우라늄 토양 및 콘크리트 폐기물의 동전기 제염 후 방사성폐기물의 시멘트 고화특성을 분석하기 위하여, 시멘트 고화 유동성 시험을 수행하고 시멘트 고화 시료를 제작하였다. 시멘트 고화시료에 대하여 압축강도, pH, 전기전도도, 방사선조사 효과 및 부피증가를 분석하였다. 방사성폐기물의 시멘트 고화의 작업 적정도는 175~190% 정도였다. 시멘트 고화시료의 방사선 조사 후 압축강도는 방사선 조사 전 압축강도 보다 약 15% 감소하였으나, 한국원자력환경공단 인수기준 ($34kgf{\cdot}cm^{-2}$)을 만족하였다. 동전기 제염 후 방사성폐기물의 시멘트 고화 시료에 대한 SEM-EDS 분석결과, 알루미늄상은 시멘트와 잘 결합한 형상을 나타낸 반면, 칼슘상은 시멘트와 분리된 형상을 나타내었다. 방사성폐기물의 시멘트 고화 부피는 시멘트에 대한 폐기물의 배합과 수분량에 따라 다르게 나타났다. 방사성폐기물의 시멘트 고화 부피(C-2.0-60)는 약 30% 증가였으며 동전기 제염 후 생성된 방사성폐기물의 영구처분은 적절하다고 판단되었다.
우라늄 토양 및 콘크리트 폐기물의 동전기 제염 후 방사성폐기물의 시멘트 고화특성을 분석하기 위하여, 시멘트 고화 유동성 시험을 수행하고 시멘트 고화 시료를 제작하였다. 시멘트 고화시료에 대하여 압축강도, pH, 전기전도도, 방사선조사 효과 및 부피증가를 분석하였다. 방사성폐기물의 시멘트 고화의 작업 적정도는 175~190% 정도였다. 시멘트 고화시료의 방사선 조사 후 압축강도는 방사선 조사 전 압축강도 보다 약 15% 감소하였으나, 한국원자력환경공단 인수기준 ($34kgf{\cdot}cm^{-2}$)을 만족하였다. 동전기 제염 후 방사성폐기물의 시멘트 고화 시료에 대한 SEM-EDS 분석결과, 알루미늄상은 시멘트와 잘 결합한 형상을 나타낸 반면, 칼슘상은 시멘트와 분리된 형상을 나타내었다. 방사성폐기물의 시멘트 고화 부피는 시멘트에 대한 폐기물의 배합과 수분량에 따라 다르게 나타났다. 방사성폐기물의 시멘트 고화 부피(C-2.0-60)는 약 30% 증가였으며 동전기 제염 후 생성된 방사성폐기물의 영구처분은 적절하다고 판단되었다.
While using an electrokinetic method to analyze the characteristics of cement solidification of radioactive wastes from decontaminated uranium soil and concrete, the compressive strength, pH, electrical conductivity, irradiation effects, and volume expansion were measured for the solidified cement s...
While using an electrokinetic method to analyze the characteristics of cement solidification of radioactive wastes from decontaminated uranium soil and concrete, the compressive strength, pH, electrical conductivity, irradiation effects, and volume expansion were measured for the solidified cement specimens. The workability of cement solidified from radioactive waste was about 170-190%. After the solidified cement was irradiated, the compressive strength decreased by about 15%, but met the criteria ($34kgf{\cdot}cm^{-2}$) of KORAD (Korea Radioactive Waste Agent). According to the results of SEM-EDS for solidified cement, the aluminum phase was well combined with cement, while the calcium phase was separated from cement. The volume of solidified cement in radioactive wastes was dependent on the waste-to-cement ratio and the amount of water, and increased by about 30% under the conditions used in this study. Therefore, it was concluded that permanent disposal of electrokinetically decontaminated radioactive wastes is appropriate.
