(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
放射性核種を含む廃イオン交換樹脂を乾燥する工程（工程1）、
前記乾燥された廃イオン交換樹脂内の放射性核種を含むイオン交換基を分離する工程（工程2）、
前記分離されたイオン交換基から生成される揮発性の放射性核種を含む化合物を不揮発性の放射性核種を含む硫酸化物に転換する工程（工程3）、
前記放射性核種を含む硫酸化物を放射性核種を含む塩化物に転換する工程（工程4）、および
前記放射性核種を含む塩化物から放射性核種を揮発および凝縮して分離および回収する工程（工程5）を含むことを特徴とし、
前記放射性核種が、Cs、Sr、Mn、Fe、Ba、Ni、およびCoからなる群から選択される1種以上である、
放射性核種を含む廃イオン交換樹脂の処理方法。
【請求項２】
前記の工程2のイオン交換基が分離された廃イオン交換樹脂から発生する残留有機物から炭化物を形成する工程をさらに含むことを特徴とする請求項１に記載の放射性核種を含む廃イオン交換樹脂の処理方法。
【請求項３】
前記炭化物を形成する工程が、550〜700℃で行われることを特徴とする請求項２に記載の放射性核種を含む廃イオン交換樹脂の処理方法。
【請求項４】
前記の工程1の乾燥が、100〜150℃で行われることを特徴とする請求項１に記載の放射性核種を含む廃イオン交換樹脂の処理方法。
【請求項５】
前記の工程2のイオン交換基の分離が、150〜400℃で行われることを特徴とする請求項１に記載の放射性核種を含む廃イオン交換樹脂の処理方法。
【請求項６】
前記の工程3の放射性核種を含む硫酸化物への転換が、400〜550℃で行われることを特徴とする請求項１に記載の放射性核種を含む廃イオン交換樹脂の処理方法。
【請求項７】
前記の工程4の放射性核種を含む塩化物への転換が、800〜900℃で行われることを特徴とする請求項１に記載の放射性核種を含む廃イオン交換樹脂の処理方法。
【請求項８】
前記の工程5の放射性核種の揮発が、1400〜1500℃で行われることを特徴とする請求項１に記載の放射性核種を含む廃イオン交換樹脂の処理方法。
【請求項９】
前記の工程3の不揮発性放射性核種を含む硫酸化物が、Cs2SO4、SrSO4、BaSO4、NiSO4、FeSO4、MnSO4およびCoSO4からなる群から選択される1種以上であることを特徴とする請求項１に記載の放射性核種を含む廃イオン交換樹脂の処理方法。
【請求項１０】
前記の工程5の分離及び回収された放射性核種を固定化処理する工程をさらに含むことを特徴とする請求項１に記載の放射性核種を含む廃イオン交換樹脂の処理方法。
【請求項１１】
放射性核種を含む廃イオン交換樹脂を乾燥するための乾燥機、
前記乾燥機から排出される乾燥された廃イオン交換樹脂を段階的に熱処理するためのスクリューコンベア反応器、および
前記スクリューコンベア反応器から排出される反応物を塩化物に転換させる無機物塩化反応器とを含み、
前記スクリューコンベア反応器が、イオン交換基分離領域と硫酸化物への転換領域に区分されていることを特徴とする放射性核種を含む廃イオン交換樹脂処理装置。
【請求項１２】
前記スクリューコンベア反応器が、前記硫酸化物への転換領域の次に炭化物形成領域をさらに含むことを特徴とする 請求項１１に記載の放射性核種を含む廃イオン交換樹脂処理装置。
【請求項１３】
前記スクリューコンベア反応器の外部にヒーターをさらに含むことを特徴とする請求項１１に記載の放射性核種を含む廃イオン交換樹脂処理装置。
【請求項１４】
前記廃イオン交換樹脂処理装置が、水分凝縮回収装置、二酸化炭素吸収回収装置および湿式洗浄塔からなる群から選択される1種以上をさらに含むことを特徴とする請求項１１に記載の放射性核種を含む廃イオン交換樹脂処理装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、放射性核種を含む廃イオン交換樹脂の処理方法及び装置に関するもので、詳細には、放射性核種を含む廃イオン交換樹脂を段階的熱処理過程を通じて処理する方法および、それを行なう装置に関するものである。
【背景技術】
【０００２】
