900,000ウォンの処理費用が必要であると予想される。一方、溶液が85〜100 w/v％に完全に乾燥された場合には、5,600,000〜4,800,000ウォンの比較的低い処理費用が必要とされうる。
【００６４】
上述のステップを含む、本発明の水溶性材料から作られた防護製品を除染する方法とともに、本発明は、その除染方法のために使用される、放射性物質の除染装置を提供する。
【００６５】
その装置によって、原子力発電所から生じる水溶性防護製品（PVA防護製品など）は、除染され、自家処理されることができ、それによって防護製品の費用効率および利用効率を最大にすることができる。
【００６６】
防護製品をPVA防護製品に換えた場合には、本発明に従って、PVA防護製品を除染する装置を使用することによって、PVA防護製品をMDAレベルまで処理することができる。最終的に処理されたPVA溶液は、濃縮または乾燥された後、発電所の外部で焼却でき、それによって、発生する放射性廃棄物を「ゼロ化」することができる。従って、放射性廃棄物貯蔵施設の寿命を延長し、廃棄物の発生量の減少により永久処分の費用を減少させるという２つの利点がある。
【００６７】
PVA防護製品を除染する設備は、小型の移動可能な設備として実現でき、従って狭い空間に設置され得る。そのため、このような設備は、設備運用上非常に有利であることが認められる。従って、国内の原子力発電所へのPVA防護製品の導入によって、原子力発電所の稼動費用の削減、発生する放射性廃棄物の量の減少、および技師の防護／衛生を考慮した様々な効果が期待できる。
【００６８】
原子力発電所から生じる放射性廃棄物を減少させる処理方法は、「発電所内処理」法および「自家処理」法に分類されうる。「発電所内処理」法は、固形化または酸化および原子力発電所敷地内において処理された物質を排出／管理することによって、主に液体廃棄物および放射性雑固体廃棄物を安定な物質に処理する方法である。一方、「自家処理」法は、金属廃棄物、コンクリート、土壌などの固体廃棄物に存在する放射性物質を「規制範囲」未満のレベルにまで除去し、その後除去された物質を発電所の外部で再利用するか、またはそれらを廃棄物処分場に埋め立てる方法である。
【００６９】
上述のPVA防護製品の処分のための自家処理法は、比較的高いPVA濃度を有するPVA溶液（例えば、35 wt％ PVA）を生じる。一部の国では、（上述の方法に由来する）除染された35 wt％ PVA溶液を発電所の外部で自家処理するために、韓国核不拡散核物質管理院のような政府機関の認可が必要である。また、上述の自家処理法は通常、廃液を一時的容器に移し、数ヶ月間保管することを必要とする。これに対処するために、本発明は更に、PVA製の防護製品を処理する方法を対象とし、この方法は：1）溶解-濃縮タンクによって処理されたろ液中の有機物を高温で熱分解、酸化する廃液熱分解／酸化ステップと；2）熱分解／酸化ステップから放出される未処理ガス中の有機物を処理する触媒的酸化ステップと；3）酸化された有機物ガス中の廃熱を回収および冷却する排気冷却ステップと；4）排気冷却ステップで生じた凝縮水を回収する凝縮水回収ステップと；5）自然環境中に排出される水の水質基準に従って、回収された凝縮水のpHを中和する凝縮水中和ステップと；6）最終的に排出される凝縮水中の粒子をろ過し、発電所の液体放出系（LRS）に凝縮水を排出する凝縮水排出ステップとを含む。
【００７０】
１つの典型的な実施形態では、この方法は、1）廃液熱分解／酸化ステップの前に、上述のステップ、すなわち、現場からPVA防護製品を回収して不溶性物質を分別する回収／分別ステップと；PVA防護製品に付着した放射性物質を除去する洗浄ステップと；洗浄されたPVA防護製品を溶解および濃縮する溶解／濃縮ステップと；溶解したPVA溶液を溶解-濃縮タンクから凝固タンクに送り出す濃縮物排出ステップと；凝固タンクに移されるPVA濃縮物中の粒子をフィルターによって最初に分離する濃縮物第一ろ過ステップと；第一ろ過されたPVA溶液中の放射性物質を除去するための凝固剤供給／撹拌ステップと；凝固剤によって形成されたフロックを除去する第二ろ過ステップとを含む。
【００７１】
