본 연구에서는 원전 콘크리트로부터 분리된 페이스트 미분말을 이용 방사성폐기물 처분용 고화재로 활용하기 위하여 기초 특성을 검토하고자 하였다. 실험 결과 수화반응한 페이스트는 시멘트보다 비중이 낮고 수화회복을 위한 소성과정에서 온도증가에 따라 비중이 다르게 나타나 그에 따른 부피도 고려되어야 할 것으로 판단된다. 수화회복을 위한 소성온도에서 압축강도가 가장 우수한 온도조건은 $600^{\circ}C$로 나타났으며, $700^{\circ}C$ 이상에서는 CaO의 생성량이 과도하여 높은 수화열, 유동성 저하 및 낮은 강도가 발현되는 것을 확인하였다. 따라서 본 연구 범위 내에서 고화재로 활용 가능한 적정 수화회복 온도는 $600^{\circ}C$로 판단되며 폐콘크리트 페이스트가 적정한 열처리를 거치는 경우 방사성 폐기물 고화재료로서 활용될 수 있는 가능성을 보였다는 점에 의의를 둔다.
본 연구에서는 원전 콘크리트로부터 분리된 페이스트 미분말을 이용 방사성폐기물 처분용 고화재로 활용하기 위하여 기초 특성을 검토하고자 하였다. 실험 결과 수화반응한 페이스트는 시멘트보다 비중이 낮고 수화회복을 위한 소성과정에서 온도증가에 따라 비중이 다르게 나타나 그에 따른 부피도 고려되어야 할 것으로 판단된다. 수화회복을 위한 소성온도에서 압축강도가 가장 우수한 온도조건은 $600^{\circ}C$로 나타났으며, $700^{\circ}C$ 이상에서는 CaO의 생성량이 과도하여 높은 수화열, 유동성 저하 및 낮은 강도가 발현되는 것을 확인하였다. 따라서 본 연구 범위 내에서 고화재로 활용 가능한 적정 수화회복 온도는 $600^{\circ}C$로 판단되며 폐콘크리트 페이스트가 적정한 열처리를 거치는 경우 방사성 폐기물 고화재료로서 활용될 수 있는 가능성을 보였다는 점에 의의를 둔다.
In this work, as a preliminary experimental works, which focuses on utilizing separated pastes from activated (or radioactive) concrete as solidifying agents for radioactive waste immobilization, were performed. It was found that density of hydrated cement paste, which was lower than that of ordinar...
In this work, as a preliminary experimental works, which focuses on utilizing separated pastes from activated (or radioactive) concrete as solidifying agents for radioactive waste immobilization, were performed. It was found that density of hydrated cement paste, which was lower than that of ordinary portland cement, increased as temperature for heat treatment increased. Highest compressive strength was observed with the specimens that was heat treated at $600^{\circ}C$. However, heat treatment over $700^{\circ}C$ showed higher CaO content that caused higher heat of hydration after in contact with water, lows of workability, and lower strength. Based on experimental results, it is suggested that $600^{\circ}C$ heat treatment is more appropriate for waste cement paste to be used as a solidifying agent.
In this work, as a preliminary experimental works, which focuses on utilizing separated pastes from activated (or radioactive) concrete as solidifying agents for radioactive waste immobilization, were performed. It was found that density of hydrated cement paste, which was lower than that of ordinary portland cement, increased as temperature for heat treatment increased. Highest compressive strength was observed with the specimens that was heat treated at $600^{\circ}C$. However, heat treatment over $700^{\circ}C$ showed higher CaO content that caused higher heat of hydration after in contact with water, lows of workability, and lower strength. Based on experimental results, it is suggested that $600^{\circ}C$ heat treatment is more appropriate for waste cement paste to be used as a solidifying agent.
