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문제 정의
- 콘크리트 해체폐기물의 효과적인 감용 기술과 기 확보된 원자력 연구시설의 해체 금속성 폐기물 용융기술[10, 11] 적용 시 해체 시 발생되는 폐기물의 부피 감용에 의해 효과적인 해체폐기물의 관리방안 확립에 기여할 것이다. 따라서 본 실험에서는 연구로 2호기와 우라늄 변환 시설에서 발생된 오염된 콘크리트 해체폐기물을 사용하여 콘크리트 폐기물로부터 방사성 핵종을 분리하여 방사성폐기물 감용과 원자력 시설내에서 제한적으로 재활용 할 수 있는 골재를 회수하고자 가열분쇄공정을 사용하여 Co, U 핵종의 분배특성을 고찰하고자 한다.
제안 방법
- Fig. 5는 연구로 해체 완료 후 200 L 드럼에 포장되어 있는 방사화 중량 콘크리트를 기계적 파쇄 후 5 mm 이상의 굵은 골재와 1∼5 mm 사이의 잔골재, 1 mm 이하의 미분말로 체 분리하여 각각의 시료에 대한 방사능을 측정하였다.
- Fig. 6은 Fig. 5에서 체 분리된 방사화 중량 콘크리트의 5 mm 이상의 굵은 골재와 1-5 mm 크기의 잔골재에 대해 전기로에서 400℃로 40분 가열한 후 볼밀에서 30분 마쇄하여 체 분리 후 골재의 크기별로 5 mm 이상의 자갈, 1∼5 mm 사이의 모래, 1 mm 이하의 미분말 시료에 대한 비방사능을 측정하였다.
- 방사화 중량콘크리트의 경우 TRIGA 현장에 적재되어 있는 200L 드럼으로부터 굵은골재, 잔골재, 미분말로 입도선별을 위한 체 분리를 수행한 후 굵은 골재 1600g, 잔골재 1400g은 1000ml 측정용기에 미분말 130g은 80ml 측정용기에 담아 γ-spectroscope를 사용하여 시료의 비방사능(specific activity)을 측정하여 각 골재에 대한 핵종의 분배특성을 살펴보았다.
- 방사화 중량콘크리트의 경우 TRIGA 현장에 적재되어 있는 200L 드럼으로부터 굵은골재, 잔골재, 미분말로 입도선별을 위한 체 분리를 수행한 후 굵은 골재 1600g, 잔골재 1400g은 1000ml 측정용기에 미분말 130g은 80ml 측정용기에 담아 γ-spectroscope를 사용하여 시료의 비방사능(specific activity)을 측정하여 각 골재에 대한 핵종의 분배특성을 살펴보았다. 선별된 굵은 골재와 잔골재만을 사용하여 450℃에서 40분 동안 열처리 한 후 약 30분 동안 볼밀을 사용하여 분쇄한 후 생산된 골재를 80㎖ 측정 용기에 담아 비방사능을 측정하였다. 우라늄 변환시설 해체 시 발생된 콘크리트 폐기물 역시 중량콘크리트 폐기물 실험 방법과 동일하게 수행하여 핵종의 분배 및 제거율을 살펴보았다.
- 실제 연구로 2호기의 깊이별 수조콘크리트 시료에 대한 Fe-55의 비 방사능 분석시 최대 350 Bq/g로 방사화 콘크리트의 자체 처분 시나리오 평가시 콘크리트 처리 작업자에 대해 Fe-55은 916 Bq/g까지 10 μSv/year에 만족한 값으로 평가됨에 따라 10 μSv/year 값의 범위 내에 있기 때문에 이는 고려하지 않았으며 감마방출핵종인 Co-60에 대해서만 가열분쇄공정을 적용하여 생산된 골재의 핵종 분배특성을 고려하였다.
- 오염시킨 콘크리트 시료는 300, 500, 700℃에서 1시간 동안 가열 하여 대기 중에서 자연냉각 시킨 후 볼밀을 사용하여 마쇄하였으며 마쇄된 시료는 다시 체 분리를 통해 굵은 골재, 잔골재, 미분말로 체 분리를 한 다음 γ-spectroscopy를 사용하여 시료의 비방사능(specific activity)을 측정하여 온도에 의한 미분말의 제거 특성과 방사성 물질의 골재별 분배 특성을 살펴보았다.