濃縮物第一ろ過ステップでは、大型の粒子がフィルターによって除去され、高速回転ポンプが使用されて有機物を酸化剤と十分に混合し、それによってPVA溶液を酸化する。
【００７２】
廃液熱分解／酸化ステップでは、更に、PVA溶液を酸化するために、熱分解／酸化反応器は550〜600℃で稼動する。触媒的酸化ステップでは、PVA溶液を酸化するために、触媒的酸化反応器は500〜550℃で稼動する。更に、廃液熱分解／酸化ステップでは、PVA溶液は微粒子状に噴霧され、噴霧されたPVA溶液は蓄熱媒体およびジャケットヒーターによって加熱され酸化される。触媒的酸化ステップでは、白金（Pt）、パラジウム（Pd）、およびアルミナ（Al2O3）を含む触媒が使用される。
【００７３】
本発明の別の態様では、PVA防護製品を処理する装置が提供され、この装置は：溶解-濃縮タンクによって処理されたろ液中の有機物がその中で高温で熱分解され酸化される、廃液のための熱分解／酸化反応器と；熱分解／酸化反応器から送り出された未処理のガス中の有機物を処理するための触媒的酸化反応器と；酸化された有機物ガス中の廃熱を回収、冷却するための熱交換器と；熱交換器から生じた凝縮水を回収するための凝縮水貯蔵タンクとを含み、凝縮水貯蔵タンクに貯蔵された凝縮水のpHは、自然環境中に排出される水の水質基準に従って中和され、最終的に排出される凝縮水中の粒子がろ過されて、凝縮水を発電所LRSに排出できるようにする。
【００７４】
熱分解／酸化反応器と溶解-濃縮タンクとの間には、凝固タンクが備えられ、大型の粒子がフィルターによって除去され、高速回転ポンプが使用されて有機物を酸化剤と十分に混合し、それによってPVA溶液を酸化する。熱分解／酸化反応器は、望ましくは550〜600℃で稼動する。触媒的酸化反応器は、望ましくは500〜550℃で稼動する。
【００７５】
熱分解／酸化反応器では、PVA溶液は微粒子状に噴霧され、噴霧されたPVA溶液は蓄熱媒体およびジャケットヒーターによって加熱され酸化される。ヒーターによって加熱された空気は、熱分解／酸化反応器に供給される。蓄熱媒体はセラミック材料で作られている。触媒的酸化反応器では、PVA溶液を処理するために、望ましくは白金（Pt）、パラジウム（Pd）、およびアルミナ（Al2O3）を含む触媒が使用される。
【００７６】
図８を参照すると、本発明の１つの典型的な方法は：使用された防護衣の回収／分別ステップ（S1）と；PVA防護製品に付着した放射性物質を除去する洗浄ステップ（S2）と；有機物の処理を最大にするように、洗浄されたPVA防護製品を溶解および濃縮する溶解／濃縮ステップ（S3）と；PVA溶液を溶解-濃縮タンクから凝固タンクに送り出す濃縮物排出ステップ（S4）と；凝固タンクに移されるPVA濃縮物中に存在する粒子を分離し、未処理のPVA材料を酸化することを可能にする第一ろ過／酸化ステップ（S5）と；第一ろ過されたPVA溶液中の放射性物質を除去するための凝固剤供給／撹拌ステップ（S6）と；凝固剤によって形成されたフロックを除去する第二ろ過ステップと；第二ろ過されたPVA溶液を廃液貯蔵タンクに移すろ液排出ステップと；PVA溶液中の有機物を高温で熱分解／酸化する熱分解／酸化ステップ（S9）と；熱分解／酸化ステップから放出される未処理のガス中に存在する有機物を処理する触媒的酸化ステップ（S10）と；ガス中の廃熱を回収、冷却する排気冷却ステップ（S11）と；前ステップから生じた凝縮水を回収する凝縮水回収ステップと；回収された凝縮水のpHを中和する凝縮水中和ステップと；凝縮水中の粒子をろ過し、凝縮水を発電所LRSに排出する凝縮水排出ステップとを含む。
【００７７】
回収／分別ステップ（S1）は、図１を参照して上述される。
【００７８】
図８の典型的な方法においてPVA防護製品に付着した放射性物質を最初に除去する洗浄ステップ（S2）では、放射性物質によって汚染されたPVA防護製品は、粒子およびガンマ核種を最初に除去するための洗浄設備を用いて洗浄され、それによって溶液（すなわちPVA防護製品が溶解されている溶液）中の放射性物質を最小限にする。そのため、フィルター消費を減少させ、未処理の放射性物質による熱分解／酸化設備の汚染を最小限に抑えることができる。上述のように、洗浄工程で生じる洗浄液は、更なる処理なしに原子力発電所LRSに連結して排出することができ、それによって、生じた廃液の処理への負担を軽減することができる。
