사용후핵연료의 중간저장시설인 콘크리트 캐스크(cask)는 해안부근에 입지할 가능성이 크기 때문에 염해에 대한 문제가 크게 우려된다. 그리고 염해에 의한 철근의 부식 및 균열발생은 철근콘크리트구조물의 방사선 차폐기능뿐 아니라 구조성능 저하의 주요 원인이기 때문에 염해에 대한 평가는 매우 중요한 사항이다. 특히 염해환경과 함께 콘크리트 캐스크 내부에서는 사용후핵연료의 발열에 의해 $60^{\circ}C$정도의 고온 환경이 예상되기 때문에 고온에서의 염해에 대한 검토가 요구되지만, 기존 콘크리트 구조물의 염해평가에서는 온도에 대한 영향이 전혀 고려되어 있지 않아 고온에서 염해에 노출된 철근콘크리트구조물들의 내구설계 및 수명예측을 위해 참고할 만한 자료가 거의 없다. 이 연구에서는 다양한 온도환경에서의 염수(NaCl)침지시험을 통해 콘크리트의 염화물이온 확산계수를 측정하고 염화물이온 확산계수와 온도의 관계를 규명하고자 하였다. 실험 결과, 콘크리트의 염화물이온 확산계수는 온도의 증가에 따라 현저히 증대하여 고온환경에서의 염해 발생가능성이 매우 큰 것으로 조사되었다. 또한 크리트의 염화물이온 확산계수는 물시멘트(W/C)비가 낮아질수록 감소하였고, 이 경향은 온도가 증가(고온환경)하여도 동일하게 나타났다. 염화물이온 확산계수의 온도의존성은 아레니우스식(Arrhenius equation)으로 나타내어졌고 회귀분석 결과, 확산계수의 대수 값은 절대온도의 역수와 선형관계를 나타내었다. 또한 온도의존성을 나타내는 활성화에너지(activation energy)는 물시멘트(W/C)비가 낮을수록 높게 나타났다.
사용후핵연료의 중간저장시설인 콘크리트 캐스크(cask)는 해안부근에 입지할 가능성이 크기 때문에 염해에 대한 문제가 크게 우려된다. 그리고 염해에 의한 철근의 부식 및 균열발생은 철근콘크리트구조물의 방사선 차폐기능뿐 아니라 구조성능 저하의 주요 원인이기 때문에 염해에 대한 평가는 매우 중요한 사항이다. 특히 염해환경과 함께 콘크리트 캐스크 내부에서는 사용후핵연료의 발열에 의해 $60^{\circ}C$정도의 고온 환경이 예상되기 때문에 고온에서의 염해에 대한 검토가 요구되지만, 기존 콘크리트 구조물의 염해평가에서는 온도에 대한 영향이 전혀 고려되어 있지 않아 고온에서 염해에 노출된 철근콘크리트구조물들의 내구설계 및 수명예측을 위해 참고할 만한 자료가 거의 없다. 이 연구에서는 다양한 온도환경에서의 염수(NaCl)침지시험을 통해 콘크리트의 염화물이온 확산계수를 측정하고 염화물이온 확산계수와 온도의 관계를 규명하고자 하였다. 실험 결과, 콘크리트의 염화물이온 확산계수는 온도의 증가에 따라 현저히 증대하여 고온환경에서의 염해 발생가능성이 매우 큰 것으로 조사되었다. 또한 크리트의 염화물이온 확산계수는 물시멘트(W/C)비가 낮아질수록 감소하였고, 이 경향은 온도가 증가(고온환경)하여도 동일하게 나타났다. 염화물이온 확산계수의 온도의존성은 아레니우스식(Arrhenius equation)으로 나타내어졌고 회귀분석 결과, 확산계수의 대수 값은 절대온도의 역수와 선형관계를 나타내었다. 또한 온도의존성을 나타내는 활성화에너지(activation energy)는 물시멘트(W/C)비가 낮을수록 높게 나타났다.
The long term integrity of concrete cask is very important for spent nuclear fuel dry storage system. However, there are serious concerns about early deterioration of concrete cask from creaking and corrosion of reinforcing steel by chloride ion because the cask is usually located in seaside, expeci...
