[논문]원자력발전소 모의 콘크리트로부터 생산된 순환 굵은 골재 활용 콘크리트 역학적 특성

이성철; 신경준; 김창락

doi:10.14190/jrcr.2020.8.2.167

초록
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순환 골재 활용에 대한 연구가 국내에서도 비교적 많이 이루어져 왔으나, 대부분 순환 골재의 출처가 명확하지 않아, 국내 원자력 발전소와 같이 출처가 분명한 순환 골재를 재활용하는데 직접적으로 연구 결과를 적용하기에는 많은 불확실성이 존재한다. 따라서, 이 연구에서는 국내 원자력발전소 해체 시 발생하는 콘크리트 폐기물로부터 순환 굵은 골재를 생산 및 재활용할 수 있는 가능성에 대해 분석하기 위해, 국내 원자력발전소 모의 콘크리트를 제작 후 순환 굵은 골재를 생산하였다. 생산된 순환 굵은 골재를 활용하여 순환 굵은 골재 혼입률을 고려한 콘크리트를 배합하고, 역학적 특성을 실험적으로 분석하였다. 실험 결과 순환 굵은 골재 혼입률이 증가할수록 콘크리트 압축강도, 인장강도, 탄성계수 모두 전반적으로 감소하는 것으로 나타났으며, 순환 굵은 골재만을 사용한 경우 일반 콘크리트 대비 각각 최대 36, 37, 27% 정도로 감소하는 것으로 나타났다. 따라서, 향후 원자력발전소 해체로부터 생산된 순환 굵은 골재를 활용할 경우 혼입률에 대한 제한이 필요할 것으로 판단된다.

Abstract ▼ AI-Helper

Many researches have been conducted to utilize recycled aggregates in Korea, but since most sources of recycled aggregates are not clear, there is a lot of uncertainty in applying the existing research results on recycle of aggregates generated from nuclear power plants. In this study, therefore, in...

Many researches have been conducted to utilize recycled aggregates in Korea, but since most sources of recycled aggregates are not clear, there is a lot of uncertainty in applying the existing research results on recycle of aggregates generated from nuclear power plants. In this study, therefore, in order to investigate the possibility of recycling coarse aggregates generated through dismantling of nuclear power plants in Korea, recycled coarse aggregates were produced from concrete simulating nuclear power plants in Korea. Using the recycled coarse aggregates, concrete was mixed in consideration of the mixing ratio of the recycled coarse aggregates, and the mechanical properties were experimentally investigated. From the test results, as the mixing ratio of recycled coarse aggregates increased. concrete compressive strength, tensile strength, and elastic modulus generally decreased up to 36, 37, and 27% from the mechanical properties of normal concrete, respectively. Therefore, it can be concluded that limitation on the mixing ratio of recycled coarse aggregates is necessary when coarse aggregates are recycled through dismantling of nuclear power plants.

주제어

표/그림 (16)

그림 Fig. 1. Dimension of mock-up concrete specimens
표 Table 1. Mix proportions of mock-up concrete
그림 Fig. 2. Size distribution of coarse aggregate for the mock-up specimens
그림 Fig. 3. Compressive strength of mock-up concrete
그림 Fig. 4. Compressive strength of mock-up concrete
그림 Fig. 5. Split tensile strength of mock-up concrete
그림 Fig. 6. Production process of recycled coarse aggregate
그림 Fig. 7. Recycled coarse aggregate from the mock-up specimen
그림 Fig. 8. Size distribution of the recycled coarse aggregate
그림 Fig. 9. Size distribution of the normal coarse aggregate
표 Table 2. Mix proportions of concrete with recycled coarse aggregate
표 Table 3. Slump of concrete with recycled coarse aggregate
그림 Fig. 10. Effect of RCA replacement on the compressive strength
그림 Fig. 11. Effect of RCA replacement on the spliting tensile strength
그림 Fig. 12. Effect of RCA replacement on the flexural tensile strength
그림 Fig. 13. Effect of RCA replacement on the elastic modulus

AI 본문요약
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문제 정의

이 연구에서는 국내 원자력발전소 해체 시 발생하는 콘크리트 폐기물로부터 순환 굵은 골재를 생산 및 재활용할 수 있는 가능성에 대해 실험을 수행하였다. 이를 위해 국내 원자력발전소 건설 시 사용되었던 콘크리트 배합 중 압축강도가 가장 높은 콘크리트 배합비를 기반으로 모의 콘크리트를 제작하였으며, 모의 콘크리트 파쇄 등을 통해 순환 굵은 골재를 생산하였다.