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문제 정의
본 연구의 목적은 방사화가 진행된 원전 콘크리트로부터 분리된 페이스트 미분말을 이용하여 방사성폐기물 처분용 고화재로 활용 가능성을 판단하기 위한 기초적인 데이터를 확보하는 데 있다. 이를 위해 본 연구에서는 일반 콘크리트로부터 분리된 페이스트를 1차적으로 탄산화 처리 전/후로 구분하고 이를 다양한 온도로 열처리하였다.
이를 위해 본 연구에서는 일반 콘크리트로부터 분리된 페이스트를 1차적으로 탄산화 처리 전/후로 구분하고 이를 다양한 온도로 열처리하였다. 이후 열처리된 시료의 기초물성을 파악하고 이를 활용하여 수화열 및 압축강도 등을 측정하고 고화재로써의 활용성을 검토하고자 하였다.
그러므로 이와 같은 경제적 및 안전적 문제를 감안하여 비방사성 시험체로 먼저 실험 및 연구한 후, 방사성 시험체로 연구의 폭을 확장하여 접근하는 것이 일반적인 형태이다. 따라서 본 연구에 사용된 시험체는 실제 원전에서 채취한 미분이 아닌 일반 콘크리트로부터 선별 분리한 것이며, 이를 고화재로 활용하기 위한 가능성을 평가하는데 그 의의가 있다.
본 연구는 콘크리트에서 분리된 페이스트를 방사성 폐기물 처분용 고화재의 주요 원료로 활용하는 방안을 검토하기 위한 기초실험으로써 Table 2에 나타난 화학적 조성을 가진 1종 보통 포틀랜드 시멘트를 이용하여, 20×20㎜ Cube 몰드로 물시멘트비(w/c) 0.4의 순수한 페이스트 시험체를 제작하였다.
8로 달리 적용하였다. 소성온도의 상승으로 인한 작업성의 손실에 대한 자세한 논의는 실험결과 및 고찰을 통해 밝히도록 하겠다. 몰탈 시험체를 제작하기 위한 배합은 기계식 믹서 (HENSCHEL Mixer, 60L, Germany)를 이용하였으며, 1,450rpm으로 10min 동안 진행하였다.
원전 콘크리트로부터 분리된 페이스트 미분말을 이용하여 방사성폐기물 처분용 고화재로 활용하기 위한 기초연구로 서, 본 연구에서는 이를 모사하기 위해 일반 폐콘크리트를 활용하여 사용 재료에 따른 특성, 강열감량 및 비중, XRD 분석, 몰탈 강도발현, 미소수화열 분석 등을 실시하였으며 다음과 같은 결론을 얻을 수 있었다.
본 연구에서는 원전 콘크리트로부터 분리된 페이스트 미분 말을 이용 방사성폐기물 처분용 고화재로 활용하기 위하여 기초 특성을 검토하고자 하였다. 실험 결과 수화반응한 페이스트는 시멘트보다 비중이 낮고 수화회복을 위한 소성과정에 서 온도증가에 따라 비중이 다르게 나타나 그에 따른 부피도 고려되어야 할 것으로 판단된다.
제안 방법
본 연구의 목적은 방사화가 진행된 원전 콘크리트로부터 분리된 페이스트 미분말을 이용하여 방사성폐기물 처분용 고화재로 활용 가능성을 판단하기 위한 기초적인 데이터를 확보하는 데 있다. 이를 위해 본 연구에서는 일반 콘크리트로부터 분리된 페이스트를 1차적으로 탄산화 처리 전/후로 구분하고 이를 다양한 온도로 열처리하였다. 이후 열처리된 시료의 기초물성을 파악하고 이를 활용하여 수화열 및 압축강도 등을 측정하고 고화재로써의 활용성을 검토하고자 하였다.
제작된 시험체는 28일간 포화수산화칼슘 수용액에서 양생한 후, 노후화된 페이스트 시편을 모사하기 위하여 KS F 2584 “콘크리트의 촉진 탄산화 시험방법”으로 탄산화 처리한 시료와 탄산화를 실시하지 않은 두 가지 시료를 제작하였다.