While using an electrokinetic method to analyze the characteristics of cement solidification of radioactive wastes from decontaminated uranium soil and concrete, the compressive strength, pH, electrical conductivity, irradiation effects, and volume expansion were measured for the solidified cement specimens. The workability of cement solidified from radioactive waste was about 170-190%. After the solidified cement was irradiated, the compressive strength decreased by about 15%, but met the criteria ($34kgf{\cdot}cm^{-2}$) of KORAD (Korea Radioactive Waste Agent). According to the results of SEM-EDS for solidified cement, the aluminum phase was well combined with cement, while the calcium phase was separated from cement. The volume of solidified cement in radioactive wastes was dependent on the waste-to-cement ratio and the amount of water, and increased by about 30% under the conditions used in this study. Therefore, it was concluded that permanent disposal of electrokinetically decontaminated radioactive wastes is appropriate.
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문제 정의
유리수 시험 목적은 유리수 발생으로 인한 방사성 핵종의 유출 가능성을 평가하는 것이다. 고화체를 밀봉하여 1일 및 14일 상온에서 보관 후, 상부표면에 유리수 유무를 조사하고 압축 강도를 측정하여 그 건전성을 확인하는 시험이다. 유리수 시험은 실제 폐기물 드럼 크기에서 유리수 <0.
방사성폐기물 경질 고화체(KS F2405)의 압축강도 시험 목적은 방사성폐기물 고화체가 처분장의 수직하중에 견딜 수 있는지를 평가하는 것이다. 압축기준은 압축강도 제한 값인 34 kgf·cm-2 이상의 범위이다.
본 연구에서는 우라늄 토양 및 콘크리트 폐기물의 동전기 제염 후 방사성폐기물의 시멘트 고화특성을 분석하기 위하여, 시멘트 고화 유동성 시험을 수행하고 시멘트 고화 시료를 제작하였다. 시멘트 고화시료에 대하여 압축강도, 방사선 조사 효과, pH, 전기전도도, 시멘트 고화물성 및 시멘트 고화 부피를 분석하였다.
한국원자력환경공단의 인수기준의 고화체 시험기준에는 압축강도, 침수시험 및 방사선 조사 시험외에 열순환시험, 침출시험 및 유리수 측정시험이 있다. 열순환시험의 목적은 온도변화(-40~60℃)에 따른 고화체의 열적 내구성을 평가하는 것이다. 8시간을 1주기로 총 30주기 열순환시험을 수행 후, 폐기물 고화체에 대한 압축강도를 측정하여 건전성을 확인 한다.
고화체를 탈염 수에 90일 동안, 침출 수 교환주기 (2 hr, 7 hr, 1 day, 2 day, 3 day, 4 day, 5 day, 19 day, 47 day, 90 day)로 침출액을 채취하여 침출지수 (기준 침출지수 : 6이상)를 계산하여 고화체에서 방사성 핵종 (Cs, Sr, Co)의 흘러나오는 여부를 확인하고 압축강도 측정하여 그 건전성을 시험하는 것이다. 유리수 시험 목적은 유리수 발생으로 인한 방사성 핵종의 유출 가능성을 평가하는 것이다. 고화체를 밀봉하여 1일 및 14일 상온에서 보관 후, 상부표면에 유리수 유무를 조사하고 압축 강도를 측정하여 그 건전성을 확인하는 시험이다.
8시간을 1주기로 총 30주기 열순환시험을 수행 후, 폐기물 고화체에 대한 압축강도를 측정하여 건전성을 확인 한다. 폐기물 고화체의 침출시험 목적은 저 준위 방사성 폐기물 고화체의 방사성 핵종 보존능력 평가하는 것이다. 고화체를 탈염 수에 90일 동안, 침출 수 교환주기 (2 hr, 7 hr, 1 day, 2 day, 3 day, 4 day, 5 day, 19 day, 47 day, 90 day)로 침출액을 채취하여 침출지수 (기준 침출지수 : 6이상)를 계산하여 고화체에서 방사성 핵종 (Cs, Sr, Co)의 흘러나오는 여부를 확인하고 압축강도 측정하여 그 건전성을 시험하는 것이다.
제안 방법
열순환시험의 목적은 온도변화(-40~60℃)에 따른 고화체의 열적 내구성을 평가하는 것이다. 8시간을 1주기로 총 30주기 열순환시험을 수행 후, 폐기물 고화체에 대한 압축강도를 측정하여 건전성을 확인 한다. 폐기물 고화체의 침출시험 목적은 저 준위 방사성 폐기물 고화체의 방사성 핵종 보존능력 평가하는 것이다.
