중·저준위 방사성 폐기물 처리용 시멘트 고화체의 압축강도와 동탄성계수의 관계 Relationship between Compressive Strength and Dynamic Modulus of Elasticity in the Cement Based Solid Product for Consolidating Disposal of Medium-Low Level Radioactive Waste원문보기
방사성 폐기물 최종 매립장이 완공됨으로써 그동안 원자력 발전소 내에서 관리하고 있던 중 저준위 방사성 폐기물은 최종 처분장으로 이송하여 관리해야 한다. 주로 액상의 이온교환수지로 구성된 중 저준위 방사성 폐기물은 플라스틱 또는 강제용기 안에서 시멘트계 재료로 고화처리 되고 있다. 시멘트계 재료는 취성적이므로 이송 중 낙하, 충돌 등에 의해 붕괴될 경우, 방사성 물질이 유출될 수 있는 가능성이 있다. 안전성이 있는 이송장비를 설계하기 위해서는 현재의 고화체가 어느 정도의 강도를 발현하고 있는지를 확인할 필요가 있다. 그러나 방사성 물질을 포함하고 있는 폐기물의 강도를 직접법에 의해 측정하는 것은 위험하므로 불가능하기 때문에 동탄성계수와 같은 비파괴시험을 통해 간접적으로 강도를 파악하여야 한다. 따라서 방사성 폐기물의 압축강도와 동탄성계수의 관계를 규명할 필요가 있다. 폐기할 시점에서 이온교환수지 처리용 고화체의 압축강도는 3.44 MPa (500 psi)이다. 이론적으로 시멘트는 시간의 경과에 따라서 강도가 증진되기 때문에 폐기된 후 수년에서 수십년이 경과한 현 시점에서 고화체의 강도는 기준치를 크게 상회할 가능성이 있다. 이와 같은 배경에서 이 연구에서는 중 저준위 방사성 폐기물 처리용시멘트 고화체의 재료구성을 유지하면서 3~30 MPa 범위의 다양한 강도 수준을 갖는 시멘트 고화체를 제조하고 이를 대상으로 압축강도와 동탄성계수의 관계를 도출하고자 하였다. 실험 결과, AE제 첨가율의 변화에 의해 목표로 설정하였던 3~30 MPa 범위를 만족하는 고화체의 제조가 가능하였다. 또한 미리 기포를 제조하여 혼입하는 방법보다 AE제를 배합수에 직접 혼합하는 방법이 단위용적질량 및 강도를 보다 정확히 조절하는데 유리한 것으로 나타났다. AE제 첨가율에 의한 단위용적질량과 공기량은 첨가율이 낮은 범위에서 급격하게 변화하였으며 첨가율이 증가할수록 변화량은 감소하였다. 이온교환수치 처리용 시멘트 고화체의 동탄성계수는 4.1~10.2 GPa 범위로 나타났으며, 일반콘크리트 보다 약 20 GPa 정도 낮고 그 차이는 강도의 증가에 따라 증가하는 것으로 나타났다. 이온교환수지 처리용 시멘트 경화체에서도 압축강도와 동탄성계수는 선형적인 관계를 보이고 있다.