The long term integrity of concrete cask is very important for spent nuclear fuel dry storage system. However, there are serious concerns about early deterioration of concrete cask from creaking and corrosion of reinforcing steel by chloride ion because the cask is usually located in seaside, expecially by combined deterioration such as chloride ion and heat, carbonation. This study is to investigate the relation between temperature and chloride ion diffusion of concrete. Immersion tests using 3.5% NaCl solution that were controlled in four level of temperature, i.e. 20, 40, 65, and $90^{\circ}C$, were conducted for four months. The chloride ion diffusion coefficient of concrete was predicted based on the results of profiles of Cl- ion concentration with the depth direction of concrete specimens using the method of potentiometric titration by $AgNO_3$. Test results indicate that the diffusion coefficient of chloride ion increases remarkably with increasing temperature, and there was a linear relation between the natural logarithm values of the diffusion coefficients and the reciprocal of the temperature from the Arrhenius plots. Activation energy of concrete in this study was about 46.6 (W/C = 40%), 41.7 (W/C = 50%), 30.7 (W/C = 60%) kJ/mol under a temperature of up to $90^{\circ}C$, and concrete with lower water-cement ratio has a tendency towards having higher temperature dependency.
The long term integrity of concrete cask is very important for spent nuclear fuel dry storage system. However, there are serious concerns about early deterioration of concrete cask from creaking and corrosion of reinforcing steel by chloride ion because the cask is usually located in seaside, expecially by combined deterioration such as chloride ion and heat, carbonation. This study is to investigate the relation between temperature and chloride ion diffusion of concrete. Immersion tests using 3.5% NaCl solution that were controlled in four level of temperature, i.e. 20, 40, 65, and $90^{\circ}C$, were conducted for four months. The chloride ion diffusion coefficient of concrete was predicted based on the results of profiles of Cl- ion concentration with the depth direction of concrete specimens using the method of potentiometric titration by $AgNO_3$. Test results indicate that the diffusion coefficient of chloride ion increases remarkably with increasing temperature, and there was a linear relation between the natural logarithm values of the diffusion coefficients and the reciprocal of the temperature from the Arrhenius plots. Activation energy of concrete in this study was about 46.6 (W/C = 40%), 41.7 (W/C = 50%), 30.7 (W/C = 60%) kJ/mol under a temperature of up to $90^{\circ}C$, and concrete with lower water-cement ratio has a tendency towards having higher temperature dependency.
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문제 정의
이에 이 연구에서는 20~90℃ 범위의 고온환경으로 조성된 염수(NaCl) 침지시험을 실시하여 고온에서 염해를 받는 콘크리트의 염화물이온 확산특성과 확산계수에 미치는 온도의 영향을 규명하고자 하였다.
제안 방법
고온환경에서 염해를 받는 콘크리트의 염화물이온 확산특성을 평가하기 위해 물시멘트비를 변수로 제작된 각 콘크리트의 목표 배합강도는 W/C = 40%에서 5000 psi, W/C = 50%에서 4000 psi, W/C = 60%에서 3000 psi로 설계되었으며, 물시멘트비에 따라 제작된 각 콘크리트의 재령 28일 압축강도는 Table 4에서 보는 바와 같이 21.5 MPa (3118 psi)~35.7 MPa (5178 psi)수준으로 측정되었다.
그리고 ∅100×100 mm의 재령 28일 공시체는 한쪽 단면을 제외한 모든 표면에 에폭시 페인트 및 방수테이프로 피복하여 한쪽 단면부에서만 염화물이온이 침투되도록 하였으며, 각 공시체는 3.5% 염화나트륨수용액에 15일, 30일, 60일, 120일간 침지시킨 후, 침지재령에 따른 염화물이온 침투 깊이(발색법) 및 전위차 적정법을 이용한 침투깊이별 염화물이온의 농도이력을 측정하여 염화물이온 확산계수를 산출하였다.
이때 분말시료 내의 염화물이온 농도분석은 전위차 적정 장치를 이용하여 측정하였으며, 전위차 적정에 사용된 장비는 Orion 950이었다. 그리고 측정된 가용성 염화물량은 식 (1)에 의해 염화물량을 시료의 중량에 대한 백분율로 산정한 후 규준에 따라 시멘트 중량에 대한 염화물이온 함유량으로 산출하였다.