이후 일반 시멘트 입자크기와 비슷한 분말도가 되도록 분쇄하였다. 재수화를 회복하기 위한 온도구간은 기존의 연구 등이 제시한 열분해 메커니즘에 근거하여 0, 500, 600, 700, 800, 900℃로 설정한 다음 소성을 실시하였다[14,15,16,17,18]. 또한 페이스트의 탄산화가 고화재로서 재활용에 미치는 영향을 확인하기 위해 탄산화를 처리하지 않은 시료에 탄산화된 시료를 0, 25, 50, 75% 혼합하여 탄산화에 의한 물리화학적 성질의 변화를 확인하였다.
재수화를 회복하기 위한 온도구간은 기존의 연구 등이 제시한 열분해 메커니즘에 근거하여 0, 500, 600, 700, 800, 900℃로 설정한 다음 소성을 실시하였다[14,15,16,17,18]. 또한 페이스트의 탄산화가 고화재로서 재활용에 미치는 영향을 확인하기 위해 탄산화를 처리하지 않은 시료에 탄산화된 시료를 0, 25, 50, 75% 혼합하여 탄산화에 의한 물리화학적 성질의 변화를 확인하였다. 최종적으로 고화재로서의 성능을 확보하기 위해 4%의 이수석고를 자극제로서 활용하였다.
소성온도의 변화에 따른 수화시멘트 페이스트의 결정상의 변화를 검토하기 위하여 소성온도별 X선 회절분석을 실시하였다. 또한 각 시료별 소성조건에 따른 변화를 확인하기 위하여 비중 및 강열감량 비교를 실시하였다.
소성온도의 변화에 따른 수화시멘트 페이스트의 결정상의 변화를 검토하기 위하여 소성온도별 X선 회절분석을 실시하였다. 또한 각 시료별 소성조건에 따른 변화를 확인하기 위하여 비중 및 강열감량 비교를 실시하였다. 페이스트의 비중을 확인하기 위하여 KS L 5110 “포틀랜드 시멘트의 비중 시험”을 활용하였다
열처리하지 않은 페이스트와 500~900℃에서의 열처리를 통해 얻은 페이스트를 이용하여 모르타르 시험체를 제작하였다. Table 2에 나타낸 바와 같이 탄산화를 처리하지 않은 시료에 탄산화된 시료를 각각 0, 25, 50, 75% 혼합하여 각각의 시험체를 제작하였다.
소성온도의 상승으로 인한 작업성의 손실에 대한 자세한 논의는 실험결과 및 고찰을 통해 밝히도록 하겠다. 몰탈 시험체를 제작하기 위한 배합은 기계식 믹서 (HENSCHEL Mixer, 60L, Germany)를 이용하였으며, 1,450rpm으로 10min 동안 진행하였다.
각각의 샘플은 미소수화열량계(Tokyo Riko Co., Ltd., Japan, TCC-26/Conduction Calrorimeter)를 활용하여 미소수화열을 측정하였다. 배합 상세는 페이스트의 소성온도에 따라 물결합재비를 다양하게 적용했던 모르타르 배합과는 다르게 물결합재비를 모두 0.
, Japan, TCC-26/Conduction Calrorimeter)를 활용하여 미소수화열을 측정하였다. 배합 상세는 페이스트의 소성온도에 따라 물결합재비를 다양하게 적용했던 모르타르 배합과는 다르게 물결합재비를 모두 0.6으로 동일하게 적용하여 측정하였다. 이는 동일한 배합수량에서 페이스트의 수화반응으로 인해 발생되는 수화열을 정량적으로 측정하기 위한 것이다.