침출시험은 시멘트 질량 기준하여 유사한 폐기물 질량 배합비로 실험을 수행했기 때문에[3] 본 실험에서는 수행 하지 않았다. Fig. 1과 같은 디지털 이동식 압축재료 시험기 (HCT-DC50)로 압축강도를 측정하였다.
폐기물 고화체의 침출시험 목적은 저 준위 방사성 폐기물 고화체의 방사성 핵종 보존능력 평가하는 것이다. 고화체를 탈염 수에 90일 동안, 침출 수 교환주기 (2 hr, 7 hr, 1 day, 2 day, 3 day, 4 day, 5 day, 19 day, 47 day, 90 day)로 침출액을 채취하여 침출지수 (기준 침출지수 : 6이상)를 계산하여 고화체에서 방사성 핵종 (Cs, Sr, Co)의 흘러나오는 여부를 확인하고 압축강도 측정하여 그 건전성을 시험하는 것이다. 유리수 시험 목적은 유리수 발생으로 인한 방사성 핵종의 유출 가능성을 평가하는 것이다.
제작한 시멘트 고화체를 시료절단기를 사용하여 직경 50 ㎜ 및 높이 100 ㎜로 절단하였다. 두께 2.8 ㎜인 스테인레스스틸 용기 (내경 50 ㎜, 높이 136 ㎜)에 시멘트 고화시료를 저장하여 다음과 같은 조사시험 조건으로 방사선 조사 시험을 수행하였다. 방사선 조사 선원은 (60Co, 에너지 스펙트럼:1.
시멘트 고화체 제작 시 요구되는 최소한의 수분을 넘어서면 혼합이 용이하고 균일한 고화체가 생성되지만 시멘트 경화 반응에 참여하고 남은 유리수가 생성되며, 압축강도가 떨어지는 문제점이 있으므로, 시멘트 고화 시 수분의 양을 조절하기 위해 작업도 시험이 필요하다. 따라서 시멘트 대비 폐기물비 (1.6, 1.8, 2.0 및 2.2)를 우선적으로 고정하여 각 배합 비에 필요한 수분의 양을 조절하였다. 일반적으로 시멘트는 양생 시 45%의 물이 필요하다고 알려져 있다.
유동성 시험은 시멘트 반죽의 퍼짐 정도를 측정하는 것이며, 시멘트 반죽의 유동성을 나타내며 혼합장치의 기계적 용이성 및 고화체의 균일성과 관련된다. 몰탈 믹서를 사용하여 시멘트와 물 및 방사성 폐기물을 반죽하여 전동식 몰탈 흐름 시험기(HJ-1161)를 사용하고, 시멘트 대비 폐기물비 (1.6, 1.8, 2.0 및 2.2)로 배합하여 시멘트 고화 유동성 실험을 수행 하였다. 유동성 시험을 위한 혼합하는 수분의 양은 폐기물 양과 시멘트 양 합의 45, 50, 60, 70 및 80% 로 하였다.
6)보다 부피증가가 작았으며, 같은 배합에서는 대체로 수분의 량이 증가함에 따라 시멘트 고화 부피는 커지는 경향을 나타내었다. 시멘트 고화 부피는 시료 C-2.0-60 가 약 30% 증가하였으며, 동전기 제염 후 방사성 폐기물의 시멘트 고화 특성을 고찰하였다.
제염 후 방사성 폐기물의 시멘트 고화특성을 분석하기 위하여, 시멘트 고화 유동성 시험을 수행하고 시멘트 고화 시료를 제작하였다. 시멘트 고화시료에 대하여 시멘트 고화 압축강도, 시멘트 고화 pH 및 전기전도도, 방사선조사 효과 및 시멘트 고화 부피증가를 분석하였다. 시멘트 고화 유동성은 폐기물 및 시멘트 배합비에 따라 다르게 나타났다.
본 연구에서는 우라늄 토양 및 콘크리트 폐기물의 동전기 제염 후 방사성폐기물의 시멘트 고화특성을 분석하기 위하여, 시멘트 고화 유동성 시험을 수행하고 시멘트 고화 시료를 제작하였다. 시멘트 고화시료에 대하여 압축강도, 방사선 조사 효과, pH, 전기전도도, 시멘트 고화물성 및 시멘트 고화 부피를 분석하였다.
