향후 원자력시설 해체 시 막대한 양의 해체 콘크리트 폐기물이 발생할 수 있음을 감안하였을 때, 방사성 콘크리트 폐기물의 최적 처리기술에 대한 면밀한 검토와 향후 기술개발 방향에 대한 논의는 반드시 필요하다. 본 논문에서는 방사성 콘크리트 폐기물의 국내외 발생 사례를 종합해 보고, 처리 대상이 되는 방사성 콘크리트 폐기물의 특성을 검토하였다. 또한, 종래의 방사성 콘크리트 처리기술로써 기계적 제염기술, 화학적 제염기술, 부피감용기술, 재활용 및 고화기술에 대한 국내외 적용사례를 정리하고 기술 개발 동향을 살펴봄으로써 기존 기술의 한계점을 파악하고 기술 고도화 방향을 고찰해 보고자 한다.
향후 원자력시설 해체 시 막대한 양의 해체 콘크리트 폐기물이 발생할 수 있음을 감안하였을 때, 방사성 콘크리트 폐기물의 최적 처리기술에 대한 면밀한 검토와 향후 기술개발 방향에 대한 논의는 반드시 필요하다. 본 논문에서는 방사성 콘크리트 폐기물의 국내외 발생 사례를 종합해 보고, 처리 대상이 되는 방사성 콘크리트 폐기물의 특성을 검토하였다. 또한, 종래의 방사성 콘크리트 처리기술로써 기계적 제염기술, 화학적 제염기술, 부피감용기술, 재활용 및 고화기술에 대한 국내외 적용사례를 정리하고 기술 개발 동향을 살펴봄으로써 기존 기술의 한계점을 파악하고 기술 고도화 방향을 고찰해 보고자 한다.
In Korea, a huge amount of radioactive concrete waste will be generated through decommissioning of nuclear facilities in the near future; therefore, optimum technology for the treatment of concrete waste should be reviewed thoroughly and the future direction of technology development should be discu...
In Korea, a huge amount of radioactive concrete waste will be generated through decommissioning of nuclear facilities in the near future; therefore, optimum technology for the treatment of concrete waste should be reviewed thoroughly and the future direction of technology development should be discussed. In this paper, many domestic and foreign examples of generation of radioactive concrete waste were pieced together and the characteristics of radioactive concrete waste were examined. Moreover, we reviewed trends in technology development by analyzing the examples of various studies and practical applications of treatment technologies, such as mechanical decontamination, chemical decontamination, volume reduction, recycling and solidification, and also tried to understand the limitations of existing technologies and determine a direction for technical improvement.
In Korea, a huge amount of radioactive concrete waste will be generated through decommissioning of nuclear facilities in the near future; therefore, optimum technology for the treatment of concrete waste should be reviewed thoroughly and the future direction of technology development should be discussed. In this paper, many domestic and foreign examples of generation of radioactive concrete waste were pieced together and the characteristics of radioactive concrete waste were examined. Moreover, we reviewed trends in technology development by analyzing the examples of various studies and practical applications of treatment technologies, such as mechanical decontamination, chemical decontamination, volume reduction, recycling and solidification, and also tried to understand the limitations of existing technologies and determine a direction for technical improvement.
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문제 정의
향후 국내에서도 원자력시설 해체 시 막대한 양의 방사성 콘크리트 폐기물이 발생할 수 있음을 감안하였을 때, 해체 콘크리트 폐기물의 최적 처리 기술은 우리에게 반드시 요구되는 사항이며 이를 위하여 기존 기술들의 면밀한 검토와 향후 기술개발 방향에 대한 논의가 선행되어야 할 것이다. 따라서, 본 논문에서는 처리대상이 되는 방사성 콘크리트 폐기물의 특성을 우선 검토하고 이와 관련된 국내외 연구 및 처리기술 개발 동향을 살펴보고자 한다.