방사성 폐기물 최종 매립장이 완공됨으로써 그동안 원자력 발전소 내에서 관리하고 있던 중 저준위 방사성 폐기물은 최종 처분장으로 이송하여 관리해야 한다. 주로 액상의 이온교환수지로 구성된 중 저준위 방사성 폐기물은 플라스틱 또는 강제용기 안에서 시멘트계 재료로 고화처리 되고 있다. 시멘트계 재료는 취성적이므로 이송 중 낙하, 충돌 등에 의해 붕괴될 경우, 방사성 물질이 유출될 수 있는 가능성이 있다. 안전성이 있는 이송장비를 설계하기 위해서는 현재의 고화체가 어느 정도의 강도를 발현하고 있는지를 확인할 필요가 있다. 그러나 방사성 물질을 포함하고 있는 폐기물의 강도를 직접법에 의해 측정하는 것은 위험하므로 불가능하기 때문에 동탄성계수와 같은 비파괴시험을 통해 간접적으로 강도를 파악하여야 한다. 따라서 방사성 폐기물의 압축강도와 동탄성계수의 관계를 규명할 필요가 있다. 폐기할 시점에서 이온교환수지 처리용 고화체의 압축강도는 3.44 MPa (500 psi)이다. 이론적으로 시멘트는 시간의 경과에 따라서 강도가 증진되기 때문에 폐기된 후 수년에서 수십년이 경과한 현 시점에서 고화체의 강도는 기준치를 크게 상회할 가능성이 있다. 이와 같은 배경에서 이 연구에서는 중 저준위 방사성 폐기물 처리용시멘트 고화체의 재료구성을 유지하면서 3~30 MPa 범위의 다양한 강도 수준을 갖는 시멘트 고화체를 제조하고 이를 대상으로 압축강도와 동탄성계수의 관계를 도출하고자 하였다. 실험 결과, AE제 첨가율의 변화에 의해 목표로 설정하였던 3~30 MPa 범위를 만족하는 고화체의 제조가 가능하였다. 또한 미리 기포를 제조하여 혼입하는 방법보다 AE제를 배합수에 직접 혼합하는 방법이 단위용적질량 및 강도를 보다 정확히 조절하는데 유리한 것으로 나타났다. AE제 첨가율에 의한 단위용적질량과 공기량은 첨가율이 낮은 범위에서 급격하게 변화하였으며 첨가율이 증가할수록 변화량은 감소하였다. 이온교환수치 처리용 시멘트 고화체의 동탄성계수는 4.1~10.2 GPa 범위로 나타났으며, 일반콘크리트 보다 약 20 GPa 정도 낮고 그 차이는 강도의 증가에 따라 증가하는 것으로 나타났다. 이온교환수지 처리용 시멘트 경화체에서도 압축강도와 동탄성계수는 선형적인 관계를 보이고 있다.
Recently, the medium-low level radioactive waste from nuclear power plant must be transported from temporary storage to the final repository. Medium-low level radioactive waste, which is composed mainly of the liquid ion exchange resin, has been consolidated with cementitious material in the plastic...
Recently, the medium-low level radioactive waste from nuclear power plant must be transported from temporary storage to the final repository. Medium-low level radioactive waste, which is composed mainly of the liquid ion exchange resin, has been consolidated with cementitious material in the plastic or iron container. Since cementitious material is brittle, it would generate cracks by impact load during transportation, signifying leakage of radioactive ray. In order to design the safety transporting equipment, there is a need to check the compressive strength of the current waste. However, because it is impossible to measure strength by direct method due to leakage of radioactive ray, we will estimate the strength indirectly by the dynamic modulus of elasticity. Therefore, it must be identified the relationship between of strength and dynamic modulus of elasticity. According to the waste acceptance criteria, the compressive strength of cement based solid is defined as more than 3.44 MPa (500 psi). Compressive strength of the present solid is likely to be significantly higher than this baseline because of continuous hydration of cement during long period. On this background, we have tried to produce the specimens of the 28 day's compressive strength of 3 to 30 MPa having the same material composition as the solid product for the medium-low level radioactive waste, and analyze the relationship between the strength and the dynamic modulus of elasticity. By controling the addition rates of AE agent, we made the mixture containing the ion exchange resin and showing the target compressive strength (3~30 MPa). The dynamic modulus of elasticity of this mixtures is 4.1~10.2 GPa, about 20 GPa lower in the equivalent compressive strength level than that of ordinary concrete, and increasing the discrepancy according to increase strength. The compressive strength and the dynamic modulus of elasticity show the liner relationship.