- 선별된 굵은 골재와 잔골재만을 사용하여 450℃에서 40분 동안 열처리 한 후 약 30분 동안 볼밀을 사용하여 분쇄한 후 생산된 골재를 80㎖ 측정 용기에 담아 비방사능을 측정하였다. 우라늄 변환시설 해체 시 발생된 콘크리트 폐기물 역시 중량콘크리트 폐기물 실험 방법과 동일하게 수행하여 핵종의 분배 및 제거율을 살펴보았다.
- 원자력 시설에서 발생된 해체 콘크리트 폐기물에 대해 가열분쇄 공정을 적용하여 방사성 물질의 분배특성 고찰 결과 다음과 같은 결론을 얻었다.
- 15 mm 이하의 미세분 입자에 상당량의 핵종이 농축되어 있어 우라늄변환시설 해체 콘크리트 폐기물 역시 연구로 방사화해체 콘크리트 폐기물과 동일하게 가열분쇄공정 적용에 의해 감용 및 자체처분이 가능할 것으로 판단되었다. 이에 따라 우라늄 변화시설 콘크리트 폐기물 부피감용을 위해 해체 현장으로부터 콘크리트 시료를 채취하여 초기오염도를 분석하였다. 초기 비방사능이 6.
대상 데이터
- 본 실험에 사용한 콘크리트 폐기물은 TRIGA 연구로 해체 시 발생된 비방사성 경량콘크리트와 중량콘크리트, 방사화 중량콘크리트, 우라늄 변환시설 해체 시 발생된 오염된 경량콘크리트를 사용하였다. 본 연구에서 수행한 실험 절차는 Fig.
성능/효과
- 1∼5 mm 사이의 잔골재에서는 초기 오염도 값이 3.48 Bq/g의 값을 나타내었으나 가열공정을 거친 결과 0.059 Bq/g으로 비방사능이 현저히 감소하였으며, 미분말의 비방사능은 20.1 Bq/g으로 대부분의 방사성 핵종이 미분말에 농축되어 존재하였다.
- 1. 오염된 해체 콘크리트 폐기물의 가열 공정 시 300∼500℃의 건식 열처리 공정이 효과적이었으며 콘크리트에 오염된 60Co은 대부분 1 mm 이하의 페이스트에 농축되어 분포하였다.
- 2. 연구로 방사화 중량 콘크리트는 시멘트에 존재하는 불순물의 중성자 조사에 의해 방사화된 Co-60 방사성 핵종은 대부분 페이스에 존재하였으며 가열 분쇄 미 분리 후 약 80%의 방사성 폐기물을 감용할 수 있었다.
- 3. 우라늄 변환시설 해체 콘크리트 폐기물은 초기 비방사능은 6.5 Bq/g에서 가열 분쇄공정 후 굵은 골재인 자갈에 존재하는 비방사능은 0.28 Bq/g로 나타났으며 약 75% 이상의 방사성 폐기물을 감용할 수 있었다.
- 9에 도시하였다. 가열 분쇄 공정 후 굵은 골재인 자갈에 존재하는 비방사능은 0.28 Bq/g, 잔골재인 모래에 존재하는 비방사능은 1.97 Bq/g를 나타냈으며, 대부분의 방사능은 페이스트에 26.5 Bq/g로 농축되어 있었다. 굵은 골재보다는 잔골재가 여러 시험에서 다소 높게 나타나는데 이는 완전 마쇄되지 않은 페이스트덩어리가 잔골재에 남아 있어 오염도를 상승시키는 결과를 초래하였다.
- 그림에서 보는 바와 같이 대부분의 핵종은 1 mm 이하의 미분말에 농축되어 있으며, 골재의 성분이 자갈과 모래는 미미하게 오염되어 있음을 알 수 있었다. 가열온도가 증가함에 따라 더욱 더 많은 양의 방사성핵종이 페이스트에 농축되었으며 골재의 시멘트의 분리를 위해서는 열적 전처리가 필요함을 알 수 있었다. 시멘트의 주요구성 물질은 C3S, C2S, C3A, C4AF로 이들은 반응성이 높은 무수화물이며 물과 반응하여 용해도가 낮은 안정한 수화물을 생성한다.