또한 고화재의 원료로 사용되기 위해서는 해당 재료가 자체수경성을 가지고 있어야 한다. 따라서 페이스트의 분리를 용이하게 하고, 수화반응을 부분적으로 회복시켜 자체수경성을 확보하기 위한 방법으로 열처리를 적용하였다. 열처리는 수화생성물의 열분해 메커니즘에 근거하여 소성온도를 500, 600, 700, 800, 900℃로 설정한 후, 강열감량을 측정하였으며 그 결과를 Table 6에 나타내었다.
따라서 페이스트의 분리를 용이하게 하고, 수화반응을 부분적으로 회복시켜 자체수경성을 확보하기 위한 방법으로 열처리를 적용하였다. 열처리는 수화생성물의 열분해 메커니즘에 근거하여 소성온도를 500, 600, 700, 800, 900℃로 설정한 후, 강열감량을 측정하였으며 그 결과를 Table 6에 나타내었다.
열처리하지 않은 페이스트와 500~900℃에서의 열처리를 통해 얻은 페이스트를 이용하여 모르타르 시험체를 제작하였다. Table 2에 나타낸 바와 같이 탄산화를 처리하지 않은 시료에 탄산화된 시료를 각각 0, 25, 50, 75% 혼합하여 각각의 시험체를 제작하였다. 이때 바인더의 4%는 이수석고로 치환하여 자극제로 활용하였다.
대상 데이터
본 실험에서 사용된 물결합재비 (W/B)는 ISO 679 규준에서 제시하고 있는 물시멘트비 0.5의 1종 포틀랜드 시멘트 규준 몰탈로 부터 얻은 몰탈 플로우 값 145mm를 만족하는 물결합재비이다. 물결합재비(W/B)는 소성온도에 따라 달리 적용하였는데, 우선 소성하지 않는 페이스트와 500, 600℃로 소성한 페이스트를 사용하는 경우에는 0.
이론/모형
본 연구에서는 본 실험에 사용된 1종 보통 포틀랜드 시멘트(Sungshin Cement Co., Ltd., 분말도 3,390㎠/g)를 이용해 제작된 시멘트 페이스트와 탄산화 반응을 겪은 시멘트 페이스트의 화학조성의 차이를 확인하기 위해 KS L 5222 “시멘트의 형광 X선 분석방법”에 따라 분석을 실시하였다.
페이스트의 비중을 확인하기 위하여 KS L 5110 “포틀랜드 시멘트의 비중 시험”을 활용하였다
고화재의 주요 성능지표인 압축강도를 평가하기 위하여 KS L ISO 679 “시멘트 강도 시험 방법”의 방법에 따라 모르타르 압축강도 시험체를 제작하여 항온항습기(20±0. 1℃)에서 7, 28일간 양생한 후 압축강도 측정장치 (ELE, Auto test 250, England)를 이용하여 압축강도를 측정하였다.
성능/효과
이는 시멘트 내부에 존재하는 미량의 코발트(cobalt) 및 유로피움(europium) 등에 방사화에 의한 것으로[5], 일반적으로 콘크리트에서 굵은 골재와 잔골재가 차지하는 부피가 60%를 상회한다는 점을 고려하면 방사화된 콘크리트에서 페이스트 부분을 선별적으로 분리해 내는 경우, 방사화 콘크리트 폐기물 부피를 30% 이하 수준으로 크게 감소시킬 수 있게 된다. 또한 이러한 기술의 개발을 통하여 상대적으로 오염도가 매우 낮은 골재 폐기물을 규제 해제 폐기물로서 처리할 수 있어, 환경적 부담을 줄이고 원전 해체처리비용을 크게 감소시킬 수 있다.
4의 조건으로 반응시켜 28일간 양생 후, 100℃로 건조 및 분쇄한 시료의 비중을 측정한 것이다. 그 결과 수화 반응한 페이스트(NP) 비중이 2.62g/cm3, 탄산화를 겪은 시멘트 페이스트(CP)의 비중이 2.64g/cm3로 큰 차이를 보이지 않는 것으로 나타났다.