Recently, the medium-low level radioactive waste from nuclear power plant must be transported from temporary storage to the final repository. Medium-low level radioactive waste, which is composed mainly of the liquid ion exchange resin, has been consolidated with cementitious material in the plastic or iron container. Since cementitious material is brittle, it would generate cracks by impact load during transportation, signifying leakage of radioactive ray. In order to design the safety transporting equipment, there is a need to check the compressive strength of the current waste. However, because it is impossible to measure strength by direct method due to leakage of radioactive ray, we will estimate the strength indirectly by the dynamic modulus of elasticity. Therefore, it must be identified the relationship between of strength and dynamic modulus of elasticity. According to the waste acceptance criteria, the compressive strength of cement based solid is defined as more than 3.44 MPa (500 psi). Compressive strength of the present solid is likely to be significantly higher than this baseline because of continuous hydration of cement during long period. On this background, we have tried to produce the specimens of the 28 day's compressive strength of 3 to 30 MPa having the same material composition as the solid product for the medium-low level radioactive waste, and analyze the relationship between the strength and the dynamic modulus of elasticity. By controling the addition rates of AE agent, we made the mixture containing the ion exchange resin and showing the target compressive strength (3~30 MPa). The dynamic modulus of elasticity of this mixtures is 4.1~10.2 GPa, about 20 GPa lower in the equivalent compressive strength level than that of ordinary concrete, and increasing the discrepancy according to increase strength. The compressive strength and the dynamic modulus of elasticity show the liner relationship.
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문제 정의
이러한 배경에서 이 연구에서는 중 · 저준위 방사성 폐기물 처리용 시멘트 고화체의 재료구성을 유지하면서 3～30 MPa 범위의 다양한 강도 수준을 갖는 시멘트 고화체를 제조하고자 하였다. 이를 위해 이 연구에서는 AE제의 사용량을 정밀하게 조정하여 다양한 강도를 갖는 이온교환수지를 고화한 경화체를 제조하였고, 이를 대상으로 압축강도와 동탄성계수의 관계를 도출하였다.
이러한 배경에서 이 연구에서는 중 · 저준위 방사성 폐기물 처리용 시멘트 고화체의 재료구성을 유지하면서 3～30 MPa 범위의 다양한 강도 수준을 갖는 시멘트 고화체를 제조하고자 하였다. 이를 위해 이 연구에서는 AE제의 사용량을 정밀하게 조정하여 다양한 강도를 갖는 이온교환수지를 고화한 경화체를 제조하였고, 이를 대상으로 압축강도와 동탄성계수의 관계를 도출하였다.
가설 설정
실제 폐이온 교환수지 방사성 폐기물과 이 실험 상의 이온교환수지를 고화시킨 시멘트 경화체는 유사한 환경을 갖는 것으로 가정하여 실험을 실시하였다. 사용된 이온교환수지는 방사성 액체폐기물 처리시 이온교환공정에서 사용하고 있는 수지로서 Cl을 교환기로 가지고 있으며 styrene과 divinyl-benzene의 공중합체로 되어 있는 강염기성 음이온 교환수지이다.
제안 방법
1에 나타낸 것과 같이 2단계로 나뉘어진다. 1단계는 예비실험으로서 AE제의 사용량과 사용방법에 따른 강도발현 특성을 검토하여 압축강도와 AE제 사용량과의 관계를 유추하였다. 2단계인 이 실험에서는 1차실험 결과를 바탕으로 최적배합을 도출하여 시험체를 제조함으로써 목표 강도를 만족시켜 물리 · 역학적 특성을 검토하였으며 최종적으로 압축강도와 동탄성계수의 관계식을 구하였다.
1단계는 예비실험으로서 AE제의 사용량과 사용방법에 따른 강도발현 특성을 검토하여 압축강도와 AE제 사용량과의 관계를 유추하였다. 2단계인 이 실험에서는 1차실험 결과를 바탕으로 최적배합을 도출하여 시험체를 제조함으로써 목표 강도를 만족시켜 물리 · 역학적 특성을 검토하였으며 최종적으로 압축강도와 동탄성계수의 관계식을 구하였다.