제안 방법

이를 위해 국내 원자력발전소 건설 시 사용되었던 콘크리트 배합 중 압축강도가 가장 높은 콘크리트 배합비를 기반으로 모의 콘크리트를 제작하였으며, 모의 콘크리트 파쇄 등을 통해 순환 굵은 골재를 생산하였다. 또한, 생산된 순환 굵은 골재를 활용하여 콘크리트를 배합한 후, 순환 굵은 골재 함유율에 따른 콘크리트의 역학적 특성을 실험을 통해 분석하였다. 이 연구에서 확보된 주요 결과들을 요약하면 다음과 같다.
이 연구에서는 국내 원자력발전소 해체 시 발생하는 콘크리트 폐기물로부터 순환 굵은 골재를 생산 및 재활용할 수 있는 가능성에 대해 실험을 수행하였다. 이를 위해 국내 원자력발전소 건설 시 사용되었던 콘크리트 배합 중 압축강도가 가장 높은 콘크리트 배합비를 기반으로 모의 콘크리트를 제작하였으며, 모의 콘크리트 파쇄 등을 통해 순환 굵은 골재를 생산하였다. 또한, 생산된 순환 굵은 골재를 활용하여 콘크리트를 배합한 후, 순환 굵은 골재 함유율에 따른 콘크리트의 역학적 특성을 실험을 통해 분석하였다.

대상 데이터

모의 콘크리트 제작 후 순환 골재 생산 시 안정적인 생산을 위해서는 대략 30m3 정도의 모의 콘크리트 제작이 필요한 것으로 조사되었다. 따라서 본 실험에서는 Fig. 1에 나타낸 바와 같이, 원자력 발전소 주요 콘크리트 구조물 중 1차 차폐 콘크리트 구조물을 대상으로, 해당 구조물의 두께가 위치마다 다른 것을 고려하여 3×3×1.6m 규격의 L specimen과 이보다 조금 작은 2×2×1.6m 규격의 M specimen 등 총 두 개의 콘크리트 블록을 모의 콘크리트 구조물로 제작하였다.

이론/모형

원전 해체로 인해 발생되는 순환 굵은 골재를 재활용할 경우 사회적 수용성 등을 고려할 때 원전 구조물 또는 관련 시설물에 적용하는 것이 가장 바람직할 것으로 판단된다. 따라서, 이 연구에서는 현재 국내 원자력발전소 건설 시 가장 널리 적용되고 있는 콘크리트 배합비(Lee et al. 2012; Kim et al. 2015)을 기본 배합으로 고려하였다. 여기서, 실험 변수로서 콘크리트 배합 시 순환골재 혼합율을 천연 굵은 골재에 대한 치환율로서 고려하였으며, 0, 25, 50, 75, 100% 등 총 5단계 로 변화시켜 배합 실험을 수행하였다.

성능/효과

1. 모의 콘크리트로부터 순환 굵은 골재 생산 후 입도 분포를 분석 한 결과, 모의 콘크리트에 사용된 굵은 골재 입도 분포 곡선이 콘크리트 파쇄 및 순환 굵은 골재 생산 과정을 거침에 따라 입도 분포 곡선이 거의 선형으로 되는 것으로 나타났다. 또한, 굵은 골재에 잔존하는 페이스트 덩어리 등에 의해 전반적으로 굵은 골재 크기가 커지는 것으로 나타났다.
2. 순환 굵은 골재 혼입률이 증가할수록 압축강도, 쪼갬인장강도, 휨인장강도 모두 전반적으로 감소하는 것으로 나타났다. 특히, 순환 굵은 골재만을 활용하여 콘크리트를 배합할 경우, 일반 콘크리트 대비 압축강도 및 쪼갬인장강도는 최대 36~37%, 휨 인장강도는 23% 정도 감소하는 것으로 나타났다.
3. 순환 굵은 골재 혼입율이 증가할수록 탄성계수 또한 감소하는 것으로 나타났으며, 순환 굵은 골재만을 활용한 경우 일반 콘크리트 대비 27% 감소하는 것으로 나타났다.

후속연구

4. 순환 굵은 골재 혼입률이 증가할수록 콘크리트 역학적 성능이 감소하는 것을 고려할 때, 향후 순환 굵은 골재 혼입 시 혼입률에 대한 합리적인 제한이 요구되는 것으로 판단된다.
5. 이 논문은 원자력발전소 모의 콘크리트로부터 생산된 순환 굵은 골재의 활용 가능성에 대한 단기 실험 분석 결과를 정리한 것이며, 향후 원자력발전소 해체 시 폐기물량 및 처분 비용 감소를 위한 관련 분야 연구에 유용할 것으로 기대된다. 그러나, 실제 원자력발전소 콘크리트에서 발생한 장기 열화에 대한 영향 이 배재되어 있으며, 이와 관련된 추가 검토가 필요할 것으로 판단된다.