침수 90일 후 시멘트 방사성폐기물 고화체의 압축강도를 측정하였다. 시멘트 고화체의 물에 대한 내구성을 평가하기 위한 침수시험은 원통형 유리용기에 탈염수를 넣고, 그 용기 안에 시멘트 고화시료 넣어 90일 동안 완전히 침수하여 시험을 진행하였다. 침수특정시간 (1, 3, 7, 14, 37 및 90일) 마다 침수액을 채취하여 전기 전도도와 pH를 각각 측정하였다.
시험은 시멘트 금속수산화물 고화체의 침수 교환시간 (1, 3, 7, 14, 37 및 90일)에 따른 pH 및 전기전도도를 측정하였다. 침수 90일 후 시멘트 방사성폐기물 고화체의 압축강도를 측정하였다.
2)로 배합하여 시멘트 고화 유동성 실험을 수행 하였다. 유동성 시험을 위한 혼합하는 수분의 양은 폐기물 양과 시멘트 양 합의 45, 50, 60, 70 및 80% 로 하였다.
본 연구에서는 우라늄 토양 및 콘크리트 폐기물의 동전기 제염 후 방사성폐기물의 시멘트 고화특성을 분석하기 위하여, 시멘트 고화 유동성 시험을 수행하고 시멘트 고화 시료를 제작하였다. 시멘트 고화시료에 대하여 압축강도, 방사선 조사 효과, pH, 전기전도도, 시멘트 고화물성 및 시멘트 고화 부피를 분석하였다.
제작한 시멘트 고화체를 시료절단기를 사용하여 직경 50 ㎜ 및 높이 100 ㎜로 절단하였다. 두께 2.
25 MeV))과 시멘트 고화체(시료 무게 271 g)간의 거리 22 ㎝에서 방사선 조사하였다. 조사 총 선량은 10 MGy이고 조사 선량율은 12.7 kGy/hr 이고 조사시간은 787.5시간였으며, 선량계(Alanine dosimeter) 사용하여 방사선 조사 시험을 수행하였다.
시험은 시멘트 금속수산화물 고화체의 침수 교환시간 (1, 3, 7, 14, 37 및 90일)에 따른 pH 및 전기전도도를 측정하였다. 침수 90일 후 시멘트 방사성폐기물 고화체의 압축강도를 측정하였다. 시멘트 고화체의 물에 대한 내구성을 평가하기 위한 침수시험은 원통형 유리용기에 탈염수를 넣고, 그 용기 안에 시멘트 고화시료 넣어 90일 동안 완전히 침수하여 시험을 진행하였다.
시멘트 고화체의 물에 대한 내구성을 평가하기 위한 침수시험은 원통형 유리용기에 탈염수를 넣고, 그 용기 안에 시멘트 고화시료 넣어 90일 동안 완전히 침수하여 시험을 진행하였다. 침수특정시간 (1, 3, 7, 14, 37 및 90일) 마다 침수액을 채취하여 전기 전도도와 pH를 각각 측정하였다.
일반적으로 시멘트는 양생 시 45%의 물이 필요하다고 알려져 있다. 하지만 폐기물의 수분 흡수 정도는 알 수 없으므로, 물의 양은 폐기물과 시멘트 양의 합의 45, 50, 60, 70 및 80%로 하여 경화 후 압축강도, 부피증가율과 같은 특성 결과에 따른 적절한 작업도 기준을 선정하였다.
대상 데이터
8 ㎜인 스테인레스스틸 용기 (내경 50 ㎜, 높이 136 ㎜)에 시멘트 고화시료를 저장하여 다음과 같은 조사시험 조건으로 방사선 조사 시험을 수행하였다. 방사선 조사 선원은 (60Co, 에너지 스펙트럼:1.17 MeV, 1.33 MeV (평균에너지 1.25 MeV))과 시멘트 고화체(시료 무게 271 g)간의 거리 22 ㎝에서 방사선 조사하였다. 조사 총 선량은 10 MGy이고 조사 선량율은 12.