우리나라의 경우 연구로 2호기와 우라늄변환시설에서 발생된 방사성 콘크리트 폐기물을 대상으로 감용 및 재활용 기술개발 연구가 수행된 바 있다. 여기에서는 폐기물을 열적, 기계적 처리방법을 통하여 골재와 미분말을 분리하고 방사성 콘크리트 미분말을 다시 제염처리 하거나 최종 고화체로 안정화 시키는 기술 개발을 목적으로 하였다[5,14,15].
1 Bq·g-1의 시멘트 페이스트로 분리하였다. 이러한 연구결과들을 통해 가열분쇄기술에 의한 방사성 콘크리트의 감용 가능성을 확인하였다. 그러나, 현재의 국내 자체처분 기준치인 0.
제안 방법
국내 원자력시설에서 발생된 해체 콘크리트 폐기물에 대한 가열분쇄기술 평가 연구를 살펴보면, 우선 오염 콘크리트와 방사화 콘크리트의 분쇄 전후의 초기 방사능을 γ-spectrometer를 이용하여 측정하였고, 선별된 굵은 골재와 잔골재를 대상으로 가열분쇄기술을 적용하여 300~700℃에서 열처리 한 후 볼밀을 사용하여 분쇄하고 다시 입도에 따라 분리된 시료를 획득하였고 이들 각각의 방사능을 측정하였다(Fig. 3)[5,30].
일본의 NUPEC에서는 원자력시설에서 발생한 콘크리트 폐기물의 재활용을 위한 연구 개발을 수행하여 일부 기술들은 실증단계를 거치기도 하였다. 막대한 양의 비방사성 콘크리트 폐기물로부터 재생골재를 생산하는 두 가지 방법으로 기계적 분쇄와 가열분쇄 기술을 평가하였다. 콘크리트를 파쇄하여 50~8 mm와 8 mm이하로 분리하고 50~8 mm의 콘크리트 골재는 습식공정에서 다시 분쇄되어 굵은 골재를 분리하고 나머지는 8 mm의 골재와 함께 잔골재로 재사용 된다.
국내에서는 연구로 해체사업에서 발생된 방사성 큰크리트 폐기물의 처분장 인수기준을 만족시키기 위하여 시멘트 고화체 제조 및 특성평가 연구를 수행하였다[15]. 방사성콘크리트, 물, 시멘트의 배합비를 75:15:10wt%로 고화체를 제조하여 모르타르 유동도, 고화체 압축강도, 침출 안정성, 열 저항성 등의 처분 인수조건을 만족시켰고, 콘크리트 블록의 절단과정에서 발생되는 콘크리트 미분말의 경우 최대 40wt%까지 혼합하여도 고화체 압축강도를 만족시켰다. 시멘트 고화체 내 방사성 핵종들의 시간에 따른 침출시험에서 침출되지 않음을 확인하였고, 열순환 시험에서는 압축강도 기준치인 3.
오염 핵종의 존재상과 분포 특성 등을 평가하기 위하여 μXRF (Microfocus X-ray fluorescence) 및 XAS (X-ray absorption spectroscopy)와 같은 고도 분석 기법들을 적용하였고, 핵종들과 콘크리트의 직접 반응을 모사한 실험을 통해 Sr은 시멘트에 고정화되고 Cs은 혼합재의 점토광물과 반응하는 것을 밝혔다.
최근 국내에서 수행된 원전 해체 선원항 및 해체폐기물 발생량 예비평가에서는 587 MWe PWR 원전 1기(고리 1호기)를 기준으로 저준위(low level waste: LLW)와 극저준위(very low level waste: VLLW) 방사성 콘크리트 폐기물이 발생하게 되고 즉시해체를 가정하였을 시 발생량은 약 1,600톤 수준인 것으로 산정한 바 있다[13]. 이 평가에서는 대상 해체폐기물을 국내 분류기준에 따른 등급 및 단위 체적/중량/밀도를 평가하였고 각종 코드분석 및 기존 특성화 자료 등을 통한 방사선원항을 평가하였으며 기존 해체폐기물 처리 기법 및 처리 성능에 따른 감용비 등을 고려하였다.
