1978년에 가동을 시작한 국내 첫 상용원전인 고리 1호기는 2017년 영구정지 되었으며 해체를 앞두고 있는 시점이다. 원전해체 시 발생하는 폐기물에 대하여 기존의 시멘트 고화방식으로 처리할 경우에는 최종 폐기물의 부피가 증가하는 단점을 갖게 된다. 또한 파라핀 고화공정으로 변경 후 파라핀 고화체는 처분이 불가능한 것으로 판정되어 고화처리를 하지 못하고 분말상태로 임시저장하고 있는 실정에 있다. 이 문제를 해결하기 위해 한국의 일부 원자력 발전소에서는 ...
1978년에 가동을 시작한 국내 첫 상용원전인 고리 1호기는 2017년 영구정지 되었으며 해체를 앞두고 있는 시점이다. 원전해체 시 발생하는 폐기물에 대하여 기존의 시멘트 고화방식으로 처리할 경우에는 최종 폐기물의 부피가 증가하는 단점을 갖게 된다. 또한 파라핀 고화공정으로 변경 후 파라핀 고화체는 처분이 불가능한 것으로 판정되어 고화처리를 하지 못하고 분말상태로 임시저장하고 있는 실정에 있다. 이 문제를 해결하기 위해 한국의 일부 원자력 발전소에서는 CTS (Concentrate Treatment System, 증발 및 과립화)와 고분자 응고 시스템을 모두 운영한다. 하지만 CTS에 의해 생성된 폐기물은 입자화 되어 분포도가 매우 넓으며(직경; 수 μm ~ 수 cm), 이 때문에 미세 입자들 사이에 공극을 형성 할 수 없다. 이로 인하여 처분 비용의 증가 및 처분장의 수용성을 감소하는 결과가 예상된다. 따라서 향후 원전 해체과정에서 발생 될 처분부적합한 상태의 방사성 슬러지 및 슬러리 처리/처분 기술 개발이 시급한 상황이며, 최종적으로 처분장 인수기준(WAC, Waste Acceptance Criteria)을 만족하면서, 폐기물 부피감용 기술 개발 또한 필요할 것으로 사료된다.
본 연구에서는 처리기술의 미확보로 인해 처리되지 못하고 있는 분말상(입자성 및 분산성) 폐기물을 대상으로 한다. 이러한 대상 폐기물에는 원전운영 및 원전해체과정에서 발생되는 농축폐액분말, 콘크리트 파쇄물, 슬러리/슬러지, 제염슬러지, 제염이 용이치 못한 미세크기의 오염토양 등을 포함하고 있다. 이러한 대상 폐기물을 폴리머고화 시 분말상의 방사성폐기물을 동일한 크기의 고밀도 펠렛으로 압축한다. 펠렛 사이에 일정한 공극을 형성하여 폴리머의 침투가 수월 할 것이며, 공극 사이를 액상의 매질로 채워 고화하기 때문에 부피 증가도 발생되지 않는다. 오히려 방사성폐기물 부피 밀도를 일차적으로 감소시키고 드럼 내 충진율을 향상 시킬 수 있기 때문에 높은 감용 효과를 달성할 수 있다고 사료된다. 즉, 롤 압축 시스템(Roll compaction system) 기술을 적용한 펠렛 성형장치를 이용해 원전해체 시 발생되는 슬러지 폐기물의 처분을 위해 분말상 폐기물을 펠렛으로 성형시키며, 고압축된 펠렛을 함입해 폴리머로 고화시키는 기술을 적용하고자 한다.
따라서 원전해체 시 발생하는 슬러지 폐기물의 건조 분말을 압축 성형하며, 이를 함입해 제작한 펠렛 고화체가 최종적으로 처분되어질 수 있도록 처분장 인수기준에 대한 충족 여부를 확인하는 특성평가 중심의 연구를 수행하였다. 실험은 국내 한국원자력환경공단에서 작성한 처분장 인수기준 및 인도규정에서 처분 안전성을 위한 고화체 판정 기준은 NRC(Nuclear Regulatory Commission), ANS(American Nuclear Society) 등 에서 제시한 시험 방법에 의거 된 것이며, 이와 같은 관련기준을 참고해 구조적안정성 확인 및 검증하기 위한 실험을 수행하였다.
