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방사성고화체로 부터의 Co, Cs침출에 대한 표준시험법의 상호비교
Comparative Evaluation of Various Standard Methods in Leaching Test of Radioactive Waste Form 원문보기

한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집, 2003 Nov. 01, 2003년, pp.21 - 31  

김기홍 (한국원자력연구소) ,  유영걸 (한국원자력연구소) ,  정경기 (한국원자력연구소) ,  홍권표 (한국원자력연구소) ,  이락희 (한국수력원자력(주) 원자력환경기술원) ,  정의영 (한국수력원자력(주) 원자력환경기술원) ,  고덕준 (한국수력원자력(주) 원자력환경기술원) ,  김헌 (한국수력원자력(주) 원자력환경기술원)

초록
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IAEA, FT-04-020, ANS 16.1의 침출시험법을 각각 수행하여 얻은 시험결과를 이용하여 상호비교 평가하였다. 붕산을 함유한 파라핀 및 시멘트 고화체에서의 Co-60과 Cs-137의 침출지수는 6이상이었으나 고화매질과 탈염수의 종류에 따라 상반되는 침출거동을 보였다. 침출수로 합성해수와 탈염수를 사용하였을 경우 Co는 시멘트 고화체에서는 합성해수, 파라핀 고화체에서는 탈염수에서 침출이 높았다. 반면에 Cs의 침출정도는 시멘트에서는 탈염수, 파라핀에서는 합성해수에서 높았다. Co의 침출분율은 시멘트 고화체에서 IAEA > ANS > FT의 순으로 높았으며, 반대로 파라핀 고화체에서는 이의 역순이었다.

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

IAEA, FT-04-020, and ANS 16.1, standard leaching test methods, were evaluated comparatively with their test results. Leaching index of Co-60 and Cs-137 for all waste forms were above 6.0. Their leaching behavior were contrary according to the type of matrix and leachant. Leachability of Co in cement...