現在、国内で運営中の軽水炉型原子力発電所の液体放射性廃棄物処理の基本的な概念は、廃液蒸発器を用いて蒸発、濃縮させた後、パラフィンを固化剤に用いて固化処理している。しかし、放射性廃液中に存在する様々な形態の異物は、蒸発器内で泡、スケイルを形成して蒸発器の性能が低下して頻繁なメンテナンスのために運転コストが増加するだけでなく、連続運転に支障をきたす問題を有している。これらの問題点を解決するために、国外の事例の場合、有機・無機イオン交換樹脂、精密または限外ろ過膜、逆浸透膜などを用いた廃液の処理方法に対して研究が活発に行われている。
【０００３】
その中で、放射性廃液の処理に用いられるイオン交換樹脂は、微細な3次元構造の高分子基体にイオン交換基を結合させたものであって、極性、非極性溶液中に溶けているイオン性物質を交換、精製する高分子物質で構成されており、前記イオン交換樹脂が有している可動イオンが溶液中の他のイオンと相互置換することにより、廃液を浄化する役割をする。これらのイオン交換樹脂は、多様な水処理工程で分離、浄化および除染の目的のために広く使用されており、特に、原子力産業では、イオン交換樹脂を用いて、原子力発電所の洗浄水や冷却水を浄化するために使用されている。一方、このようなイオン交換樹脂は、使用時間が長くなると、廃イオン交換樹脂として発生することになる。このように発生した廃イオン交換樹脂は、イオン交換樹脂が機械的強度や化学的抵抗性に優れた高分子重合体として製造され、その表面の官能基（functional group）が放射性核種と置換されてイオン交換の形態で残留しているので、樹脂に付着した放射性核種を分離して抽出することが非常に難しく、原子力発電所で発生する最も処理が困難な可燃性、放射性廃棄物の一つである。
【０００４】
一方、原子力発電所での浄化過程に使用されて生じた廃イオン交換樹脂は、放射能レベルが比較的低い廃樹脂としては、タービン復水系統の凝縮水浄化過程で発生するCPP（Condensate Polishing Plant）廃樹脂および蒸気発生器の取出水系統の浄化時に発生するBD（Blowdown）廃樹脂があり、放射能レベルがやや高い廃樹脂としては、液体廃棄物処理系（Liquid Radwaste System,LRS）での液体廃棄物の浄化過程で発生する廃樹脂がある。通常、号機あたり年間約5,000〜7,000ｌ程度の廃樹脂が発生しており、このように発生する廃樹脂は放射能レベルに応じて、麻袋や炭素鋼ドラムに入れて永久処分のために発電所内に一時的に保管されている。一般的に、原子力発電所で発生する廃樹脂は、放射能が微量であっても検出された場合、全量安定化させてドラムに入れて、放射性廃棄物処分場に送る。これらの放射性廃棄物は、それ自体の処分が可能な放射能レベルまで放射能を下げなければ一般廃棄物に分類して処理することは不可能である。特に、蒸気発生器細管の漏れがある場合は、蒸気発生器2次側の取出水系統の浄化時に発生する廃樹脂は半減期が長い放射性炭素（C-14）と、放射性セシウム（Cs-137）および放射性コバルト（Co-60）のような放射性核種で汚染されていて、このように汚染された廃樹脂は長期間保管しても、放射能が完全に消滅しないため、一般廃棄物に分類して処理することができない。
【０００５】
したがって、このように汚染された廃樹脂から、そのまま処分が可能な程度に放射性核種を分離抽出して除去する技術の開発は、放射性廃棄物の減容積および処分費用の削減の次元で非常に重要である。
【０００６】
これらの廃イオン交換樹脂を処理するための従来の処理方法の中で、韓国登録特許第10-2008-0087360号では、放射性廃イオン交換樹脂の処理量を増大して処理効率を向上させることができる方法として、放射性廃イオン交換樹脂の脱水装置を開示している。詳細には、放射性廃イオン交換樹脂を収納し、底面には多孔が形成された多孔容器;前記多孔容器を収納して前記多孔容器を保護する中間容器;前記中間容器を収納し、前記放射性廃イオン交換樹脂から出る放射線を遮蔽する遮蔽容器;を含む放射性廃イオン交換樹脂の脱水装置を開示している。
【０００７】
しかし、前記発明の場合、使用後の放射性廃樹脂の体積を減少化させることができるが、工程の過程でSO2およびSO3が含まれている排気ガスおよび地球温暖化ガスであるCO2が発生する問題点を有している。
【０００８】