【００７９】
図８に示されるような、洗浄された防護製品を溶解および濃縮する典型的な溶解／濃縮ステップ（S3）では、最初に洗浄ステップ（S2）によって除染されたPVA防護製品は、溶解-濃縮タンクの上部の防護製品投入口を通じて所定の容量で供給される。PVA防護製品の供給後、凝縮水貯蔵タンク（130）に貯蔵された凝縮水は、凝縮水循環ポンプによって溶解-濃縮タンク（100）に供給される。凝縮水貯蔵タンク（130）は水位センサーを備えている。凝縮水循環ポンプの稼動の間、水位信号が所定の水位と等しいかまたはそれを超える際、モーター作動式バルブ（電動アクチュエーター）が開き、その後、重力による原子力発電所LRS内への凝縮水の排出後に閉じる。その結果、凝縮水循環ポンプは、水位が水位センサーの信号による所定の値に達するまで、凝縮水を溶解-濃縮タンク（100）に供給できるように稼動する。言い換えると、溶解-濃縮タンク（100）は、PVA防護製品の溶解／濃縮の間の放射性物質の蓄積に起因する汚染が最小限に抑えられるように、非常に単純に製造される。
【００８０】
溶解-濃縮タンク（100）では、PVA防護製品および凝縮水貯蔵タンク（130）に貯蔵された凝縮水は再利用され、ここでは、凝縮水は1 kgの防護衣あたり1 Lの容量で供給される。水が凝縮水供給ライン（L10）を通じて溶解-濃縮タンク（100）に供給される際、ヒータータンク（110）内の水を100〜110℃にまで加熱するためにヒーターが稼動する。加熱された水は、溶解-濃縮タンク（100）の側面の加熱ジャケット（示されていない）内を流れる高温の蒸気を生じ、溶解-濃縮タンク（100）を加熱する。加熱された溶解-濃縮タンク100の内部温度が95℃である時、PVAは水に溶解され始め、30分後には、PVAの95％以上が水に溶解される。
【００８１】
この典型的な実施例では、PVA防護製品は、5〜8 w/v％のPVA溶液を調製するために酸化剤を導入せずに溶解され、その後、濃縮工程が行われる。濃縮工程を開始する際、高PVA濃度条件において有機物が効果的にCO2およびH2Oに酸化され得るように、過酸化水素および鉄塩溶液は、それぞれ0.8〜1 LH2O2/kgPVA防護衣および0.4〜0.8 L鉄塩溶液/kgPVA防護衣の量で化学薬品供給ポンプ（150）によって導入される。最終濃縮物は、PVA溶液がPVA防護衣の初期容量に対して35〜40 w/v％の濃度を有するまで、蒸発／濃縮／酸化工程を受ける。
【００８２】
その間、フェントン反応によって生じる酸化熱は、PVAの溶解のためのエネルギーを供給でき、従って、ヒーターなしに安定したエネルギー供給源として作用する。フェントン反応によって生じる熱エネルギーは、PVA溶液を98〜100℃に維持し、したがって、PVA溶液中の水分を蒸発させる。溶解ステップにおいて蒸発した水分は、熱交換器（120）を経て凝縮水貯蔵タンク（130）に回収される。このような水分の蒸発によって、初期段階で過剰量供給された水分を蒸発させることができ、本発明に必要とされる濃度(35〜45 w/v％)により近いレベルを達成することができる。濃縮状態での過酸化水素および鉄塩の反応によって生じるヒドロキシルラジカルイオンは、効果的にPVA材料を分解することができる。
【００８３】
溶解が完了したら直ちに、熱交換器（120）に接続された真空ポンプ（示されていない）が稼動してPVA溶液を濃縮し、同時に、溶解-濃縮タンク（100）の内部を100〜300 Torrに維持する。真空条件下で溶液を濃縮する技術は、高濃度の有機物を含有する廃水からの水分の効率的な蒸発により、濃縮時間を短縮することができる。
【００８４】
図８に示される濃縮物排出ステップS4では、濃縮されたPVA溶液は、溶解-濃縮タンク（100）の内圧が大気圧に達した時、フィルターポンプの稼動によって溶解-濃縮タンク（100）から濃縮物排出ライン（L1）を通じて送り出される。濃縮されたPVA溶液は、その後、ろ液循環ライン（L3）を通じて凝固タンク（160）に送り出される。フィルターポンプ（示されていない）は、溶解-濃縮タンク（100）に備えられた水位センサーの信号を受けて稼動する。溶解-濃縮タンク（100）から凝固タンク（160）に送り出されるPVA溶液は、下記のような特性を有する。