AI 본문요약
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제안 방법

  • 고화체의 침출특성을 규명하기 위하여 분석이 용이한 방사성 추적자를 이용하였는데 방사성 추적자로 Co-60과 Cs-137을 이용하였다. 고화체에 주입된 방사능량은 사전에 연구소의 실험과 Co 와 Cs 염의 용해도(수용성 및 불용성 정도) 그리고 고화매질을 고려하여 결정하였다. 본 연구에서 수행한 각국의 표준 침출시험법의 상호비교를 위하여 동일 크기의 시편에 동일한 방사능이 주입되도록 하였으며 이때 시편의 크기는 직경/높이 = 1로 하면서 직경이 50, 80mm인 시편들을 제조하였다.
  • 고화체의 침출시험을 위한 고화체 제조는 KSL 5109(2001)에 기술된 혼합용기를 사용하였으며 또한 기술된 혼합시간 및 혼합속도에 따라 방사성 고화체를 제조하였다.
  • 그리고 IAEA의 시험결과 해석법에 따라 Co-60, Cs-137의 침출 거동양상을 살펴보기 위하여 누적 침출분율을 계산하여 Fig. 8 〜 10에 나타내 보았다. 본 시험에서의 침출거동은 지금까지 살펴본 시험법과는 정반대의 양상을 띠었다.
  • 본 시험법은 IAEA법과는 달리 시편의 전면을 침출수에 노출토록 하며, 침출수로 처분장의 지하수로 수행토록 요구하고 있으며 침출수 교체시기에 차이가 있다. 따라서 본 연구에서는 Fig. 2에서 시편몰드를 제거하여 시편의 전면을 침출수(탈염수와 해수에 노출되도록 가공하였다. 침출수/시편의 노출면적 < 10cm의 침출수를 넣을 수 있는 용기속에 시편을 주입하여 상온에서 침줄시험을 수행하였다.
  • 5%로 하였다. 따라서 수지내부의 물은 시멘트 고화에 참여치 않고 오직 수지사이의 공극에 존재하게 되는 물만 시멘트 고화에 참여하는 것으로 계산하였다. 그리고 물은 100 ppm의 붕산을 함유하는 것으로 하였다.
  • 본 시험법에서는 고화체로부터 침출된 방사능이 20%이하인 경우에는 침출기구는 주로 확산거동에 의한 것으로 판단하여 아래와 같은 과정을 거쳐 최종 침출지수를 구한다.
  • 고화체에 주입된 방사능량은 사전에 연구소의 실험과 Co 와 Cs 염의 용해도(수용성 및 불용성 정도) 그리고 고화매질을 고려하여 결정하였다. 본 연구에서 수행한 각국의 표준 침출시험법의 상호비교를 위하여 동일 크기의 시편에 동일한 방사능이 주입되도록 하였으며 이때 시편의 크기는 직경/높이 = 1로 하면서 직경이 50, 80mm인 시편들을 제조하였다. 시편크기와 고화매질별 주입된 방사능량은 Table 1과 같다.
  • 본 연구에서는 현재 중저준위 처분장을 운영하고 있는 미국과 프랑스 그리고 IAEA에서 권고하고 있는 시험법들인 ANS 16.1, FT-04-020 및 HEPSE method을 방사성 핵종을 이용하여 상호비 교 평가하였다.
  • 이어서 침출수/시편의 노출면적 < 10cm의 침출수를 넣을 수 있는 용기속에 시편을 주입하였다. 이때 시편이 침출용기의 중간부분에 위치토록 하기위하여 접촉면을 최소로 하면서 SS줄을 이용하였으며 침출용기의 2중 덮개중 안쪽 덮개에 걸어 흔들림이 없도록 하였다.
  • 침출수/시편의 노출면적 < 10cm의 침출수를 넣을 수 있는 용기속에 시편을 주입하여 상온에서 침줄시험을 수행하였다. 침줄 수 교체는 누적일수로 3, 7, 15, 60, 90, 180, 270일로 하였다. 침출수 교체시 침출액 400ml를 채취하여 pH, conductivity 그리고 핵종별 방사능을 분석하였다.
  • 침줄 수 교체는 누적일수로 3, 7, 15, 60, 90, 180, 270일로 하였다. 침출수 교체시 침출액 400ml를 채취하여 pH, conductivity 그리고 핵종별 방사능을 분석하였다.
  • 2에서 시편몰드를 제거하여 시편의 전면을 침출수(탈염수와 해수에 노출되도록 가공하였다. 침출수/시편의 노출면적 < 10cm의 침출수를 넣을 수 있는 용기속에 시편을 주입하여 상온에서 침줄시험을 수행하였다. 침줄 수 교체는 누적일수로 3, 7, 15, 60, 90, 180, 270일로 하였다.
  • 침출수로 탈염수(pH = 6.02, L(conductivity) = 1.01 iiS/cm) 와 ANS 16.1에 기술된 합성해수 (pH = 8.19, L(conduc- tivity) = 51.0 iiS/cm)를 이용하였다.
  • 침출시험은 FT-04-020과 동일하게 수행하였으며 다만 침출수 교체는 누적시간으로 2, 7, 24, 28, 72, 96, 120, 456, 1128 그리고 2160시간으로 수행하였다. 침출수 교체시 침출액 400ml를 채취하여 pH, conductivity 그리고 핵종별 방사능을 분석하였다.
  • 침출시험은 상온(25±5°C)에서 수행하였으며, 침출시험 시작 후 일주일 동안은 매일 1회씩, 8주 동안에는 주 1회씩, 6개월 동안에는 월 1회씩 침출수(탈염수와 합성해수)를 교체하였으며, 침출액 150ml를 채취하여 pH, conductivity 그리고 핵종별 방사능을 분석하였다.

대상 데이터

  • 고화체 제조에 사용된 시멘트는 포틀란트 I형, 파라핀 왁스는 국내 원자력발전소에서 사용하고 있는 Aristowax 165(Fully Refined Paraffin Wax)와 순도 99.8%인 미세분말 형태의 붕산, 이온교 환수지로는 IRN-150LC를 사용하였다.
  • 고화체의 침출특성을 규명하기 위하여 분석이 용이한 방사성 추적자를 이용하였는데 방사성 추적자로 Co-60과 Cs-137을 이용하였다. 고화체에 주입된 방사능량은 사전에 연구소의 실험과 Co 와 Cs 염의 용해도(수용성 및 불용성 정도) 그리고 고화매질을 고려하여 결정하였다.
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