一方、従来の廃イオン交換樹脂を処理する別の方法として、焼却などの方法で可燃性の有機成分を熱分解や酸化し、ガス化して処理し、残留する放射性核種を含む無機成分、すなわち灰分（焼却灰）は、ガラス固化などの方法で安定化して処理することができる。
【０００９】
前記のような焼却およびガラス化して処理する方法を用いて、廃イオン交換樹脂を処理した一例として、韓国登録特許第10-2002-0031822号では、放射性廃棄物を焼却溶融処理するための装置および過程を開示しており、詳細には、可燃性中・低レベル放射性廃棄物を焼却溶融させてガラス化（virtification）させる過程で生成される排気体の処理装置および過程を開示している。
【００１０】
しかし、前記のような焼却およびガラス化して処理する方法は、放射性核種を他の無機物、すなわち、有機成分内微量の灰分成分と一緒に残留させることで最大限の減容積効果を提供するという利点を有している。しかし、すべての有機成分をガス化することにより、地球温暖化ガスであるCO2を大量に排出するだけでなく、その過程で亜硫酸ガスと未燃焼炭化水素や、ダイオキシン、窒素酸化物（NOx）などの有害性ガスはもちろん、高温揮発性の放射性核種である放射性セシウム（Cs-137、Cs-134）などをガス化して排出するという問題点を有している。
【００１１】
つまり、従来のような焼却およびガラス化して処理する方法は、原子力関連施設で発生する前記廃イオン交換樹脂の大部分が有機成分、すなわち、可燃性成分で構成されており、焼却または熱分解を通じて効果的に体積を減少させることができるが、その工程の過程で廃イオン交換樹脂内に固定された放射性核種が、排気ガスと一緒に排出され得る問題が発生する。
【００１２】
したがって、廃イオン交換樹脂処理時に発生する硫酸化物と二酸化炭素発生の問題を解決すると同時に、放射性核種を効果的に捕集して減容積効果を得られる廃イオン交換樹脂の処理方法に対する開発が切実に求められる。
【００１３】
そこで、本発明者らは、放射性核種を含む廃イオン交換樹脂を処理する方法として、段階的熱処理方法を通じて、廃イオン交換樹脂の主成分である炭素をガス化することなく、放射性核種のみを揮発して分離回収する方法を通じて、放射性核種を含む廃イオン交換樹脂を処理することにより、従来の焼却やガラス化処理時に現れた問題である、放射性セシウム（Cs）またはストロンチウム（Sr）のような揮発性の放射性核種が揮発して発生する排気ガスが工程内に沈積して表われる汚染または大気に排出される問題、イオン交換基分離時に発生する高濃度（数千ppm以上）のSO2およびSO3が含まれた大量の排気ガス発生の問題および地球温暖化ガスであるCO2が発生する問題を回避して、同時に放射性核種を揮発させて固定化処理することにより、最大限の減容積効果を得ることができる方法を開発し、本発明を完成した。
【先行技術文献】
【特許文献】
【００１４】
【特許文献１】韓国登録特許第10-2008-0087360号
【特許文献２】韓国登録特許第10-2002-0031822号
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１５】
本発明の目的は、放射性核種を含む廃イオン交換樹脂を処理する方法及びそれを行なう装置を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１６】
放射性核種を含む廃イオン交換樹脂を乾燥する工程（工程1）；
前記乾燥された廃イオン交換樹脂内の放射性核種を含むイオン交換基を分離する工程（工程2）；
前記分離されたイオン交換基から生成される揮発性の放射性核種を含む化合物を不揮発性の放射性核種を含む硫酸化物に転換する工程（工程3）；
前記放射性核種を含む硫酸化物を放射性核種を含む塩化物に転換する工程（工程4）；および
前記放射性核種を含む塩化物から放射性核種を揮発および凝縮して分離および回収する工程（工程5）；
を含む放射性核種を含む廃イオン交換樹脂の処理方法を提供する。
【００１７】
また、本発明は、
放射性核種を含む廃イオン交換樹脂を乾燥するための乾燥機１００;
前記乾燥機から排出される乾燥された廃イオン交換樹脂を段階的に熱処理するためのスクリューコンベア反応器４００;および
前記スクリューコンベア反応器から排出される反応物を塩化物に転換させる無機物塩化反応器６００;を含むことを特徴とする放射性核種を含む廃イオン交換樹脂処理装置を提供する。