【００８５】
溶解-濃縮タンク（100）に貯蔵されるPVA溶液を送り出すために、溶解-濃縮タンク（100）における与えられた水位が最も低い点に達するまでフィルターポンプが稼動する。フィルターポンプが稼動する時、フィルター（170）側に接続されたライン（示されていない）の自動バルブは自動的に開く。溶解-濃縮タンクから最初に送り出される溶液の温度は70〜75℃であり、そのため、フィルター（170）に熱損傷を引き起こしうる。従って、溶液は、望ましくは水冷式の熱交換器（171）によって50℃未満に冷却され、フィルター（170）を介して凝固タンク（160）に回収される。溶解-濃縮タンク（100）の水位（示されていない）が最も低い点に達した時、フィルターポンプの稼動が停止する。濃縮されたPVA溶液は、フィルター（170）を介して凝固タンク（160）に回収される。
【００８６】
PVA溶液が溶解-濃縮タンク（100）から凝固タンク（160）に完全に送り出された時、回収／分離ステップ（S1）から濃縮物排出ステップ（S4）までのステップが順次行われる。
【００８７】
図８に示される濃縮物の第一ろ過ステップS5では、PVA防護製品の溶解において不完全に溶解した有機物は最初に除去されることができ、それは熱分解／酸化反応器（200）および触媒的酸化反応器（210）において処理されるべき有機物の量を減少させる。濃縮物が凝固タンク（160）に移される際、不完全に溶解した有機物はフィルター（170）によって除去される。フィルター（170）は、好ましくは50〜0.2μmのろ過能力を有する。フィルターポンプは3600 rpmの高速で駆動され、ポンプの内部に備えられたタービンインペラー（示されていない）はPVA溶液を高速で混合することができる。従って、PVA濃縮物中に存在する未反応の状態での過酸化水素および鉄塩は、完全に混合され、それによって第二のフェントン反応を引き起こす。その反応によって生じるヒドロキシルラジカルイオンは、PVA材料の更なる分解を引き起こし得る。フィルターポンプは、好ましくは、高速で作動し得るウェスコ式ポンプである。
【００８８】
下記の表５は、各ステップにおける有機物の除去率を示す。
【表５】
0005613775.tif 000006
【００８９】
表５から、本発明の１つの典型的な方法によって35 wt％ PVA溶液が調製される際、濃縮物中の有機物の濃度は非常に低い（8.2％）ということが理解される。これは、有機物の70％以上が溶解／濃縮ステップにおけるフェントン反応によってCO2およびH2Oに酸化され、有機物の約48.8％が第一濃縮物ろ過ステップ（S5）によって更に除去されるためである。
【００９０】
図８に示される凝固ステップS6は、図１に関して上述された凝固ステップと同様である。ガンマ核種を除去するための凝固ステップS6および第二ろ過ステップS7に続くろ液排出ステップS8は、下記に記載される。
【００９１】
PVA溶液の熱分解／酸化ステップにおける不揮発性無機物質の量の増加は、フライアッシュの量を増加させ、熱分解／酸化反応器（200）および触媒的酸化反応器（210）内にフライアッシュを蓄積させうる。これはフライアッシュの濃縮を引き起こしうる。従って、フライアッシュの濃縮を根本的に妨げるために、酸化されたPVA溶液が排出される前に、望ましくは、中和ステップが行われる。
【００９２】
言い換えると、本発明の典型的な装置では、PVA溶液は、完全酸化によってCO2およびH20として排出される。最終的に生じる凝縮水は、原子力発電所LRSに連結して排出される。従って、PVA溶液中に存在するガンマ核種を完全に除去する必要はなく、ガンマ核種の除去ステップを更に簡略化し得る。
【００９３】
その間、ろ液が廃液貯蔵タンク（180）に最終的に移された時、PVA溶液のろ過および排出ステップが完了する。ろ液排出ステップ（S8）が濃縮物排出ステップ（S4）の30分前に行われた後、第一濃縮物ろ過ステップ（S5）からろ液排出ステップ（S8）までの工程が繰り返される。例えば、PVA溶液は、溶解-濃縮タンク（100）、フィルター（170）および凝固タンク（160）の間を、濃縮物排出ライン（L1）およびろ液循環ライン（L3）を経て循環し、ろ液輸送ライン（L4）は閉じた状態で維持される。