대상 데이터
일찍이 유럽의 선진국들은 방사성 콘크리트 폐기물의 발생량을 최소화하기 위한 적극적인 시도를 하였는데, REBONDIN project가 그 대표적인 사례이다. 네덜란드의 KEMA사, 프랑스의 CEA 그리고 영국의 BNFL은 공동으로 이 연구에 참여하였다[33]. 네덜란드의 원전 Borssele와 Dodewaard에서 발생된 방사성 콘크리트가 사용되었는데, Borssele 시료는 60Co으로 230 Bq·g-1으로 오염된 상태였고, Dedewaard 시료에는 60Co, 137Cs, 54Mn을 인위적으로 오염시켜 사용하였다.
네덜란드의 원전 Borssele와 Dodewaard에서 발생된 방사성 콘크리트가 사용되었는데, Borssele 시료는 60Co으로 230 Bq·g-1으로 오염된 상태였고, Dedewaard 시료에는 60Co, 137Cs, 54Mn을 인위적으로 오염시켜 사용하였다.
성능/효과
45 MPa 이상으로 구조적 건전성을 유지하였다. 200 L 드럼에서 실제 콘크리트 폐기물의 혼용고화를 고려하여 수행한 scale-up실험에서는 입자의 충진밀도 증가로 콘크리트, 물, 시멘트의 배합비를 75:10:15wt%로 하였을 때 압축강도와 작업도를 만족하였다.
60Co 방사성 동위원소로 인위적으로 오염시킨 콘크리트 미분말을 염산으로 산세척(acid washing) 처리하였을 때, 30분 이내의 비교적 짧은 시간 내에 최대 99%의 제거효율을 보였다. 반면, 우라늄변환시설 해체 시 발생한 우라늄 오염 콘크리트 미분말의 경우, 질산, 염산, 황산을 각각 사용하여 산 농도와 반응시간을 증가시키고 2회까지 산세척 하였음에도 불구하고 제거효율이 90% 수준인 것으로 나타났는데, 이는 오염핵종 간의 차이와 더불어 모의 오염과 실제 오염 간의 극명한 숙성 효과(aging effect) 차이를 보여주는 예라고 할 수 있다.
또한, 중량 및 경량 콘크리트 미분말을 배합하여 슬래깅에 의한 미분말의 감용 특성 및 안정성을 평가한 연구에서는 중량과 경량 콘크리트 미분말의 배합비를 8:2vol%로 혼합하였을 때 슬래깅 고화체의 압축강도가 가장 우수하였다[35]. 고온 슬래깅에 의한 감용비는 3~3.4로 나타났고, 침출시험에서는 콘크리트에 존재하는 Co와 U의 침출이 발생하지 않았음을 확인하였다.
또 다른 실험에서는 화학적 세척법과 전기화학적 처리법을 단계적으로 적용하였는데, 초기 방사능 50 Bq·g-1의 콘크리트 미분말을 황산으로 산세척 처리한 결과 4시간 후 농도가 약 30 Bq·g-1으로 감소하였고, 이렇게 전처리 한 미분말을 동전기(electrokinetics) 처리장치에 충진하여 약 30일간 제염실험을 수행한 결과 최종 미분말 입자 내 우라늄 방사능은 1 Bq·g-1이하로 감소함을 보였다.
본 논문에서는 원자력시설의 해체 시 대량으로 발생하는 방사성 콘크리트 폐기물의 국내외 사례를 종합해 보았는데, 원자력시설의 종류, 해체 공법, 감용 처리 유무에 따라 발생량에 큰 차이를 보였다. 또한, 실제 발생량과 예측치 간의 큰 차이를 보이기도 하고 노형별 발생량의 차이도 크게 나타났다. 따라서, 향후 국내의 원자력시설 해체를 통해 발생할 막대한 양의 방사성 콘크리트 폐기물에 대비하여 기존 기술들에 대한 검토와 향후 기술개발 방향에 대한 고찰이 반드시 필요하다.