- 4에 나타내었다. 그림에서 보는 바와 같이 1차 분쇄 후 골재의 표면에 부착되어 있는 방사성 물질이 2차 마쇄 공정 이후 현저히 감소됨을 확인할 수 있었으며 온도가 증가함에 따라 콘크리트 폐기물의 대부분을 자치하는 자갈 및 모래에서 비방사능 값이 감소하는 경향을 나타내었다. 본 실험 결과를 통해 방사성 물질은 밀도가 높으며 SiO2 성분으로 구성된 치밀한 구조를 가지고 있는 자갈과 모래성분 보다는 다공성 물질의 페이스트에 오염됨을 확인할 수 있었다.
- 회수된 굵은 골재의 75% 이상 감용 할 수 있는 것으로 나타났다. 따라서 우라늄으로 오염된 콘크리트 폐기물 역시 가열분쇄에 의해 방사성폐기물과 자체처분 대상 폐기물로 분리가 가능함을 확인하였으며, 가열분쇄공정에 의해 우라늄 시설 방사성 해체 콘크리트 폐기물의 약 75% 이상을 감용 및 자체처분 할 수 있는 것으로 평가되었다. 1mm 이하의 미분말에 농축되어 있는 우라늄 핵종은 입자성 형태로 오염되어 있기 때문에 질산 등의 제염용액을 사용하여 용출 제염 시 상당한 부피감용이 가능할 것으로 사료된다.
- 5 Bq/g을 나타내었다. 방사화 중량 콘크리트의 구성성분중 자갈 및 모래보다는 다공성 물질의 시멘트 페이스트에 대부분의 방사성 핵종이 농축되어 존재함을 알 수 있었으며 기계적 체 분리에 의해 상당량의 방사화 콘크리트 감용이 가능하며 처분비용을 절감할 수 있을 것으로 사료된다. 중량 콘크리트의 성분 분석 결과 자철광(Fe2O3)이 40 wt%, CaO 성분이 15 wt%, SiO2 성분이 30 wt%로 구성되어 있다.
- 그림에서 보는 바와 같이 1차 분쇄 후 골재의 표면에 부착되어 있는 방사성 물질이 2차 마쇄 공정 이후 현저히 감소됨을 확인할 수 있었으며 온도가 증가함에 따라 콘크리트 폐기물의 대부분을 자치하는 자갈 및 모래에서 비방사능 값이 감소하는 경향을 나타내었다. 본 실험 결과를 통해 방사성 물질은 밀도가 높으며 SiO2 성분으로 구성된 치밀한 구조를 가지고 있는 자갈과 모래성분 보다는 다공성 물질의 페이스트에 오염됨을 확인할 수 있었다.
- 이러한 폐기물의 경우 제염이 불가능하여 현재 4 m3 및 200 L 드럼에 저장하여 보관되어 있다. 연구로 2호기 수조 콘크리트 중 가장 방사화가 많이 진행된 것으로 판단되는 전단부 수조 콘크리트를 대상으로100 mm 깊이 단위로 채취된 시료를 파쇄하여 동축형 감마핵종분석(HPGe, Canberra사) 장치를 사용하여 깊이별 방사화 분포를 측정한 결과 최대 150 Bq/g으로 측정되었으며, Thermal Column 내부를 관통하는 빔포트가 위치하고 있어 중성자에 의한 방사화정도가 주변지역보다 높기 때문이다 깊이에 따라 방사능 분포가 지수적으로 감소하는 형태를 보여주었고 주요 검출핵종은 Co-60, Eu-152이며 일부 방사화정도가 높은 지역에서는 Eu-154 및 Cs-134이 검출되었다. 최대 방사화된 연구로 내부표면에서 검출된 핵종별 방사화분포를 살펴보면 전체 방사능의 66%를 Co-60이 차지하고, 약 28% 을 Eu-152가 차지하고 있는 것으로 보고되었다 [12].
- 10에 나타내었다. 회수된 굵은 골재의 75% 이상 감용 할 수 있는 것으로 나타났다. 따라서 우라늄으로 오염된 콘크리트 폐기물 역시 가열분쇄에 의해 방사성폐기물과 자체처분 대상 폐기물로 분리가 가능함을 확인하였으며, 가열분쇄공정에 의해 우라늄 시설 방사성 해체 콘크리트 폐기물의 약 75% 이상을 감용 및 자체처분 할 수 있는 것으로 평가되었다.