【発明の効果】
【００１８】
本発明は、放射性核種を含む廃イオン交換樹脂の処理方法であり、詳細には、段階的熱処理方法を通じて、廃イオン交換樹脂の主原料である炭素をガス化することなく、放射性核種を揮発して分離および回収する方法である。前記のような段階的熱処理方法で放射性核種を含む廃イオン交換樹脂を処理することにより、従来の焼却やガラス化処理時に現れた問題である、放射性セシウム（Cs）またはストロンチウム（Sr）のような揮発性の放射性核種が揮発して発生する排気ガスが工程内で沈積して表われる汚染または大気に排出される問題、イオン交換基分離時に発生する高濃度（数千ppm以上）のSO2およびSO3が含まれている排気ガス発生の問題と地球温暖化ガスであるCO2が発生する問題を回避して、同時に放射性核種を揮発させて固定化処理を通じて分離回収することにより、最大限の減容積効果を得ることができる。
【図面の簡単な説明】
【００１９】
【図１】本発明に係る放射性核種を含む廃イオン交換樹脂を処理する工程を模式的に示した工程図である。
【図２】廃イオン交換樹脂内スルホン酸基（SO3H+）およびCsおよびSr放射性核種を含む官能基の分離が起こることを示した模式図である。
【図３】Cs-O-S系の温度および酸素分圧によって形成することができる化合物の形態を示したグラフである。
【図４】本発明の実施例1の工程4による、Cs2SO4の塩化物転換がなされるための温度と熱力学的平衡濃度を示したグラフである。
【図５】本発明の実施例1の工程4による、SrSO4の塩化物転換がなされるための温度と熱力学的平衡濃度を示したグラフである。
【図６】本発明の実施例1の工程4による、BaSO4の塩化物転換がなされるための温度と熱力学的平衡濃度を示したグラフである。
【発明を実施するための形態】
【００２０】
本発明は、
放射性核種を含む廃イオン交換樹脂を乾燥する工程（工程1）；
前記乾燥された廃イオン交換樹脂内の放射性核種を含むイオン交換基を分離する工程（工程2）；
前記分離されたイオン交換基から生成される揮発性の放射性核種を含む化合物を不揮発性の放射性核種を含む硫酸化物に転換する工程（工程3）；
前記放射性核種を含む硫酸化物を放射性核種を含む塩化物に転換させる工程（工程4）；および
前記放射性核種を含む塩化物から放射性核種を揮発および凝縮して分離および回収する工程（工程5）；
を含む放射性核種を含む廃イオン交換樹脂の処理方法を提供する。
【００２１】
以下、本発明に係る放射性核種を含む廃イオン交換樹脂の処理方法を各工程別に詳細に説明する。
【００２２】
本発明に係る放射性核種を含む廃イオン交換樹脂の処理方法において、工程1は、放射性核種を含む廃イオン交換樹脂を乾燥させる工程である。
【００２３】
これは、加熱した場合、廃イオン交換樹脂のH2OおよびCO2をガス化して除去するための工程であり、前記廃イオン交換樹脂に含有されている溶解固体および浮遊固体を濃縮させることもできる。
【００２４】
前記廃イオン交換樹脂は、原子力産業を含む多様な水処理工程で分離および浄化の目的で、イオン交換樹脂が長い時間使用されて発生したものであり得る。すなわち、前記廃イオン交換樹脂は、純粋な水、高純度水の製造、廃水処理、価値の高い物質の回収、医薬、食品の精製など、様々な分野で使用されたイオン交換樹脂であり得、特に原子力発電所で濾水浄化の分野で放射性核種を含む廃水を精製するために使用されて生じた放射性核種を含む廃イオン交換樹脂であり得る。
【００２５】
前記廃イオン交換樹脂は、イオン交換樹脂が高分子基体に化学的に結合されてイオン化することができる官能基（functional group）を含んでおり、前記官能基に含まれているイオンと廃液内の放射性核種を互いに置換することによって、生成された廃イオン交換樹脂であり得る。例えば、前記のイオン交換樹脂は、スチレンジビニルベンゼン共重合体の基体にスルホン酸基（SO3H+）を含む官能基（functional group）を含むことができ、前記イオン交換樹脂内の陽イオンと廃液内の放射性核種が互いに置換されて放射性核種を含む廃イオン交換樹脂が形成され得る。
【００２６】