방사화 콘크리트를 기계적 파쇄 후 5 mm 이상의 굵은 골재와 1~5 mm 이상의 잔골재, 1 mm 이하의 시멘트 페이스트로 체분리하여 각각의 시료에 대한 60Co의 방사능을 측정한 결과, 시멘트 페이스트의 비방사능이 78.5 Bq·g-1으로 파쇄 및 분급 처리전의 전체 방사능의 90% 이상을 나타내었다(Fig. 2)[5].
본 논문에서는 원자력시설의 해체 시 대량으로 발생하는 방사성 콘크리트 폐기물의 국내외 사례를 종합해 보았는데, 원자력시설의 종류, 해체 공법, 감용 처리 유무에 따라 발생량에 큰 차이를 보였다. 또한, 실제 발생량과 예측치 간의 큰 차이를 보이기도 하고 노형별 발생량의 차이도 크게 나타났다.
네덜란드의 원전 Borssele와 Dodewaard에서 발생된 방사성 콘크리트가 사용되었는데, Borssele 시료는 60Co으로 230 Bq·g-1으로 오염된 상태였고, Dedewaard 시료에는 60Co, 137Cs, 54Mn을 인위적으로 오염시켜 사용하였다. 분쇄와 분급, 세척의 과정으로 콘크리트 분리실험을 수행하였고, 이를 통해 콘크리트의 오염은 주로 시멘트에 발생하고 이러한 시멘트를 골재와 분리하는 것이 방사성 폐기물의 부피감용에 효과적임을 제시하였다. 공동연구를 통해 개발된 가열분쇄기술인 DECO process는 KEMA사에서 pilot 실증 시험이 수행되었는데, 콘크리트를 조크러셔(jaw crusher)에 넣고 1차적으로 파쇄한 후 가열장치에 넣고 650~700℃ 온도범위에서 약 3~5시간 가열처리 하였으며, 가열된 콘크리트를 냉각시킨 후 mill에 넣어 1~2시간 분쇄하였다.
방사성콘크리트, 물, 시멘트의 배합비를 75:15:10wt%로 고화체를 제조하여 모르타르 유동도, 고화체 압축강도, 침출 안정성, 열 저항성 등의 처분 인수조건을 만족시켰고, 콘크리트 블록의 절단과정에서 발생되는 콘크리트 미분말의 경우 최대 40wt%까지 혼합하여도 고화체 압축강도를 만족시켰다. 시멘트 고화체 내 방사성 핵종들의 시간에 따른 침출시험에서 침출되지 않음을 확인하였고, 열순환 시험에서는 압축강도 기준치인 3.45 MPa 이상으로 구조적 건전성을 유지하였다. 200 L 드럼에서 실제 콘크리트 폐기물의 혼용고화를 고려하여 수행한 scale-up실험에서는 입자의 충진밀도 증가로 콘크리트, 물, 시멘트의 배합비를 75:10:15wt%로 하였을 때 압축강도와 작업도를 만족하였다.
3)[5,30]. 이를 통해 실제 방사성 콘크리트 내 대부분의 60Co은 시멘트 페이스트에 존재하는 것을 확인하였고, Fig. 4의 결과는 가열분쇄 공정을 적용하는 경우 60Co의 굵은 골재와 시멘트 페이스트 간 분배비를 크게 만들 수 있음을 증명하고 있다.