1에서 보는바와 같이 수조, 히터, 온도센서, 순환펌프, 단열재 등으로 구성되며, 수온의 범위는 0~100℃, 수조의 내부크기는 300×400 mm, 높이는 400 mm였다. 실험이 진행되는 동안 수조의 내부 온도와 염화물이온 농도를 일정하게 유지하기 위하여 순환펌프를 사용하여 교반하였으며 수조전체를 단열재로 피복하여 보온하였다.
이 실험에서는 염수침지시험을 통해 콘크리트의 염화물이온 확산계수를 평가하고자 하였으며, 물시멘트비(W/C = 40, 50, 60%)를 변수로 제작된 각 콘크리트를 20℃, 40℃, 65℃, 90℃로 조절된 3.5% 염화나트륨(NaCl)수용액에 15일, 30일, 60일, 120일간 침지시킨 후, 각 침지재령별 콘크리트의 염화물이온 침투깊이(발색법) 및 침투깊이에 따른 염화물이온 농도의 이력(전위차 적정법)을 측정하여 확산계수를 산출하였다.
이 연구에서는 고온 환경에서의 염화물이온 확산특성을 평가하기 위해 Fig. 1과 같이 특수 제작된 장치를 이용하여 염수침지시험을 실시하였다. 실험 장치는 Fig.
콘크리트의 목표 슬럼프 값은 100±20 mm였으며, 목표 슬럼프를 유지하기 위해 AE감수제(표준형)를 사용시멘트 중량의 1.0~1.6% 첨가하였다.
대상 데이터
1) 이에 이 연구에서는 콘크리트 캐스크 뿐 아니라 건설분야에 적용되는 보통 콘크리트를 대상으로 하였으며, 물시멘트비를 변수로 제작된 콘크리트 공시체의 배합표는 Table 3과 같다. 콘크리트의 목표 슬럼프 값은 100±20 mm였으며, 목표 슬럼프를 유지하기 위해 AE감수제(표준형)를 사용시멘트 중량의 1.
골재는 최대 골재크기가 20 mm인 쇄석과 5 mm이하의 강모래를 사용하였으며 KS F 2502~2506의 시험방법에 따른 골재의 물리적 성질은 Table 2와 같다.
공시체의 크기는 압축강도 시험용의 경우 ∅ 100 × 200 mm의 원주형이었고, 염화물이온 확산시험용의 경우 ∅100 × 100 mm의 원주형 공시체로 제작하였다.
시멘트는 KS L 5201에 규정된 H사의 보통포틀랜드시멘트(OPC; ordinary portland cement)였으며 그 화학적·물리적 특성은 Table 1과 같다.
실험 장치는 Fig. 1에서 보는바와 같이 수조, 히터, 온도센서, 순환펌프, 단열재 등으로 구성되며, 수온의 범위는 0~100℃, 수조의 내부크기는 300×400 mm, 높이는 400 mm였다.
혼화제는 리그닌 설폰산염이 주성분인 국내산 AE감수제(표준형)를 사용하였다.
이론/모형
각 공시체의 침투깊이에 따른 염화물이온의 농도분석은 건식 콘크리트커터를 이용하여 분석용 시료의 표면으로부터 50 mm깊이까지 10 mm간격으로 슬라이스(slice)한각 절편으로부터 분말시료(149 µm이하)를 채취하고 이에 대해 ASTM C1152 / C1218 및 KS F 2714(모르타르 및 콘크리트의 산-가용성 염화물 시험방법), KS F 2713(콘크리트 및 콘크리트 재료의 염화물 분석 시험방법)에 따라 가용성 염화물량(전염화물량)을 측정하였다(Fig. 2 참조).
시험규준은 UNI 7928 및 일본콘크리트학회 “폴리머 시멘트 모르타르의 염화물 침투깊이 시험방법 규준(안)”을 준용하였다.
침투깊이에 따른 각 콘크리트의 염화물이온 농도이력은 전위차 적정법에 의한 산-가용성 염화물량(전염화물량)으로 측정하였으며 그 결과는 Fig. 5 및 6에 나타내었다. Fig.