Figure 2는 열처리에 따른 각 페이스트의 비중 변화양상을 나타낸 것이다. 소성온도가 높아짐에 따라 수화물의 열분 해 반응이 증대되며, 강열감량이 증가하는 것으로 나타났다. 이로 인해 결합수가 제거되면서 수화 상(phase)이 다른 상 구조로 변화하면서 비중이 점차 증가하는 것으로 나타났다.
다만 일부 피크가 남아 있는 것은 소성온도의 분포와 유지시간 부족 때문으로 판단된다. 또한 600℃ 부터는 CaCO3의 탈탄산반응을 통하여 서서히 생석회(lime; CaO)를 생성하기 시작하며, 900℃ 소성조건에서는 대부분의 calcite(탄산칼슘; 방해석)이 사라지고 CaO로 변화되는 것으로 확인되었다. 탄산화반응을 겪은 CP시험체의 경우 Ca(OH)2의 피크는 미세하게 나타나고 있는데, 이는 대부분의 수산화칼슘이 탄산칼슘으로 변하였기 때문이다.
이는 이전의 연구결과가 700℃ 조건에서도 동일한 플로우를 얻기 위하여 분산제를 투입하여 물결합재비를 유지하였고, 그로 인하여 600°C 보다도 높은 강도를 보였을 수 있기 때문에, 최적 강도에 대한 측면은 추가적인 실험을 통해 입증할 필요가 있다. 그러나 이전의 연구결과에서는 동일 물결합재비에서 600℃ 조건과 700℃ 조건의 28일 압축강도 차이가 약 10~15%정도에 불과하였으며, 본 연구에서는 압축강도 약 10MPa의 차이(약 30~50%의 차이)를 보이는 것으로 볼 때, 강도를 위한 최적 소성조건은 600℃일 확률이 좀 더 높다고 사료된다.
의 탈탄산반응에서 생성되는 CaO의 영향으로 600℃가 더 우수한 강도를 나타내는 것으로 판단된다. CaO가 대량으로 생성되기 시작하는 온도인 700℃ 이상부터는 몰탈 실험 중 유동성의 저하가 매우 컸으며 이에 따라 단위수량이 증가되고, 특히 800, 900℃의 경우 초기 유동성 저하 및 급격한 로스생성, 강도 또한 낮음을 확인할 수 있었다.
미소수화열 측 결과 소성온도가 높은 원료일수록 초기 수화속도가 빠르며 높은 수화발열량을 나타내었다. 일반 시멘트와는 다르게 모든 재료에서 1차 발열 이후 2차 수화발열은 나타나지 않았으며 온도가 증가할수록 수화발열은 더욱 증가하는 것으로 나타났다.
미소수화열 측 결과 소성온도가 높은 원료일수록 초기 수화속도가 빠르며 높은 수화발열량을 나타내었다. 일반 시멘트와는 다르게 모든 재료에서 1차 발열 이후 2차 수화발열은 나타나지 않았으며 온도가 증가할수록 수화발열은 더욱 증가하는 것으로 나타났다. 특히 700∼900℃ 재료는 본 분석 기기의 측정범위를 초과하는 결과로 분석되었는데, 이는 XRD 분석결과에서 나타난 것처럼 소성온도가 높아짐에 따라 CaO의 생성량이 증가하고 CaO가 초기에 높은 수화열을 발생시키기 때문이다.
1) 수화회복을 위하여 온도조건에 따라 소성한 재료의 물성은 소성온도가 상승할수록 강열감량 및 비중이 점차 증가하는 것으로 나타났다. 또한, 700℃ 이상부터는 다량의 CaO가 존재하여 유동성 저하가 매우 크고 몰탈 실험을 위한 단위수량이 증가되었다.