例えば、前記のイオン交換樹脂は、原子力発電所の廃水中のCsを含む放射性核種を除去するために、水素イオンのような陽イオンを含むことができ、ここで、周囲の溶液から2+の電荷を帯びた一個のCsイオンが存在すると、これは1+の電荷を帯びた水素イオン二個と置換されて廃イオン交換樹脂になり得る。
【００２７】
ここで、前記廃イオン交換樹脂を乾燥する工程は、前記廃イオン交換樹脂内に含まれている水分を除去する工程で、100〜150℃の温度範囲で行うことができる。ここで、前記の工程1の廃イオン交換樹脂の乾燥を行なうための温度が100℃未満の場合、水分の気化が行われず、また、前記温度が150℃を超える場合は、イオン交換基の分離が起こり、水分だけではなく、SO2を含むガスが同時に排出される問題が発生し得る。
【００２８】
本発明に係る放射性核種を含む廃イオン交換樹脂の処理方法において、工程2は、前記乾燥された廃イオン交換樹脂内の放射性核種を含むイオン交換基を分離する工程である。
【００２９】
これは、前記イオン交換基の分離は、廃イオン交換樹脂から放射性核種を分離するためのもので、前記の工程2で分離された放射性核種は、揮発性の酸化物または水酸化物の形態で残留し得る。
【００３０】
以下、本発明に係る工程2のイオン交換基を分離する過程を図2を通して詳細に示した。
【００３１】
図2に示したように、前記放射性核種が含まれている廃イオン交換樹脂には、スチレンジビニルベンゼン重合体と、スルホン酸基（SO3H+）および放射性核種の陽イオン（M+）を含む官能基（functional group）（SO3M+）を含むことができ、ここで、前記イオン交換基は、スルホン酸基（SO3H+）または放射性核種の陽イオン（M+）を含む官能基（functional group）であるSO3M+であり得る。
【００３２】
前記廃イオン交換樹脂内のイオン交換基は、前記の工程2を通じて分離され、分離後、スチレンジビニルベンゼン共重合体、放射性核種を含む酸化物と亜硫酸ガス（SO2）を含むガスが発生し得る。
【００３３】
ここで、前記の工程2のイオン交換基の分離は、150〜400℃の温度範囲で行うことができる。
【００３４】
前記の工程2のイオン交換基の分離を行うための温度が150℃未満の場合、廃イオン交換樹脂内のイオン交換基の分離が適切に行われないという問題が発生し得る。また、工程2のイオン交換基の分離を行うための温度が400℃を超える場合は、亜硫酸ガス（SO2）発生速度が速くて反応器内滞留時間が短くなるので、前記亜硫酸ガス（SO2）と放射性核種との接触が円滑に行われず、反応していない放射性核種およびSO2ガスが発生し得るという問題が発生し得る。
【００３５】
一方、ここで、前記発生した亜硫酸ガス（SO2）を反応器内に十分に残留させながら、廃イオン交換樹脂内の放射性核種の成分と反応させて、放射性核種を含む硫酸化物に転換させることができるようにすることを特徴とする。また、前記の工程2では、有機成分の分解は起きず、放射性核種と反応していない少ない体積の亜硫酸ガス（SO2）のみ排出されるので、従来の廃イオン交換樹脂の焼却またはガラス化工程とは異なり、SO2およびSO3が含まれている大容量の排気ガスの発生がないことがあり得、大容量の排気ガス処理装置を必要としないことになり得る。
【００３６】
また、亜硫酸ガス（SO2）が気体相に微量でも存在する場合、放射性核種は、硫酸化物に転換され得るので、前記の工程2で発生した亜硫酸ガス（SO2）を外部に排出させずに残留させることにより、揮発性放射性核種を不揮発性の放射性核種を含む硫酸化物に転換させることもできる。
【００３７】
これに対する例として、図3を通じて、Cs-O-S系で温度および酸素分圧によって形成することができる化合物の形態を示した。これは、放射性核種を含む酸化物の中でCsO4は亜硫酸ガス（SO2）が存在する雰囲気内での化合物形態を示したもので、図3に示すように、放射性セシウム（Cs）の場合、温度や酸素（O2）の分圧に関係なく、気相に亜硫酸ガス（SO2）の分圧が10-15atm以上の場合、不揮発性の硫酸化物形態であるCs2SO4に転換させられることを知ることができる。
【００３８】
本発明に係る放射性核種を含む廃イオン交換樹脂の処理方法において、工程3は、前記分離されたイオン交換基から生成される揮発性の放射性核種を含む化合物を不揮発性の放射性核種を含む硫酸化物に転換する工程である。