【表６】
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【００９４】
第二ろ過ステップを受けたPVA溶液中の元素含有量は、下記の表７に記載される。
【表７】
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【００９５】
図８に示される熱分解／酸化ステップS9では、上述のステップによってガンマ核種が除去されたPVA溶液が、ろ液輸送ライン（L4）を通じて廃液貯蔵タンク（180）に輸送される。PVA溶液の熱分解／酸化反応器（200）内への供給前に、熱分解／酸化反応器（200）の内部温度を約550℃まで上昇させる。熱分解／酸化反応器（200）内に供給される空気は、熱交換器（220）を経て外部からヒーター（270）に供給され、供給された空気は、ヒーター（270）を用いて約550〜600℃まで加熱され、空気供給ライン（L7）を通じてセラミック材料で作られた蓄熱媒体（203）（熱分解／酸化反応器（200）内に充填されている）に熱を蓄積させる。蓄熱媒体が空気供給ラインを遮断することを防ぐために、熱分解／酸化反応器内に隔壁（204）が備えられる。蓄熱媒体（203）の温度の上昇を促進するために、熱分解／酸化反応器（200）の外側にジャケットヒーター（202）が備えられ、ジャケットヒーター（202）の制御は、熱分解／酸化反応器（200）内に備えられた温度センサー（示されていない）によって行われる。
【００９６】
熱分解／酸化反応器200が550℃まで加熱された時、PVA溶液は廃液供給ライン（L5）を通じて熱分解／酸化反応器（200）内に供給される。熱分解／酸化反応器（200）には、廃液供給ラインと接続されたノズル（201）が備えられ、ノズルは供給される廃液を微粒子状に噴霧する。熱分解／酸化反応器（200）内に充填された蓄熱媒体（203）は高温状態でガスの滞留時間を延長することができるため、PVA溶液中に存在する有機物を効果的に分解することができる。
【００９７】
その間、好ましくは、熱分解／酸化反応器（200）内へのPVA溶液の供給において、廃液供給ポンプは、廃液貯蔵タンク（180）の水位が最も低い点を越えている時に稼動し、水位が最も低い点を下回っている時に自動的に停止する。
【００９８】
図８に示される触媒的酸化ステップS10および排気冷却ステップS11では、上述のステップにおいて未処理の有機物が、触媒的酸化反応器（210）において二次処理される。このステップにおいて使用される触媒は、好ましくは、白金（Pt）／パラジウム（Pd）／アルミナ（Al2O3）を含み、触媒的酸化反応器は、好ましくは、500〜550℃の高温で稼動する。
【００９９】
触媒的酸化反応器（210）から排出される排ガスは、空冷式熱交換器（220）を通過することによって熱分解／酸化反応器（200）に供給される空気を予熱し、排出ガスを空冷する。空冷された排出ガスは約200〜250℃の温度を有するため、水冷式熱交換器（230）によって室温まで二次冷却される。冷却された排出ガスは気体と液体に分けられ、凝縮水は凝縮水貯蔵タンク（240）に回収される。
【０１００】
図８に示される中和ステップS12およびろ過／排出ステップS13では、凝縮水貯蔵タンク（240）に回収された凝縮水が所定の水位に達した時、凝縮水貯蔵タンクに備えられた水位センサー（示されていない）が凝縮水を感知する。モーター作動式バルブ（示されていない）が順次自動的に開いた後、凝縮水循環ポンプ（示されていない）が稼動する。凝縮水循環ポンプの稼動後、凝縮水貯蔵タンクに備えられたpHセンサー（示されていない）の値が6.0を下回った場合に、化学薬品タンク（250）に接続されたモーター作動式バルブ（示されていない）が自動的に開き、化学薬品供給ポンプ（示されていない）が稼動することによって、化学薬品タンク（250）に貯蔵された35 wt％ NaOH水溶液が供給される。凝縮水のpH値がNaOH の供給によって3秒間6.0以上になった場合に、化学薬品供給ポンプが停止し、モーター作動式ポンプが停止することによって凝縮水の中和が完了する。