1978년에 가동을 시작한 국내 첫 상용원전인 고리 1호기는 2017년 영구정지 되었으며 해체를 앞두고 있는 시점이다. 원전해체 시 발생하는 폐기물에 대하여 기존의 시멘트 고화방식으로 처리할 경우에는 최종 폐기물의 부피가 증가하는 단점을 갖게 된다. 또한 파라핀 고화공정으로 변경 후 파라핀 고화체는 처분이 불가능한 것으로 판정되어 고화처리를 하지 못하고 분말상태로 임시저장하고 있는 실정에 있다. 이 문제를 해결하기 위해 한국의 일부 원자력 발전소에서는 CTS (Concentrate Treatment System, 증발 및 과립화)와 고분자 응고 시스템을 모두 운영한다. 하지만 CTS에 의해 생성된 폐기물은 입자화 되어 분포도가 매우 넓으며(직경; 수 μm ~ 수 cm), 이 때문에 미세 입자들 사이에 공극을 형성 할 수 없다. 이로 인하여 처분 비용의 증가 및 처분장의 수용성을 감소하는 결과가 예상된다. 따라서 향후 원전 해체과정에서 발생 될 처분부적합한 상태의 방사성 슬러지 및 슬러리 처리/처분 기술 개발이 시급한 상황이며, 최종적으로 처분장 인수기준(WAC, Waste Acceptance Criteria)을 만족하면서, 폐기물 부피감용 기술 개발 또한 필요할 것으로 사료된다.
본 연구에서는 처리기술의 미확보로 인해 처리되지 못하고 있는 분말상(입자성 및 분산성) 폐기물을 대상으로 한다. 이러한 대상 폐기물에는 원전운영 및 원전해체과정에서 발생되는 농축폐액분말, 콘크리트 파쇄물, 슬러리/슬러지, 제염슬러지, 제염이 용이치 못한 미세크기의 오염토양 등을 포함하고 있다. 이러한 대상 폐기물을 폴리머고화 시 분말상의 방사성폐기물을 동일한 크기의 고밀도 펠렛으로 압축한다. 펠렛 사이에 일정한 공극을 형성하여 폴리머의 침투가 수월 할 것이며, 공극 사이를 액상의 매질로 채워 고화하기 때문에 부피 증가도 발생되지 않는다. 오히려 방사성폐기물 부피 밀도를 일차적으로 감소시키고 드럼 내 충진율을 향상 시킬 수 있기 때문에 높은 감용 효과를 달성할 수 있다고 사료된다. 즉, 롤 압축 시스템(Roll compaction system) 기술을 적용한 펠렛 성형장치를 이용해 원전해체 시 발생되는 슬러지 폐기물의 처분을 위해 분말상 폐기물을 펠렛으로 성형시키며, 고압축된 펠렛을 함입해 폴리머로 고화시키는 기술을 적용하고자 한다.
따라서 원전해체 시 발생하는 슬러지 폐기물의 건조 분말을 압축 성형하며, 이를 함입해 제작한 펠렛 고화체가 최종적으로 처분되어질 수 있도록 처분장 인수기준에 대한 충족 여부를 확인하는 특성평가 중심의 연구를 수행하였다. 실험은 국내 한국원자력환경공단에서 작성한 처분장 인수기준 및 인도규정에서 처분 안전성을 위한 고화체 판정 기준은 NRC(Nuclear Regulatory Commission), ANS(American Nuclear Society) 등 에서 제시한 시험 방법에 의거 된 것이며, 이와 같은 관련기준을 참고해 구조적안정성 확인 및 검증하기 위한 실험을 수행하였다.
The first commercial nuclear power plant in Korea, which started operation in 1978, Kori NPP Unit 1, was permanently shut down in 2017, and now awaits decommissioning. If the wastes from the decommissioning of a nuclear power plant is treated through conventional cement solidification, the volume of...
The first commercial nuclear power plant in Korea, which started operation in 1978, Kori NPP Unit 1, was permanently shut down in 2017, and now awaits decommissioning. If the wastes from the decommissioning of a nuclear power plant is treated through conventional cement solidification, the volume of final wastes will increase. Also, after the process was changed to paraffin solidification, it was found that paraffin solids cannot be disposed of. So the wastes cannot be solidified, and they are temporarily stored as powder. To solve this problem, some nuclear power plants in Korea are operating both the CTS(Concentrate Treatment System, evaporation and granulation) and polymer coagulation system. As the wastes generated by CTS are particularized and distributed very widely(diameter : a few μm ~ a few cm), however, pores cannot be formed between fine particles. As a result, it is expected that the disposal cost will increased and the acceptability of disposal facilities will decrease. Accordingly, the technology for treating/dispose of radioactive sludge and slurry unfit to be disposed of, which will be generated in the process of decommissioning nuclear power plants, needs to be developed urgently, and lastly it will also be necessary to develop the technology for reducing the volume of wastes while satisfying the disposal facility Waste Acceptance Criteria(WAC).