【００３９】
ここで、前記の工程3での硫酸化物への転換は、400〜550℃の温度範囲で行うことができる。
【００４０】
前記の工程3の硫酸化物への転換を行うための温度が400℃未満の場合、放射性核種を含む化合物の硫酸化物への転換が遅く、前記放射性核種が完全に硫酸化物に転換されないという問題が発生し得る。また、前記の工程3の硫酸化物への転換を行うための温度が550℃を超える場合は、放射性核種を含む化合物が硫酸化物に転換される前にガス化して排出され得るという問題が発生し得る。
【００４１】
例えば、セシウムの場合、550℃を超える場合は、Cs2O、CsOH、およびCs2O2H2などの形態でガス化して排出され得る。
【００４２】
ここで、前記廃イオン交換樹脂内に置換された放射性核種は、Cs、Sr、Mn、Fe、Ba、Ni、およびCoからなる群から選択される1種以上であり得、前記転換された放射性核種を含む硫酸化物は、Cs2SO4、SrSO4、BaSO4、NiSO4、FeSO4、MnSO4およびCoSO4からなる群から選択される1種以上であり得る。ここで、前記放射性核種を含む硫酸化物は、不揮発性で、700℃以下の温度では、放射性核種をガス化しないことになる。
【００４３】
一方、前記の工程2のイオン交換基が分離された廃イオン交換樹脂から発生する残留有機物から炭化物を形成する工程をさらに含むこともできる。ここで、前記残留有機物の炭化は、550〜700℃でさらによく行われ得るが、これに限定されない。
【００４４】
ここで、前記残留有機成分には、炭素、酸素、水素および窒素成分が含まれており、前記550〜700℃の温度範囲で、酸素、水素、および窒素を含む残留有機成分は、気化することができ、残留炭素成分は、炭化物として形成され得る。
【００４５】
前記の工程3および炭化物を形成する工程を経て、揮発性の放射性核種を含む化合物は、不揮発性の放射性核種を含む硫酸化物に転換することができ、ジビニルベンゼン共重合体のような廃イオン交換樹脂基体に含まれている残留有機成分内の微量の水素、窒素および酸素成分は、ガス化することができ、炭素成分は炭化することができる。ここで、前記ガス化される成分には、放射性核種および亜硫酸ガス（SO2）を含んでいないため、従来の揮発によって放射性核種が、排気ガス工程内に浸漬される問題と排気ガスとともに大気へ排出される問題、および亜硫酸ガス（SO2）が含まれている排気ガス発生の問題を排除することができる。
【００４６】
本発明に係る放射性核種を含む廃イオン交換樹脂の処理方法において、工程4は、前記放射性核種を含む硫酸化物を放射性核種を含む塩化物に転換する工程である。
【００４７】
ここで、放射性核種を含む塩化物への転換は、800〜900℃で行われることが好ましい。
【００４８】
前記の工程4の塩化物への転換を行うための温度が800℃未満の場合、塩化物化の速度が遅くなる問題が発生し得る。また、工程4の塩化物への転換を行うための温度が900℃を超える場合は、塩化物化装置の腐食問題が発生し得る。
【００４９】
前記放射性核種を含む硫酸化物は、高温で安定物質であるが、塩素ガスが存在する場合、塩素ガスと反応して塩化物に転換し得る。
【００５０】
これに対する例として、図4〜図6は、酸素ガス（O2）と塩素ガス（Cl2）が不活性ガスである窒素（N2）やアルゴン（Ar）内に、各々約100ppmずつ存在するようににして、微量のCs2SO4、SrSO4およびBaSO4からなる群から選択される1種以上を、それぞれ1ppmずつ混合した場合、形成され得る化合物の形態を示したグラフである。
【００５１】
図4〜図6に示すように、酸素ガス（O2）と塩素ガス（Cl2）が不活性ガスである窒素（N2）やアルゴン（Ar）内に、各々約100ppmずつ存在するようにして、微量の Cs2SO4、SrSO4およびBaSO4を各1ppmずつ混合した場合、約800℃以上の温度で放射性核種を含む硫酸化物は、塩化物に転換され得ることを知ることができる。
【００５２】
一方、ここで、工程4で、炭素成分は塩素ガス（Cl2）によって塩化されたりガス化したりしない。これにより、下記の工程5の1400℃以上の高温の熱処理で、炭素成分は揮発されず、炭化物の形態で存在することができる。
【００５３】