성능/효과
1) 따라서 ‘사용후핵연료’의 중간저장시설은 설계수명기간동안 방사능차폐, 냉각, 보호 등과 같은 주요기능이 확실히 보장되도록 설계 및 유지관리 되고 장기적인 안전성 및 건전성이 확보되어야 한다.
1) 콘크리트의 염화물이온 확산계수는 온도가 증가됨에 따라 현저히 증대되었으며, 따라서 고온에서 염해 발생가능성 및 염해로 인한 조기성능저하가 클 것으로 예상된다
그러나 이들 중간저장시설(콘크리트 캐스크 등)들은 ‘사용후핵연료’의 취급상 해안부근에 입지할 가능성이 크기 때문에 특히 염해에 대한 문제가 크게 우려된다.1,2) 염해에 의한 철근부식 및 균열의 발생은 건식 중간저장시설인 콘크리트 캐스크(concrete cask)의 방사선 차폐기능뿐 아니라 구조성능 저하의 주요 원인이 되므로 염해의 평가는 매우 중요한 사항이다. 특히 콘크리트 캐스크에서는 염해환경과 함께 ‘사용후핵연료’의 발열에 의해 단기적으로는 100℃내외, 장기적으로는 60℃정도의 고온 환경이 예상되기 때문에 고온에서의 염해에 대한 검토가 요구된다.
2) 콘크리트의 염화물이온 확산계수는 W/C=40%의 경우 상온(20℃)에서 1.0~1.5 × 10-7 cm2 /sec 수준이었지만, 온도가 증가됨에 따라 90℃에서 8.2~13.5 × 10-7 cm2 /sec로 20℃와 비교하여 최대 9배(90℃)까지 크게 증대되었다.
3) 콘크리트의 염화물이온 확산계수는 물시멘트비가 높아질수록 크게 증가되고 있으며, 이 경향은 온도가 증가하여도(고온환경에서도) 동일하게 나타났다.
4) 염화물이온 확산계수의 온도의존성은 아레니우스식 (arrhenius equation)으로 나타낼 수 있으며, 회귀분석 결과, 확산계수의 대수 값은 절대온도의 역수와 선형관계를 명백히 보여주었다.
5) 이 연구로부터 측정된 콘크리트의 활성화에너지는 물시멘트(W/C)비에 따라 46.6, 41,7, 30.7 kJ/mol로 나타났고 물시멘트비가 낮을수록 높은 것으로 조사되었다. 이에 대한 원인으로는 콘크리트내 염화물 이온의 고정화에 미치는 온도의 영향, 열에 의한 시 멘트 페이스트의 손상 등이 고려되어지지만, 그 메커니즘이 명확하지 않아 향후 이에 대한 상세한 연구가 필요하다.
특히 물시멘트비 40%에서 온도의 증가에 따른 염화물이온 침투깊 이의 증가율(기울기)은 현저히 완만해지는 것으로 나타났다. 그리고 각 콘크리트의 염화물이온 침투깊이는 물시멘트비가 높아짐에 따라 크게 증가되고 있는데, 침지 재령 30일의 20℃에서 W/C = 40%와 비교하여 W/C = 50%의 경우 약 1.2배, W/B = 60%의 경우 약 1.6배로 증 가되었으며, 이 경향은 고온환경에서도 유사한 것으로 조사되었다.
그리고 염화물이온 확산계수는 물시멘트비가 낮아질수록 크게 감소하고 있으며, 이 경향은 고온환경에서도 동일한 것으로 조사되었다.
3의 (b)와 같이 염화물이온 침투깊이에 미치는 온도의 영향은 침지재령 120일에서도 동일한 결과를 나타내고 있다. 다만, 온도증가에 따른 콘크리트의 염화물침투 깊이가 침지재령 30일에서 보다는 전반적으로 완만하게 증가하는 것으로 조사되었으며, 20℃의 측정값과 비교하여 90℃의 경우 물시멘트비에 따라 각각 1.24배(W/C = 40%), 1.45배 (W/C = 50%), 1.31배(W/C = 60%)로 나타났다. 특히 물시멘트비 40%에서 온도의 증가에 따른 염화물이온 침투깊 이의 증가율(기울기)은 현저히 완만해지는 것으로 나타났다.