시험체는 굳지 않은 상태에서 작업성을 고려하여 플로우를 측정하고 경화된 후 재령 3일과 7일의 압축강도를 측정하여 강도발현 패턴을 파악하고자 하였다. 또한, 측정된 압축강도와 AE제 사용량과의 상관관계를 분석하여 목표강도를 만족하는 시험체 제조를 위한 AE제 사용량을 추정하였다. 1차 실험 계획과 배합은 Table 3, 4와 같다.
대상 데이터
재료는 과거에 폐이온 교환수지를 고화시키기 위해 사용된 시멘트와 소석회를 사용하였다. 시멘트는 KS L 5201 규정을 만족하는 국내 H사의 보통 포틀랜드 시멘트(밀도 3.15 t/m3, 분말도 약 3000 cm2/g)를 사용하였고 소석회는 CaO 함량이 90% 이상인 1급 소석회를 사용하였다.
이 실험에 사용된 고화용 재료의 화학 조성은 Table 1과 같다. 재료는 과거에 폐이온 교환수지를 고화시키기 위해 사용된 시멘트와 소석회를 사용하였다. 시멘트는 KS L 5201 규정을 만족하는 국내 H사의 보통 포틀랜드 시멘트(밀도 3.
이론/모형
기포는 시험체의 밀도를 낮춰 강도를 저하시킬 목적으로 선발포방식에 의하여 제조하였다. 기포 제조는 압축공기를 통해 계면활성제 수용액을 유입시키고, 유입된 수용액을 비드로 채워진 관으로 통과시켜 액체를 유동시키는 방법을 사용하였다.
다양한 강도를 갖는 시험체를 제조하기 위해 매트릭스 내부에 공극을 도입하여 강도를 저하시킬 목적으로 사용한 AE제는 음이온성 계면활성제를 주성분으로 하는 콘크리트용 공기연행제를 사용하였다.
또한, 슬러리 상태와 경화 후 시험체의 단위용적질량과 공기량은 < KS F 2409, 굳지 않은 콘크리트의 단위 용적 질량 및 공기량 시험 방법(질량 방법) >으로 산출하였고 < KS F 2424, 모르타르 및 콘크리트의 길이변화 시험방법 >에 준하여 길이를 측정하였다. 동탄성계수는 < KS F 2437, 공명진동에 의한 콘크리트의 동탄성계수 및 동포아송비의 시험방법 >에 의하여 측정하였다.
측정 항목 중 플로우는 < KS L 5111, 시멘트 시험용 플로 테이블 >에 준하여 실시하였고 압축강도는 ASTM C495-99a standard test method for compressive strength of lightweight insulating concrete에 의해 측정하였다. 또한, 슬러리 상태와 경화 후 시험체의 단위용적질량과 공기량은 < KS F 2409, 굳지 않은 콘크리트의 단위 용적 질량 및 공기량 시험 방법(질량 방법) >으로 산출하였고 < KS F 2424, 모르타르 및 콘크리트의 길이변화 시험방법 >에 준하여 길이를 측정하였다. 동탄성계수는 < KS F 2437, 공명진동에 의한 콘크리트의 동탄성계수 및 동포아송비의 시험방법 >에 의하여 측정하였다.
측정 항목 중 플로우는 < KS L 5111, 시멘트 시험용 플로 테이블 >에 준하여 실시하였고 압축강도는 ASTM C495-99a standard test method for compressive strength of lightweight insulating concrete에 의해 측정하였다. 또한, 슬러리 상태와 경화 후 시험체의 단위용적질량과 공기량은 < KS F 2409, 굳지 않은 콘크리트의 단위 용적 질량 및 공기량 시험 방법(질량 방법) >으로 산출하였고 < KS F 2424, 모르타르 및 콘크리트의 길이변화 시험방법 >에 준하여 길이를 측정하였다.