또한, 방사성 경량 및 중량 콘크리트 폐기물을 가열분쇄 공정 적용 후 생성되는 미분말을 대상으로 한 고화체 제조 연구에서는 미분말을 700℃에서 2시간 소성조건에서 CaO가 생성되는 것을 확인하였다[14]. 재생 미분말의 시멘트 첨가 고화체와 시멘트 및 무수규산 첨가 고화제의 최적 제조 조건을 실험을 통해 도출하였는데, 재생 미분말과 시멘트의 배합비를 9:1 wt%로 하고 무수규산 20wt%를 첨가한 경량 및 중량 고화체의 압축강도는 각각 4.7 MPa, 5.0 MPa로 나타나 압축강도 기준치를 만족시켰고, 침출지수는 모든 시편에서 거의 동일하게 12로 나와 미국 NRC에서 정한 최소 인수치 6보다 두 배 높게 나타남으로써 기준을 만족시키는 결과를 얻었다. 또한, 중량 및 경량 콘크리트 미분말을 배합하여 슬래깅에 의한 미분말의 감용 특성 및 안정성을 평가한 연구에서는 중량과 경량 콘크리트 미분말의 배합비를 8:2vol%로 혼합하였을 때 슬래깅 고화체의 압축강도가 가장 우수하였다[35].
공동연구를 통해 개발된 가열분쇄기술인 DECO process는 KEMA사에서 pilot 실증 시험이 수행되었는데, 콘크리트를 조크러셔(jaw crusher)에 넣고 1차적으로 파쇄한 후 가열장치에 넣고 650~700℃ 온도범위에서 약 3~5시간 가열처리 하였으며, 가열된 콘크리트를 냉각시킨 후 mill에 넣어 1~2시간 분쇄하였다. 체분리를 통해 1 mm 미만의 미분말과 1 mm 이상의 골재를 분리한 후 이들의 오염도를 분석한 결과 오염되지 않은 1 mm 이상의 골재는 총 양의 63%, 1 mm 미만의 오염된 미분말은 37%로 나타났다. 이 실증시험에서 적용된 오염기준은 제시되지 않아 가열분쇄 처리 후 분리된 골재의 자체처분 가능 여부에 대해서는 명확하지 않다.
후속연구
그러나, 현재의 국내 자체처분 기준치인 0.1 Bq·g-1을 만족시킬 수 있는지에 대한 추가적인 연구가 필요하다.
또한, 실제 발생량과 예측치 간의 큰 차이를 보이기도 하고 노형별 발생량의 차이도 크게 나타났다. 따라서, 향후 국내의 원자력시설 해체를 통해 발생할 막대한 양의 방사성 콘크리트 폐기물에 대비하여 기존 기술들에 대한 검토와 향후 기술개발 방향에 대한 고찰이 반드시 필요하다. 폐기물 종류 및 발생 시나리오에 따른 종래의 기계적 제염기술, 화학적 제염기술, 부피감용기술, 재활용 및 고화기술의 적용 타당성을 검토하고 실용화 연구를 통해 평가해야 할 것이다.
폐기물 종류 및 발생 시나리오에 따른 종래의 기계적 제염기술, 화학적 제염기술, 부피감용기술, 재활용 및 고화기술의 적용 타당성을 검토하고 실용화 연구를 통해 평가해야 할 것이다. 제염기술의 적용에 한계가 있는 방사화 콘크리트 폐기물은 부피감용을 위한 고도화 연구가 필요하고, 종래의 국내외 개발 기술들이 현재 국내의 매우 엄격한 자체처분 기준치를 만족시키기에는 한계가 있으므로 기계적 및 화학적 처리 복합 기술 연구 등을 통해 제염성능 및 부피감용 효율을 향상시키는 연구가 필요할 것으로 사료된다.