31배(W/C = 60%)로 나타났다. 특히 물시멘트비 40%에서 온도의 증가에 따른 염화물이온 침투깊 이의 증가율(기울기)은 현저히 완만해지는 것으로 나타났다. 그리고 각 콘크리트의 염화물이온 침투깊이는 물시멘트비가 높아짐에 따라 크게 증가되고 있는데, 침지 재령 30일의 20℃에서 W/C = 40%와 비교하여 W/C = 50%의 경우 약 1.
후속연구
이는 확산계수의 온도의존성이 주로 시멘트 페이스트의 성능에 의존하고 있음을 잘 보여주는 결과이다. 다만, 물시멘트비가 낮은 경우 활성화에너지가 높은 원인으로 콘크리트 내 염화물이온의 고정화에 미치는 온도의 영향, 열에 의한 시멘트 페이스트의 손상 등이 고려되어지지만, 그 메커니즘(machinism)이 명확하지 않아 이에 대한 상세한 연구가 필요하다고 생각된다.
7 kJ/mol로 나타났고 물시멘트비가 낮을수록 높은 것으로 조사되었다. 이에 대한 원인으로는 콘크리트내 염화물 이온의 고정화에 미치는 온도의 영향, 열에 의한 시 멘트 페이스트의 손상 등이 고려되어지지만, 그 메커니즘이 명확하지 않아 향후 이에 대한 상세한 연구가 필요하다.
질의응답
핵심어
질문
논문에서 추출한 답변
중간저장시설인 콘크리트 캐스크는 연해환경에 의하여 ‘사용후핵련료’의 발열에 의해 몇 동 정도의 발열이 일어나는가?
1,2) 염해에 의한 철근부식 및 균열의 발생은 건식 중간저장시설인 콘크리트 캐스크(concrete cask) 의 방사선 차폐기능뿐 아니라 구조성능 저하의 주요 원인이 되므로 염해의 평가는 매우 중요한 사항이다. 특히 콘크리트 캐스크에서는 염해환경과 함께 ‘사용후핵연료’의 발열에 의해 단기적으로는 100℃내외, 장기적으로는 60℃정도의 고온 환경이 예상되기 때문에 고온에서의 염해에 대한 검토가 요구된다.
우리나라에서는 ‘사용후핵연료’를 몇 년이상 중간 저장하는가?
1) ‘사용후핵연료’는 원자로 안에서 핵분열 반응 중 생긴 핵분열 생성물 때문에 높은 방사능을 띄고 있어 재활용이 가능한 에너지 자원인 동시에 높은 방사능과 발열로 인하여 고준위 방사성 폐기물로 분류되어 있다. 일반적으로 원자로에서 발생되는 ‘사용후핵연료’는 재처리 또는 직접처분에 앞서 냉각을 위해 중간 저장하게 되는데, 국내의 경우는 ‘사용후핵연료’를 50년 이상 중간 저장하는 것을 기본정책으로 하고 있다.1) 따라서 ‘사용후핵연료’의 중간저장시설은 설계수명기간동안 방사능차폐, 냉각, 보호 등과 같은 주요기능이 확실히 보장되도록 설계 및 유지관리 되고 장기적인 안전성 및 건전성이 확보되어야 한다.
중간저장시설은 ‘사용후핵연료‘의 취급상 해안부근에 입지할 가능성에 의하여 어떤 문제가 우려되는가?
1) 따라서 ‘사용후핵연료’의 중간저장시설은 설계수명기간동안 방사능차폐, 냉각, 보호 등과 같은 주요기능이 확실히 보장되도록 설계 및 유지관리 되고 장기적인 안전성 및 건전성이 확보되어야 한다. 그러나 이들 중간저장시설(콘크 리트 캐스크 등)들은 ‘사용후핵연료’의 취급상 해안부근에 입지할 가능성이 크기 때문에 특히 염해에 대한 문제가 크게 우려된다.1,2) 염해에 의한 철근부식 및 균열의 발생은 건식 중간저장시설인 콘크리트 캐스크(concrete cask) 의 방사선 차폐기능뿐 아니라 구조성능 저하의 주요 원인이 되므로 염해의 평가는 매우 중요한 사항이다.
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