- 7은 연구로 해체후 200 L 드럼에 적재되어 있는 방사화 중량 콘크리트를 체 분리 한 후 가열 분쇄 공정 적용한 후 자체처분이 가능한 골재의 회수율을 나타내었다. 회수된 굵은 골재의 약 80%, 잔골재의 약 38% 정도 감용 할 수 있는 것으로 나타났다.
후속연구
- 8에 도시하였다. 그림에서 보는 바와 같이 1 mm 이하의 페이스트에 우라늄 핵종이 분포됨을 확인할 수 있었으며, 0.15 mm 이하의 미세분 입자에 상당량의 핵종이 농축되어 있어 우라늄변환시설 해체 콘크리트 폐기물 역시 연구로 방사화해체 콘크리트 폐기물과 동일하게 가열분쇄공정 적용에 의해 감용 및 자체처분이 가능할 것으로 판단되었다. 이에 따라 우라늄 변화시설 콘크리트 폐기물 부피감용을 위해 해체 현장으로부터 콘크리트 시료를 채취하여 초기오염도를 분석하였다.
- 현재 국내에서 수행되고 있는 연구로의 해체 시 비방사성 콘크리트 해체폐기물이 약 1,700톤, 방사성 콘크리트 해체폐기물이 약 250톤 (160 m3, 4 m3 컨테이너 40개분) 발생[9] 되어 있으며 연구로 대상 콘크리트 해체폐기물의 양이 비교적 소규모라 할지라도 본 연구로 해체를 통해 발생한 콘크리트 폐기물의 최종 처분부피를 더 감축하고, 향후 원전 해체에 대비한 공통기반기술 확보 차원에서 본 연구를 통해 관련 기술을 개발할 필요가 있으며 폐기물의 처분 단가가 지속적으로 증가하고 있는 추세에 있다. 콘크리트 해체폐기물의 효과적인 감용 기술과 기 확보된 원자력 연구시설의 해체 금속성 폐기물 용융기술[10, 11] 적용 시 해체 시 발생되는 폐기물의 부피 감용에 의해 효과적인 해체폐기물의 관리방안 확립에 기여할 것이다. 따라서 본 실험에서는 연구로 2호기와 우라늄 변환 시설에서 발생된 오염된 콘크리트 해체폐기물을 사용하여 콘크리트 폐기물로부터 방사성 핵종을 분리하여 방사성폐기물 감용과 원자력 시설내에서 제한적으로 재활용 할 수 있는 골재를 회수하고자 가열분쇄공정을 사용하여 Co, U 핵종의 분배특성을 고찰하고자 한다.
- 스페인의 경우 원자력 시설에서 발생된 방사능 오염물질이나 방사화된 폐기물들을 제한된 원자력 분야에서 재활용이나 재사용이 가능한지를 알아보기 위해 영국의 AEA Technology PLC와 스페인의 Empresa National de Residuos Radioactivos SA(ENRESA)가 컨소시움을 이루어 연구 수행한 결과 114,000 ton의 콘크리트 방사성폐기물의 재활용 시나리오로 재생된 콘크리트 혼합재를 방사성폐기물 저장시설에서 뒷 메움재로 사용하는 경우 직접 천층 처분하는 경우보다 5천만 유로, 심지층 처분의 경우보다는 약 2억3천만 유로를 절감하는 것으로 보고하고 있다[8]. 현재 국내에서 수행되고 있는 연구로의 해체 시 비방사성 콘크리트 해체폐기물이 약 1,700톤, 방사성 콘크리트 해체폐기물이 약 250톤 (160 m3, 4 m3 컨테이너 40개분) 발생[9] 되어 있으며 연구로 대상 콘크리트 해체폐기물의 양이 비교적 소규모라 할지라도 본 연구로 해체를 통해 발생한 콘크리트 폐기물의 최종 처분부피를 더 감축하고, 향후 원전 해체에 대비한 공통기반기술 확보 차원에서 본 연구를 통해 관련 기술을 개발할 필요가 있으며 폐기물의 처분 단가가 지속적으로 증가하고 있는 추세에 있다. 콘크리트 해체폐기물의 효과적인 감용 기술과 기 확보된 원자력 연구시설의 해체 금속성 폐기물 용융기술[10, 11] 적용 시 해체 시 발생되는 폐기물의 부피 감용에 의해 효과적인 해체폐기물의 관리방안 확립에 기여할 것이다.
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