압축기준은 압축강도 제한 값인 34 kgf·cm-2 이상의 범위이다. 알루미늄 몰드 (D=50 mm, H=100 mm) 를 사용하여 시멘트 고화체를 제작하고 절단기로 고화체의 직경은 50 mm, 높이는 100 mm 로 절단하였다. 한국원자력환경공단 압축강도 인수기준은 34 kgf·cm-2 이다.
이론/모형
주사 전자현미경 (JEOL, JSM-6610LV) 및 에너지 분산형 분광분석법 (OXFORD, X-MAX)을 사용하여, 동전기 제염 후방사성폐기물의 시멘트 고화 시료에 대하여 SEM-EDS 분석 하였다. Fig.
성능/효과
22 kgf·cm-2)는 인수기준 값보다 크게 나타났다. 동전기 제염 후 방사성 폐기물의 성분 원소는 Al, K, Ca, Fe, Mg, Na 및 U 등이며 천연 우라늄이 0.87wt% 함유하는 것으로 나타났다. 동전기 제염 후 방사성 폐기물의 시멘트 고화 시료에 대한 SEM-EDS 분석결과, 알루미늄상은 시멘트와 잘 결합한 형상을 나타낸 반면, 칼슘상은 시멘트와 분리된 형상을 나타내었다.
Vi은 시멘트 고화 전 부피이고 Vf 은 시멘트 고화 후 부피이다. 동전기 제염 후 방사성 폐기물의 시멘트 고화 부피 증가는 시멘트에 대한 폐기물의 배합과 수분의 량에 따라 다르게 나타났다. 시멘트에 대한 폐기물의 큰 배합(C-2.
따라서 동전기 제염 후 방사성폐기물에 대하여 ICP-AES 분석 결과 그 구성 성분 원소는 Al, K, Ca, Fe, Mg, Na 및 U 등이며 천연 우라늄이 0.87wt% 함유하는 것으로 나타났다. 동전기 제염 후 방사성 폐기물의 시멘트 고화 시료에 대한 SEM-EDS 분석결과 알루미늄상은 시멘트와 잘 결합한 형상을 나타낸 반면, 칼슘상은 시멘트와 분리된 형상을 나타내었다.
작업도가 175% 이하인 경우 수분이 적어 유동성이 떨어지므로, 고화체 제작이 어렵고, 반대로 수분함량이 많을수록 Table 5의 결과에서 압축강도가 떨어진다. 따라서 본 실험 결과 압축강도 및 유동성을 유지할 수 있는 작업도는 175~190% 정도로 판단되었다.
따라서 우라늄 토양 및 콘크리트 동전기 제염 후 방사성 폐기물의 시멘트 고화시료에 대하여 10 MGy 방사선을 조사 후, 시멘트 고화시료의 압축강도는 한국 원자력 환경공단 인수기준 (34 kgf·cm-2)을 만족하였다.
0-60) 의 압축 강도는 대체로 크게 나타났다. 모든 시료 (C-1.6, C-1.8, C-2.0)는 수분 함량이 클수록 압축강도는 감소하는 경향을 나타내었다. 90 일 침수시험 후 압축강도 값은 Table 6에 나타내었으며, 90 일 침수시험 후 압축강도는 한국원자력환경공단의 인수기준을 만족하였다.
방사선 조사 전 시멘트 고화시료 압축강도 (131.55 kgf·cm-2) 는 한국원자력 환경공단 인수기준 (34 kgf·cm-2) 보다 컸으며, 방사선 조사 후 시멘트 고화시료 압축강도 (111.22 kgf·cm-2) 도 인수기준 값보다 컸다.
방사선 조사 후 시멘트 고화시료의 압축강도는, 시멘트 고화시료의 방사선 조사 전 압축강도 보다 약 15% 감소하였지만, 시멘트 고화시료의 압축강도 (111.22 kgf·cm-2)는 인수기준 값보다 크게 나타났다.
수화반응에 의해 생성된 Ca(OH)2 는 물에 노출되면 경화된 시멘트로부터 빠른 속도로 침출이 되며, 이때 OH-에 의해 pH가 상승하게 된다. 본 실험에서 사용된 C-1.6, C-1.8 및 C-2.0는 방사성 폐기물을 안정화시키기 위한 충분한 시멘트 양이 첨가 되었으므로, Ca(OH)2 침출에 의해 상승된 pH값은 거의 유사하며, 초기 침수 시간에서는 pH값이 증가 및 감소의 변화가 있으나 그 값은 pH 12~13 사이의 수치로 그 변화는 미미하다고할 수 있으며, 약 48일 이후에는 안정된 pH값을 나타내었다.