1) 수화회복을 위하여 온도조건에 따라 소성한 재료의 물성은 소성온도가 상승할수록 강열감량 및 비중이 점차 증가하는 것으로 나타났다. 또한, 700℃ 이상부터는 다량의 CaO가 존재하여 유동성 저하가 매우 크고 몰탈 실험을 위한 단위수량이 증가되었다.
2) 압축강도 측정결과 600℃ 소성온도에서 강도 측면에서 가장 유리할 수 있는 것으로 나타났다.
3) 미소수화열량계를 통한 수화열 측정 결과 700℃ 이상에서는 생성된 CaO의 함량이 크게 증가하여 높은 초기 수화열이 발생하였다.
4) 안정적인 고화재로서의 활용을 위해서는 700℃ 이하의 온도에서 열처리를 하는 것이 좋으며, 최적 소성온도는 600℃로 설정하는 것이 고화재로서 활용하기에 가장 적합한 것으로 나타났다.
본 연구에서는 원전 콘크리트로부터 분리된 페이스트 미분 말을 이용 방사성폐기물 처분용 고화재로 활용하기 위하여 기초 특성을 검토하고자 하였다. 실험 결과 수화반응한 페이스트는 시멘트보다 비중이 낮고 수화회복을 위한 소성과정에 서 온도증가에 따라 비중이 다르게 나타나 그에 따른 부피도 고려되어야 할 것으로 판단된다. 수화회복을 위한 소성온도에서 압축강도가 가장 우수한 온도조건은 600℃로 나타났으며, 700℃ 이상에서는 CaO의 생성량이 과도하여 높은 수화열, 유동성 저하 및 낮은 강도가 발현되는 것을 확인하였다.
실험 결과 수화반응한 페이스트는 시멘트보다 비중이 낮고 수화회복을 위한 소성과정에 서 온도증가에 따라 비중이 다르게 나타나 그에 따른 부피도 고려되어야 할 것으로 판단된다. 수화회복을 위한 소성온도에서 압축강도가 가장 우수한 온도조건은 600℃로 나타났으며, 700℃ 이상에서는 CaO의 생성량이 과도하여 높은 수화열, 유동성 저하 및 낮은 강도가 발현되는 것을 확인하였다. 따라서 본 연구 범위 내에서 고화재로 활용 가능한 적정 수화 회복 온도는 600℃로 판단되며 폐콘크리트 페이스트가 적정한 열처리를 거치는 경우 방사성 폐기물 고화재료로서 활용될 수 있는 가능성을 보였다는 점에 의의를 둔다.
수화회복을 위한 소성온도에서 압축강도가 가장 우수한 온도조건은 600℃로 나타났으며, 700℃ 이상에서는 CaO의 생성량이 과도하여 높은 수화열, 유동성 저하 및 낮은 강도가 발현되는 것을 확인하였다. 따라서 본 연구 범위 내에서 고화재로 활용 가능한 적정 수화 회복 온도는 600℃로 판단되며 폐콘크리트 페이스트가 적정한 열처리를 거치는 경우 방사성 폐기물 고화재료로서 활용될 수 있는 가능성을 보였다는 점에 의의를 둔다.
후속연구
이를 통해 일반 고화재 사용량은 크게 감소시킬 수 있으며 원전콘크리트 폐기물의 부피감용 또한 도모할 수 있다. 열처리와 같은 추가적인 전처리 과정으로 인해 비용 상승이 발생하더라도 이는 원전 폐기물의 감용으로 인한 비용 절감으로 인한 경제적 효과가 매우 크기 때문에 원전 폐콘크리트 중에서 페이스트를 재활용할 수 있는 기술을 개발하게 된다면 환경적인 측면에 서나 경제적인 측면에서 원자력 분야의 자원재순환기술로서 잠재적인 기술 경쟁력을 향상시킬 수 있을 것으로 기대된다.