本発明に係る放射性核種を含む廃イオン交換樹脂の処理方法において、工程5は、前記放射性核種を含む塩化物から放射性核種を揮発および凝縮して分離および回収する工程である。
【００５４】
前記の工程5を通じて、放射性核種は、揮発した後、凝縮して固定化処理することができ、炭素成分は炭化物に分離して出すことによって、放射性核種の廃棄時に最大限の減容積効果を得ることができると同時に、二酸化炭素の発生を最小限に減らし、廃イオン交換樹脂を環境に優しくかつ効率的に処理することができる。
【００５５】
ここで、工程5の放射性核種の揮発は、約１Torr以下の減圧条件で1400〜1500℃で行われ得る。これは、塩化物化された放射性核種を揮発分離させるためのもので、前記の工程5の放射性核種を揮発するための温度が1400℃未満である場合、放射性核種を含む塩化物の揮発が急速には行われず、処理時間が長くなるという問題が発生し得、前記温度が1500℃を超える場合は、不必要なエネルギーの消費が発生するという問題が発生し得る。
【００５６】
一方、前記揮発分離された放射性核種は、以後、凝縮させて固定化処理することができ、炭化物の場合、工程5で揮発されないため、放射性核種が揮発した後、残留することになり、前記残留した炭化物は、放射性物質が含まれていないため、再活用するか、一般廃棄物として処理することができる。
【００５７】
本発明は、また、
放射性核種を含む廃イオン交換樹脂を乾燥するための乾燥機１００;
前記乾燥機から排出される乾燥された廃イオン交換樹脂を段階的に熱処理するためのスクリューコンベア反応器４００;および
前記スクリューコンベア反応器から排出される反応物を塩化物に転換させる無機物塩化反応器６００;を含むことを特徴とする放射性核種を含む廃イオン交換樹脂処理装置を提供する。
【００５８】
以下、図を参照して、本発明の放射性核種を含む廃イオン交換樹脂処理装置を詳細に説明する。
【００５９】
図1の工程図を通じて示したように、本発明に係る放射性核種を含む廃イオン交換樹脂処理装置は、乾燥機１００、スクリューコンベア反応器（Screw conveyor reactor）４００、無機物塩化反応器６００および湿式洗浄塔７００を含んでいる。
【００６０】
本発明に係る乾燥機１００は、、廃イオン交換樹脂内の水分を除去するための装置で、100〜150℃の温度で運行することができる。
【００６１】
一方、前記乾燥機での廃イオン交換樹脂の乾燥時に、ガス化して分離された水蒸気（H2O）と二酸化炭素（CO2）ガス以外に、三重水素（H-3）と放射性炭素（C-14）を含むことがあり得、これを洗浄して排出するための、水分凝縮回収装置２００および二酸化炭素（CO2）吸収回収装置３００をさらに含むこともできる。ここで、乾燥機１００からガス化して分離された水蒸気および二酸化炭素が水分凝縮回収装置２００および二酸化炭素（CO2）吸収回収装置３００に容易に排出されるようにするために、ガス通路に不活性気体である窒素（N2 ）またはアルゴン（Ar）ガスを供給することもできる。
【００６２】
本発明に係るスクリューコンベア反応器４００は、前記乾燥機１００を通過した廃イオン交換樹脂を段階的に熱処理する装置で、温度が異なる2つ以上の領域に区分することができる。つまり、スクリューコンベア反応器４００は、イオン交換基分離領域４０１および硫酸化物への転換領域４０２に区分することができるが、また、炭化物形成領域４０３をさらに含むこともできる。
【００６３】
前記スクリューコンベア反応器４００内のイオン交換基分離領域４０１は、150〜400℃の温度で運行することができ、前記領域での熱処理は、廃イオン交換樹脂内スルホン酸基（SO3H+）およびSO3M+を含むイオン交換基を分離するために行なわれる熱処理領域で行われ、これにより、スルホン酸基（SO3H+）およびSO3M+を含むイオン交換基が分離されて放射性核種を含む酸化物または水酸化物を形成し、また、亜硫酸ガス（SO2）を発生させ得る。
【００６４】
また、前記スクリューコンベア反応器４００内の硫酸化物への転換領域４０２は、前記イオン交換基分離領域４０１と連結されていて、400〜550℃の温度で運行することができる。前記硫酸化物への転換領域４０２での熱処理は、放射性核種を含む硫酸化物を形成するために行なわれる熱処理領域で行われ、これを通じて前記イオン交換基分離領域で発生した揮発性放射性核種を不揮発性に転換させ、亜硫酸ガスの排出を防止することができる。