질의응답

핵심어	질문	논문에서 추출한 답변
	폐콘크리트 재활용 기술을 적용하여 활용할 수 있는 것은?	한편, 국내 원자력발전소 내 1차 차폐 콘크리트로부터 발생하는 방사성폐기물은 대부분 저준위 또는 극저준위로 분류될 것으로 예상하고 있으며 (MOTIE 2016), 콘크리트 구성 성분 중 페이스트에서 대부분 방사화가 진행되었을 것으로 예상된다. 따라서, 폐콘크리트 재활용 기술을 적용하여 콘크리트 방사성폐기물 내 포함되어있는 골재를 순환 골재로 재생산하여 활용할 수 있는 것으로 판단된다.
	KS F 2405 및 KS F 2423은 무엇인가?	모의 콘크리트 재료 특성을 분석하기 위해 콘크리트 블록 제작 시 여러 개의 공시체를 미리 제작해두었다. 준비된 공시체로부터 압축 및 쪼갬인장 실험을 각각 KS F 2405 및 KS F 2423에 따라 재령 3, 14, 21, 31일에 수행하였으며, 콘크리트 재료 특성 값의 변동성을 고려하여 각 압축강도 및 쪼갬인장강도 실험 시 각각 두 개의 공시체에 대해 실험을 수행한 후 평균값을 산정하였다. 실험결과로부터 산정된 모의 콘크리트의 압축강도 및 쪼갬인장강 도를 Figs.
	원자력발전소 폐 콘트리트를 재활용할 수 있는 근거는?	2m 이상 방사화가 된 사례가 있는 것으로 보고된 바 있다(LaGuardia and Moghissi 2004). 한편, 국내 원자력발전소 내 1차 차폐 콘크리트로부터 발생하는 방사성폐기물은 대부분 저준위 또는 극저준위로 분류될 것으로 예상하고 있으며 (MOTIE 2016), 콘크리트 구성 성분 중 페이스트에서 대부분 방사화가 진행되었을 것으로 예상된다. 따라서, 폐콘크리트 재활용 기술을 적용하여 콘크리트 방사성폐기물 내 포함되어있는 골재를 순환 골재로 재생산하여 활용할 수 있는 것으로 판단된다.

참고문헌 (13)

ACI Committee 318 (2014). Building Code Requirements for Structural Concrete(ACI 318-14), Commentary on Building Code Requirements for Structural Concrete(ACI 318R-14), American Concrete Institute, USA.
British Standard (2014). Eurocode 2: Design of Concrete Structures - Part 1-1: General Rules and Rules for Buildings, BS EN 1992-1-1:2004, The British Standards Institution.
Cheon, J.H., Lee, S.C., Kim, C.L., Park, H.G. (2018). Feasibility study on recycling of concrete waste from NPP decommissioning through literature review, Journal of the Korean Recycled Construction Resources Institute, 6(2), 115-122 [in Korean].
KEPCO E&C (2016). Report on Evaluation of Source Term and Waste Amount from Decommissioning of Light-Water and Heavy-Water Type Nuclear Power Plants(Final Report) [in Korean].
KIBSE-KBD&ERC (2015). Korea Bridge Design Code(Limit State Design Method), Korea Ministry of Land, Transportation and Maritime affairs [in Korean].
Kim, K.M., Song, Y.S., Hur, H.K. (2015). A study on high performance concrete with granulated blast furance slag for application of nuclear power plants structure, KCI 2015 Fall Conference, 639-640 [in Korean].
Korea Concrete Institute (2012). Concete Structure Institute [in Korean].
Korea Standards Association (2016). KS F 2423. Standard Test Method for Tensile Splitting Strength of Concrete [in Korean].
Korea Standards Association (2017). KS F 2405. Standard Test Method for Compressive Strength of Concrete [in Korean].
LaGuardia, T.S., Moghissi, A.A. (2004). The Decommissioning Handbook, ASME.
Lee, G.C., Cho, B.Y., Lim, J.H., Yoon, S.J. (2012). Study on rheological properties based on the mixing design change of NPP concrete, Proceedings of KCI 2012 Fall Conference, 437-438 [in Korean].
Min, B.Y., Park, J.W., Choi, W.K., Lee, K.W. (2009). Separation of radionuclide from dismantled concrete waste, Journal of the Korean Radioactive Waste Society, 7(2), 79-86 [in Korean].
Ministry of Trade, Industry and Energy (2016). Development of Source Term Evaluation Technology for Decommissioning of NPPs(Final Report).

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