따라서, 향후 국내의 원자력시설 해체를 통해 발생할 막대한 양의 방사성 콘크리트 폐기물에 대비하여 기존 기술들에 대한 검토와 향후 기술개발 방향에 대한 고찰이 반드시 필요하다. 폐기물 종류 및 발생 시나리오에 따른 종래의 기계적 제염기술, 화학적 제염기술, 부피감용기술, 재활용 및 고화기술의 적용 타당성을 검토하고 실용화 연구를 통해 평가해야 할 것이다. 제염기술의 적용에 한계가 있는 방사화 콘크리트 폐기물은 부피감용을 위한 고도화 연구가 필요하고, 종래의 국내외 개발 기술들이 현재 국내의 매우 엄격한 자체처분 기준치를 만족시키기에는 한계가 있으므로 기계적 및 화학적 처리 복합 기술 연구 등을 통해 제염성능 및 부피감용 효율을 향상시키는 연구가 필요할 것으로 사료된다.
향후 국내에서도 원자력시설 해체 시 막대한 양의 방사성 콘크리트 폐기물이 발생할 수 있음을 감안하였을 때, 해체 콘크리트 폐기물의 최적 처리 기술은 우리에게 반드시 요구되는 사항이며 이를 위하여 기존 기술들의 면밀한 검토와 향후 기술개발 방향에 대한 논의가 선행되어야 할 것이다. 따라서, 본 논문에서는 처리대상이 되는 방사성 콘크리트 폐기물의 특성을 우선 검토하고 이와 관련된 국내외 연구 및 처리기술 개발 동향을 살펴보고자 한다.
질의응답
핵심어
질문
논문에서 추출한 답변
해체산업에 대한 관심이 증가하는 이유는 무엇인가?
노후 원자력시설의 해체는 원자력 산업의 지속가능성을 위한 필수적인 과정으로써 국내 뿐만 아니라 국외에서도 해체대상이 되는 원전을 비롯한 원자력시설이 증가할 것으로 예상됨에 따라 해체산업에 대한 관심 또한 증가하고 있다[1,2]. IAEA의 통계에 따르면 세계의 원전은 2017년 1월 기준으로 450기가 가동 중이고 158기가 영구 정지되어 있으며 이들 중 19개 원전은 해체가 완료된 상태에 있고[3], 가동 수명을 다한 원전의 호기수가 급격히 늘어날 전망이다.
원자력시설의 해체 중 비용에 가장 큰 영향을 주는 요소는 무엇인가?
미국, 독일 등의 국가에서 이미 원전 해체를 완료한 사례를 보여주고 있으나, 아직은 축적된 자료가 충분하지 않고 원자력 시설 별 특징 및 사회적, 지리적 특성이 다르며 국가별 규제 기준 및 해체사업 환경 등에 큰 차이가 있으므로, 각 시설에 대한 해체 시나리오, 비용 등을 예측하기란 쉽지 않다. 원자력시설의 해체는 여러 핵심기술들의 조합을 필요로 하는데, 그 중 해체폐기물의 처리 및 처분은 전체 해체사업 비용에 가장 큰 불확실성을 주는 요소로써 최적의 기술개발과 적용이 매우 중요하다[1]. 특히, 국내의 경우 방사성폐기물의 엄격한 분류기준과 폐기물 처리 및 처분에 대한 높은 규제, 그리고 처분단가가 매우 높은 상황을 고려해 볼 때, 국내의 실정에 적합한 해체폐기물 처리기술이 무엇인지에 대한 신중한 검토가 요구된다.
우리나라의 방사성 콘크리트 폐기물을 대상으로 감용 및 재활용 기술개발 연구의 목적은 무엇인가?
우리나라의 경우 연구로 2호기와 우라늄변환시설에서 발생된 방사성 콘크리트 폐기물을 대상으로 감용 및 재활용 기술개발 연구가 수행된 바 있다. 여기에서는 폐기물을 열적, 기계적 처리방법을 통하여 골재와 미분말을 분리하고 방사성 콘크리트 미분말을 다시 제염처리 하거나 최종 고화체로 안정화 시키는 기술 개발을 목적으로 하였다[5,14,15].
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