This study deals with the powdered(particulateness and dispersibility) wastes that are not treated because there is no treatment technology. They include concentrated waste powder, crushed concrete, slurry/sludge and decontamination sludge, which are generated during the operation and decommissioning of nuclear power plants, and micro-size contaminated soil that is difficult to decontaminate. When these target wastes are polymer-solidified, the powdered radioactive wastes are compacted into high-density pellets of the same size. As uniform pores are formed between pellets, the penetration of polymer will be easy, and as liquid mediums fill the space between pores before solidification, the volume will not increase either. Rather, as the volume density of radioactive wastes is reduced first, and the filling rate inside the drum can be improved, a high volume reduction effect can be achieved. Accordingly, this study will use the pellet forming device, based on the roll compaction system technology, to turn the powdered wastes into pellets to dispose of the sludge wastes generated during the decommissioning of a nuclear power plant, and apply the technology for solidifying wastes with polymer by invaginating highly compacted pellets.
That is, the dry powder of the sludge wastes, generated during the decommissioning of nuclear power plants, were compacted, and a study, focused on evaluation of properties, was conducted for checking if the disposal facility waste acceptance criteria are met so that the pellet solidified waste form, which were made by invaginating the compacted pellets, can be finally disposed of. The experiment was based on the disposal facility waste acceptance criteria and delivery regulation, established by Korea Radioactive Waste Agency, and the solidified waste form judgment criteria for the safety of disposal were based on the testing methods, presented by NRC(Nuclear Regulatory Commission), ANS(American Nuclear Society), and an experiment was conducted for checking and verifying the structural stability.
The first commercial nuclear power plant in Korea, which started operation in 1978, Kori NPP Unit 1, was permanently shut down in 2017, and now awaits decommissioning. If the wastes from the decommissioning of a nuclear power plant is treated through conventional cement solidification, the volume of final wastes will increase. Also, after the process was changed to paraffin solidification, it was found that paraffin solids cannot be disposed of. So the wastes cannot be solidified, and they are temporarily stored as powder. To solve this problem, some nuclear power plants in Korea are operating both the CTS(Concentrate Treatment System, evaporation and granulation) and polymer coagulation system. As the wastes generated by CTS are particularized and distributed very widely(diameter : a few μm ~ a few cm), however, pores cannot be formed between fine particles. As a result, it is expected that the disposal cost will increased and the acceptability of disposal facilities will decrease. Accordingly, the technology for treating/dispose of radioactive sludge and slurry unfit to be disposed of, which will be generated in the process of decommissioning nuclear power plants, needs to be developed urgently, and lastly it will also be necessary to develop the technology for reducing the volume of wastes while satisfying the disposal facility Waste Acceptance Criteria(WAC).
This study deals with the powdered(particulateness and dispersibility) wastes that are not treated because there is no treatment technology. They include concentrated waste powder, crushed concrete, slurry/sludge and decontamination sludge, which are generated during the operation and decommissioning of nuclear power plants, and micro-size contaminated soil that is difficult to decontaminate. When these target wastes are polymer-solidified, the powdered radioactive wastes are compacted into high-density pellets of the same size. As uniform pores are formed between pellets, the penetration of polymer will be easy, and as liquid mediums fill the space between pores before solidification, the volume will not increase either. Rather, as the volume density of radioactive wastes is reduced first, and the filling rate inside the drum can be improved, a high volume reduction effect can be achieved. Accordingly, this study will use the pellet forming device, based on the roll compaction system technology, to turn the powdered wastes into pellets to dispose of the sludge wastes generated during the decommissioning of a nuclear power plant, and apply the technology for solidifying wastes with polymer by invaginating highly compacted pellets.
That is, the dry powder of the sludge wastes, generated during the decommissioning of nuclear power plants, were compacted, and a study, focused on evaluation of properties, was conducted for checking if the disposal facility waste acceptance criteria are met so that the pellet solidified waste form, which were made by invaginating the compacted pellets, can be finally disposed of. The experiment was based on the disposal facility waste acceptance criteria and delivery regulation, established by Korea Radioactive Waste Agency, and the solidified waste form judgment criteria for the safety of disposal were based on the testing methods, presented by NRC(Nuclear Regulatory Commission), ANS(American Nuclear Society), and an experiment was conducted for checking and verifying the structural stability.
AI-Helper
※ AI-Helper는 부적절한 답변을 할 수 있습니다.