【００６５】
一方、前記スクリューコンベア反応器４００は、前記硫酸化物への転換領域４０２の次に炭化物形成領域４０３をさらに含むことができ、また、前記炭化物形成領域４０３は、550〜700℃の温度で運行することができる。前記炭化物形成領域４０３での熱処理は、残留有機成分内に含まれている酸素、水素、および窒素などが排出されて炭素成分を炭化させるために行なわれる熱処理領域で行われ、これにより、下記の放射性核種を揮発して分離するとき、炭素成分のガス化を防止することができる。
【００６６】
前記スクリューコンベア反応器４００はまた、反応器の外部にヒータを含む発熱器をさらに含むこともできる。すなわち、前記スクリューコンベア反応器４００内で起こるほとんどの反応は吸熱反応で、反応器の外部にヒータを含む発熱器をさらに含むことにより、各反応器内の温度を適切に維持させることができる。
【００６７】
本発明による前記無機物塩化反応器６００は、前記スクリューコンベア反応器４００を通過した反応物中の硫酸化物を放射性核種を含む塩化物に形成するための装置で、前記反応器内に塩素ガスおよび酸素ガスを注入することができ、800〜900℃の温度で運行することができる。
【００６８】
また、前記無機物塩化反応器６００を通過して形成された放射性核種を含む塩化物は、その後1400〜1500℃での熱処理により放射性核種を揮発して分離および回収することができる。ここで、無機物塩化反応器に湿式洗浄塔７００が接続され得、前記湿式洗浄塔７００は、無機物塩化反応器６００を通じて揮発されてきた放射性核種を凝縮させることができ、前記湿式洗浄塔７００を通じて放射性核種が濃縮された洗浄廃液を乾燥後、固化させて、放射性核種を分離および回収することもできる。
【００６９】
以下、下記の実施例により、本発明を詳細に説明する。
【００７０】
ただし、下記の実施例は、本発明を例示するものに過ぎず発明の範囲は実施例に限定されるものではない。
【実施例１】
【００７１】
工程1：スチレンジビニルベンゼン共重合体の基体にスルホン酸基（SO3H+）を含むイオン交換樹脂内にCs放射性核種が置換されている廃イオン交換樹脂を用いて、前記廃イオン交換樹脂を乾燥機１００に入れて150℃の温度で2時間30分乾燥した。
【００７２】
工程2：前記の工程1から乾燥した廃イオン交換樹脂をスクリューコンベア反応器４００のイオン交換基分離領域４０１に入れ、約350℃で加熱し、投入口では約150℃、出口では次の高温領域の影響で400℃までの温度が、この領域で維持された。ここで、発生する亜硫酸ガスは、次の硫酸化物への転換領域を通って徐々に排出されるようにした。
【００７３】
工程3：前記の工程2から得られた反応物をスクリューコンベア反応器４００内の硫酸化物への転換領域４０２で約550℃の温度で30分間熱処理を行った。
【００７４】
工程4：前記の工程3から得られた反応物をスクリューコンベア反応器４００内の炭化物形成領域４０３で約700℃の温度で2時間熱処理した後、排出されるようした。
【００７５】
工程5：前記の工程4から得られた反応物を無機物塩化反応器６００に入れて塩素ガス100ppm、酸素ガス100ppm、窒素ガス1atmの雰囲気で約800℃の温度で約90分間熱処理を行った。
【００７６】
工程6：前記の工程5から得られた反応物を真空雰囲気で約1400℃の温度で熱処理を行って、それにより、蒸気化された放射性核種を分離して、湿式洗浄塔に送った後、凝縮させた。
【符号の説明】
【００７７】
１００：乾燥機
２００：水分凝縮回収装置
３００：二酸化炭素吸収回収装置
４００：スクリューコンベア反応器
４０１：イオン交換基分離領域
４０２：硫酸化物への転換領域
４０３：炭化物形成領域
５００：SO2吸着/吸収器
６００：無機物塩化反応器
７００：湿式洗浄塔
８００：ヘパ（high efficiency particulate air filter,HEPA）フィルターシステム
【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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