그러나 500°C에서 CP의 강 열감량이 NP의 강열감량보다 다소간 높게 측정된 것은, C-S-H 내부의 구조 불안정으로 화학적 결합수의 유실과 어느정도 연관성이 있는 것으로 보이나, 이는 추후의 연구를 통해 증명해야 할 것으로 보인다.
즉 온도처리를 하는 순간부터 방사성 폐기물의 처리 시 다소나마 부피 감량 효과를 기대할 수 있다는 의미이다. 원자력 해체 페기물의 처분 비용은 처리하는 용기 내의 부피에 비례하여 결정되기 때문에 향후 페이스트 분리 및 수화회복에 관한 온도설정이 결정할 때, 부피문제 또한 고려해야 할 것으로 판단된다.
이는 이전의 연구결과가 700℃ 조건에서도 동일한 플로우를 얻기 위하여 분산제를 투입하여 물결합재비를 유지하였고, 그로 인하여 600°C 보다도 높은 강도를 보였을 수 있기 때문에, 최적 강도에 대한 측면은 추가적인 실험을 통해 입증할 필요가 있다.
질의응답
핵심어
질문
논문에서 추출한 답변
본 연구의 목적은 무엇인가?
본 연구의 목적은 방사화가 진행된 원전 콘크리트로부터 분리된 페이스트 미분말을 이용하여 방사성폐기물 처분용 고화재로 활용 가능성을 판단하기 위한 기초적인 데이터를 확보하는 데 있다. 이를 위해 본 연구에서는 일반 콘크리트로부터 분리된 페이스트를 1차적으로 탄산화 처리 전/후로 구분하고 이를 다양한 온도로 열처리하였다.
방사화가 진행된 원전 콘크리트 에서 방사성폐기물 처분용 고화재로 활용 가능성을 판단하기 위한 기초데이터를 확보하기 위해 어떠한 연구를 하였는가?
본 연구의 목적은 방사화가 진행된 원전 콘크리트로부터 분리된 페이스트 미분말을 이용하여 방사성폐기물 처분용 고화재로 활용 가능성을 판단하기 위한 기초적인 데이터를 확보하는 데 있다. 이를 위해 본 연구에서는 일반 콘크리트로부터 분리된 페이스트를 1차적으로 탄산화 처리 전/후로 구분하고 이를 다양한 온도로 열처리하였다. 이후 열처리된 시료의 기초물성을 파악하고 이를 활용하여 수화열 및 압축강도 등을 측정하고 고화재로써의 활용성을 검토하고자 하였다.
원전설비는 해체과정에서 가장 많은 양을 차지하는 것은 무엇인가?
원전설비는 해체과정에서 가연성소재, 비가연성소재, 철재 및 콘크리트 등 다양한 형태 및 여러 가지 종류의 폐기물이 발생하게 되는데, 이 중 70% 이상 가장 많은 양을 차지하는 것이 바로 콘크리트 폐기물이다[1,2]. 해체과정에서 발생하는 폐콘크리트는 원전 콘크리트 구조물에서 사용된 위치 및 용도에 따라 방사능 준위가 매우 다양하게 나타날 수 있으나, 반응로(reactor)를 둘러싸고 있는 방호벽(biological shield)을 제외한 대부분의 경우 방사능 물질에 의한 오염이나 중성자에 의해 방사성 물질로 바뀌게 되는 방사화는 거의 발생하지 않는 것으로 알려져 있다.
참고문헌 (18)
Sasaki T, Sone T, Koyama H, Yamaguchi H. Steam -assisted pyrolysis system for decontamination and volume reduction of radioactive organic waste. Journal of Nuclear Science and Technology. 2009 Mar;46(3):232-38.
Sawada K, Uruga K, Koyama T, Shimada T, Mori Y, Enokida Y, Yamamoto I. Stoichiometric relation for extraction of uranium from UO2 powder using TBP complex with HNO3 and H2O in supercritical CO2. Journal of Nuclear Science and Technology. 2005 Mar;42(3):301-4.