【０１０１】
凝縮水の中和が完了した時、フィルター（260）に接続したモーター作動式バルブ（示されていない）が自動的に開き、凝縮水貯蔵タンク（240）の下に位置するモーター作動式バルブ（示されていない）が閉じることによって、フィルター（260）を経て発電所LRSに凝縮水を排出する。設置されるフィルター（260）は、好ましくは、3μmフィルターを備えている。凝縮水の排出は、凝縮水貯蔵タンク（240）とフィルター（260）との間に備えられた水位センサー（示されていない）の水位が最も低い点に達するまでのみ、行われる。水位が最も低い点に達した時、凝縮水循環ポンプの稼動は停止し、凝縮水貯蔵タンクとフィルターとの間に備えられたモーター作動式バルブ、および凝縮水貯蔵タンクの下に備えられたモーター作動式バルブ（示されていない）が順次閉じることによって、凝縮水のろ過／排出ステップ（S14）が完了する。例えば、触媒的酸化反応器（210）によって排出されるガスの温度は、空冷式および水冷式ステップによって室温に冷却される。
【０１０２】
室温の排出ガス中に存在する水分は凝縮水貯蔵タンク（240）に回収され、水分のpHは自然環境の水質の基準に従って6.0〜6.5に調整される。その後、凝縮水中に存在しうるフライアッシュは、フィルターによって除去され、原子力発電所LRSに排出される。
【０１０３】
図１１に示されるように、典型的なサンプル（図１１の左）は、ろ液排出ステップ（S8）で得られ、サンプル（図１１の右）は凝縮水ろ過／排出ステップ（S14）で得られる。図１１に示されるように、本発明に従って処理されたPVA防護製品では、最終排水のCOD濃度は15 ppmに調整されうる。
【０１０４】
本発明のこの典型的な実施形態では、凝縮水中和ステップ（S13）および凝縮水ろ過／排出ステップ（S14）は、凝縮水貯蔵タンク（240）に備えられた水位センサー（示されていない）によって自動的に稼働および制御され、それによって設備稼働の利便性を改善している。凝縮水回収ステップ（S12）から凝縮水ろ過／排出ステップ（S14）までの工程は、凝縮水貯蔵タンク（240）の水位センサー（示されていない）によって自動的に繰り返される。
【０１０５】
上述のステップを含む、水溶性材料から作られた防護製品を処理する方法とともに、本発明は、その処理方法に使用される、放射性物質の処理装置を提供する。
【０１０６】
その装置によって、原子力発電所から生じる水溶性防護製品（PVA防護製品など）は、発電所内で処理されることができ、それによって可燃性廃棄物の永久処分の費用効率および防護製品の利用効率を最大にすることができる。
【０１０７】
本発明は、溶解および濃縮によって生じるPVA溶液の熱分解／触媒的酸化によって、従来のポリビニルアルコール（PVA）から作られた使い捨て防護製品を自家処理し、除染されたPVA溶液を発電所内で処理するための設備を、比較的小さくすることを可能にする。従って、大規模な設備とは異なり、電力消費量の削減などの経済的利点がある。その設備は、小型の移動可能な設備として実現でき、従って狭い空間に設置され得る。
【０１０８】
更に、本発明の典型的な実施形態において上述したように、触媒作用および熱媒体の使用は、設備の稼動上非常に有利である。従って、国内の原子力発電所へのPVA防護製品の導入は、原子力発電所の稼動費用の削減、放射性廃棄物の発生量の減少、および技師の防護／衛生を考慮した様々な効果を期待することができる。
【０１０９】
本発明は、上述の実施形態に限定されず、当業者は、添付の特許請求の範囲に開示されるような本発明の範囲および趣旨から逸脱することなく、様々な変更、追加、および代替が可能であることを理解するであろう。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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【図１１】
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