성능/효과
1) AE제 첨가율의 변화에 의해 목표로 설정하였던 3～30 MPa 범위를 만족하는 중저준위 방사성 폐기물인 이온교환수지를 처리하기 위한 고화체의 제조가 가능하였다.
2) 미리 기포를 제조하여 혼입하는 방법 보다 비빔수에 AE제를 혼합하여 비빔시 발포되도록 하는 방법에 의해 단위용적질량 및 강도를 보다 정확히 조절하는 것이 가능하였다.
3) AE제의 첨가율에 의한 단위용적질량과 공기량의 변화는 첨가율이 낮은 범위에서는 매우 민감하였지만, 첨가율이 증가할수록 그 변화는 줄어들었다.
4) 이온교환수치 처리용 시멘트 고화체의 동탄성계수는 4.1～10.2 GPa 범위로 나타났으며, 일반콘크리트 보다 동일한 압축강도에서 약 20 GPa 정도 낮고 그 차이는 강도의 증가에 따라 증가하는 것으로 나타났다.
후속연구
이는 플로우 테이블의 수직낙하를 수작업을 실시한 실험오차라고 판단할 수 있지만 재료의 물성 즉, AE 제 첨가율에 따라 달라질 수 있는 슬러리의 점성이나 분산거동 등을 검토해 볼 필요성이 있다. 따라서 AE제 사용량 변화가 슬러리의 흐름성에 미치는 연구 및 고찰이 추가적으로 필요할 것으로 사료된다.
추후 실제 폐기물의 동탄성계수 측정에 있어서 폐이온 수지 고화 폐기물의 관리기준을 3.44 MPa(500 psi)로 규정한 것을 감안한다면, 최소 3.49 GPa 수준의 동탄성계수를 만족해야 최종 처분장으로의 이송 시 문제가 발생하지 않을 것으로 판단된다.
질의응답
핵심어
질문
논문에서 추출한 답변
고준위 방사성 폐기물은 무엇인가?
고준위 방사성 폐기물은 원자로의 핵연료를 교체할 때 나오는 ‘핵연료’인데, 이것은 우라늄의 분열로 생겨난 온갖 핵분열 생성 물질을 포함하고 있다. 아직 임시저장 이외의 폐기 경험을 가진 나라는 없으며 보통 발전소 내부에 특수 설계된 수조 속에 임시 보관하고 있다.
중 · 저준위 폐기물의 처리방법은 무엇인가?
중 · 저준위 방사성 폐기물이란 원자력발전소에서 나오는 폐필터, 폐윤활유, 폐이온 교환수지 등의 중준위 폐기물과 작업복, 장갑, 덧신, 폐부품, 방사성 동위원소 폐기물 등의 저준위 폐기물을 의미한다. 중 · 저준위 폐기물의 처리방법은 특별히 어떤 조작을 하는 것이 아니라 방사능이 자연 방사능 수준으로 떨어질 때까지 인간이나 자연으로부터 완전히 격리시켜 원자력 발전소 내의 임시저장시설이나 암반 동굴에 저장하여 처리하는 것이다.1)
고준위 방사성 폐기물의 처리방법은?
고준위 방사성 폐기물은 원자로의 핵연료를 교체할 때 나오는 ‘핵연료’인데, 이것은 우라늄의 분열로 생겨난 온갖 핵분열 생성 물질을 포함하고 있다. 아직 임시저장 이외의 폐기 경험을 가진 나라는 없으며 보통 발전소 내부에 특수 설계된 수조 속에 임시 보관하고 있다. 중 · 저준위 방사성 폐기물이란 원자력발전소에서 나오는 폐필터, 폐윤활유, 폐이온 교환수지 등의 중준위 폐기물과 작업복, 장갑, 덧신, 폐부품, 방사성 동위원소 폐기물 등의 저준위 폐기물을 의미한다.
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