COX EJ, GARDE R. Decontamination of concrete surfaces at the Los Alamos Scientific Laboratory. In: Proc. DOE Concrete Decontamination Workshop; 1980 May 28-29; Battelle Conference Center. Seattle(WA): the Los Alamos Scientific Laboratory; 1980. p. 109-23.
Koga Y, Inoue T, Tateyashiki H, Okamoto M, Asano T. A process for separating aggregate from concrete waste during the dismantlement of nuclear power plants. Journal of Hoshasei Haikibutsu Kenkyu. 1997;3(2):17-25.
Cha GY, Kim SY, Lee JM, Kim YS. The effects of impurity composition and concentration in reactor structure material on neutron activation inventory in pressurized water reactor. Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT). 2016 Jun;14(2):91-100.
Cornelissen HAW. Test installation for Volume Reduction of Contaminated/Activated Concrete. KEURING VAN ELECTROTECHNISCHE MATERIALEN(KEMA, Nerland);1995. Report 40913-KET/R&B 95-4078.
Binkhorst IP. Rebondin intermediate Report part 1 and part 2. KEURING VAN ELECTROTECHNISCHE MATERIALEN(KEMA, Nerland);1997. Report 00332-KST/MAT 97-6632.
Min BY, Park JW, Choi WK, Lee KW. Separation of radionuclide from dismantled concrete waste. Journal of the Korean Radioactive Waste Society. 2009 Jun;7(2):79-86.
Binkhorst IP, Cornelissen HAW. Technology for reuse of contaminated concrete constituents. Vienna(Austria): International Atomic Energy Agency(Austria); 1998 Jun. 187 p. Report No.: IAEA-TECDOC-1022.
Ahn JC, Lee JH, Kang BH. Properties of recycle cement made of cementitious powder from concrete waste by conditions of burning. Journal of Architectural Institute of Korea. 2013 Nov;19(11):109-12.
Do JB, Cho HD, Jaung JD. The research for present status of production and utilization of recycled aggregate. The Regional Association of Architectural Institute of Korea. 2012 Dec;8(1):487-8.
Lee HH. Production Method Review of Recycled Aggregates. Proceeding of Korea Institute for Structural Maintenance and Inspection; 2015 Apr 2-4; Busan, Korea. Seoul (Korea): Korea Institute for Structural Maintenance and Inspection; 2015. p. 621-2.
Song H, Shin HU, Lee JK, Chu YS, Park DC. Image and phase analysis of low carbon type recycled cement using waste concretw powder. Journal of Korean Recycled Construction Resources Institute. 2014 Dec;2(4):314-20.
Jang JH, Kim YR, Choi SJ, Choi HY, Kim MH, Kim MH. A study on the fundamental properties and application as cementious admixture by heating temperature of recycled powder. Proceeding of Korea Concrete Institute; 2001 May 12; Anseong, Korea. Seoul (Korea): Korea Concrete Institute; 2001. p. 635-40.
Cho MC, Park TS, Chu YS, Hwang HZ. A study on the development of recycling cement using the waste concrete powder. Proceeding of Korea Concrete Institute; 2002 May 12; Chungju, Korea. Seoul (Korea): Korea Concrete Institute; 2002. p. 137-42.
Xinwei M, Zhaoxiang H, Xueying L. Reactivity of dehydrated cement paste from waste concrete subjected to heat treatment. Coventry University and The University of Wisconsin Milwaukee Centre for By-products Utilization Conference Proceeding Second International Conference on Sustainable Construction Materials and Technologies; 2010 Jun 28-30; Ancona, Italy. West Midlands (United Kingdom): Sustainable Construction Materials and Technologies; 2010. p. 175-80.
Letelier V, Tarela E, Munoz P, Moriconi G. Combined effects of recycled hydrated cement and recycled aggregates on the mechanical properties of concrete. Construction and Building Materials. 2017 Feb;132:365-75.
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