시멘트 고화 유동성은 폐기물 및 시멘트 배합비에 따라 다르게 나타났다. 수분 함유가 증가함에 따라 시멘트 고화 유동성은 크게 나타났으며, 시멘트 고화의 작업 적정도는 175~190% 정도였다. 방사선 조사 후 시멘트 고화시료의 압축강도는, 시멘트 고화시료의 방사선 조사 전 압축강도 보다 약 15% 감소하였지만, 시멘트 고화시료의 압축강도 (111.
22 kgf·cm-2) 도 인수기준 값보다 컸다. 시멘트 고화시료의 방사선 조사 후 압축강도는 시멘트 고화시료의 방사선 조사 전 압축강도 보다 약 15% 감소하였다. 따라서 우라늄 토양 및 콘크리트 동전기 제염 후 방사성 폐기물의 시멘트 고화시료에 대하여 10 MGy 방사선을 조사 후, 시멘트 고화시료의 압축강도는 한국 원자력 환경공단 인수기준 (34 kgf·cm-2)을 만족하였다.
유리수 시험은 실제 폐기물 드럼 크기에서 유리수 <0.5%의 이하를 만족하는지 평가하는 방법이며, 실제 크기로 실험실 시험을 수행하지 못했으며, 보통 시멘트의 경우 경화반응에서 휴지기 간을 지나 응고기간까지 약 10시간 정도이기 때문에 24시간이 경과하면 반응에 필요한 물은 대부분 소모됐으리라 판단되며, 실험 결과 28일 양생기간 경과 후, 고화체 상부표면에 유리수 유무를 육안으로 관찰한 결과 유리수는 발생하지 않았으므로, 실제 드럼 크기로 고화체로 제조시에도 유리수는 발생하지 않을 것으로 판단된다.
질의응답
핵심어
질문
논문에서 추출한 답변
동전기 제염기술의 특징은 무엇인가?
이를 위하여 동전기 제염 연구를 수행해 왔다. 동전기 제염기술은 토양 내에 직류 전기를 가하여 토양으로부터 오염물질을 추출하는 방법으로써, 투수 계수가 낮은 토양에서 중금속, 방사성원소, 유기물과 같은 다양한 오염물질을 제거할 수 있다. 주요 원리는 전기삼투 (electroosmosis), 전기이동 (electromigration)과 같은 동전기 현상에 의하여 오염물질이 이동되어 제거되기 때문에 동전기 제염 과정에 잔류 방사성 폐기물이 발생하게 된다[1-2].
동전기 제염기술이란 무엇인가?
이를 위하여 동전기 제염 연구를 수행해 왔다. 동전기 제염기술은 토양 내에 직류 전기를 가하여 토양으로부터 오염물질을 추출하는 방법으로써, 투수 계수가 낮은 토양에서 중금속, 방사성원소, 유기물과 같은 다양한 오염물질을 제거할 수 있다. 주요 원리는 전기삼투 (electroosmosis), 전기이동 (electromigration)과 같은 동전기 현상에 의하여 오염물질이 이동되어 제거되기 때문에 동전기 제염 과정에 잔류 방사성 폐기물이 발생하게 된다[1-2].
동전기 제염기술의 주요 원리는 무엇인가?
동전기 제염기술은 토양 내에 직류 전기를 가하여 토양으로부터 오염물질을 추출하는 방법으로써, 투수 계수가 낮은 토양에서 중금속, 방사성원소, 유기물과 같은 다양한 오염물질을 제거할 수 있다. 주요 원리는 전기삼투 (electroosmosis), 전기이동 (electromigration)과 같은 동전기 현상에 의하여 오염물질이 이동되어 제거되기 때문에 동전기 제염 과정에 잔류 방사성 폐기물이 발생하게 된다[1-2]. 발생한 잔류 방사성 폐기물은 고형화 하여 한국원자력환경공 단의 인수기준을 만족해야 영구처분이 가능하다.
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