천연 점토 광물질의 ion교환능은 비교적 낮지만, 여러가지 황성화법에 의하여 교환능의 개설이 기대된다. 본 연구에 있어서는 점토 광물질 중에서도 교환 흡착능이 비교적 큰 vermiculite를 사용하여 저준위 방사성 액체 폐기물을 처리하는데 있어서 효과적인 이용 방법을 검토하기 위하여 vermiculite의 이온교환 기능에 관한 기초 연구를 실험하였다. Cs 이온의 교환능 및 분배계수는 Cs-l37의 방사능도를 Scintillation counter로 측정하였고, 천연 및 활성화된 vermiculite에 대한 특성은 X-ray회절과 전자회절에 의한 분석 및 열시차 분석과 아울러 전자 현미경에 의한 검사에 의거 해석하였다. Na-vermiculite에 의한 Cs이온의 교환 및 흡착에 있어서는 결정격자의 C-axis spacing의 수축을 초래하게 되고, Cs이온의 교환능은 주로 C-axis spacing의 크기에 좌우된다고 본다. Na-vermiculite에 의한 Cs이온의 교환 및 흡착 연구를 수행함으로서 저준위 방사성 핵종의 처리 분만 아니라, 고 방사성 폐액 저장 tank의 외각 충진 물질로서 Cs-137과 같이 반감기가 긴 핵종의 leakage로 인한 지하수 오염을 방지할 수 있는 재질로서도 적합하다.
The ageing effects of radionuclides in radioactive soil on remediation using the electrokinetic method were analyzed. Comparative experiments were conducted for the reactive soil around a TRIGA research? reactor contaminated with $^{137}Cs\;and\;^{60}Co$ for 15 years and the non-reactive soil that was intentionally contaminated with $Cs^+\;and\;Co^{2+}$ for 3 days. It was observed that because of an aging effect on $^{137}Cs$, the efficiency of removing it decreased. $H_{2}SO_4$ used as an additive to increase the removal efficiency showed a higher removal capability than other chemicals for both $^{137}Cs\;and\;^{60}Co$. The efficiency of removing radionuclides from the radioactive soil in the column was proportional to the capability of the added chemical to extract radionuclides. It took 10 days to achieve a $54\%$ removal of $^{137}Cs$ and a $97\%$ removal of $^{60}Co$ from the soil. The volume of the soil wastewater discharged from the soil column by the electrokinetic method was $20\%$ below that for soil washing.
Dry decontamination technique is required for maintaining nuclear material handling equipment contaminated with highly radioactive material in a hot cell. In order to determine the optimum blasting conditions of dry ice pellet blasting device, the basic experiments have been conducted on the simulated test specimens of four types of metals. The removal efficiency of test piece was evaluated by the XRF analysis and the change of the surface condition before and after blasting. The removal efficiency of cesium on loose contamination was 100% under blasting pressure; 3 kg/$cm^2$, blasting distance; 10 cm, blasting time: 10 sec. In case of fixed contamination, the removal efficiency of cesium was almost 96% under blasting pressure; 4kg/$cm^2$, blasting distance; 10 cm, blasting time; 30 sec.
이 연구에서는 원전 해체 콘크리트에서 분리된 폐콘크리트 미분말을 방사성 폐기물용 고화제로 재활용하기 위한 성능평가를 수행하였다. 원전 해체 콘크리트에서 분리된 폐콘크리트 미분말을 모사한 시료를 제작하였으며, 주요 변수는 결합재 종류와 제올라이트 혼입율이었다. 고화제 특성평가는 유동성과 압축강도 및 비방사성 세슘에 대한 침출 저항성을 수행하였다. 폐콘크리트 모사시료의 압축강도는 제올라이트 혼입율이 증가함에 따라 증가하였으며, 제올라이트가 5% 이상 혼입된 고화제는 인수기준 대비 1.4~1.7배 높은 압축강도를 나타내었다. 모든 시험체의 세슘 침출지수는 6 이상으로 인수기준을 만족하였으며, SA의 침출지수는 OPC 대비 1.47~1.63배 높게 나타났다. 특히, 제올라이트 5% 치환 고화제의 28일 이후 평균 침출지수는 9.15으로 OPC 대비 약 6.4% 향상되었으며, 전 기간 동안 안정적인 성능을 나타내어 제올라이트가 세슘이온에 대한 침출저항성 향상에 효과적임을 확인하였다.
Continued to the previous papers, the present investigation is carried out to clarify cesium-137 activities and potassium contents among 54 samples of edible marine algae collected along the coast of Korea during September, 1973 and April, 1974. The potassium contents are variable, 1.5-29.6%, and 11.36% on an average, while most of the members contain them about 10-16% generally. Among the algal phyla, they are 13.49% in green, 10.82% in brown and 16.46% in red algae, respectively. Cesium-137 activities are variable, 0.19-8.13 pCi$\^$137/ Cs/g K, and 2.35 pCi$\^$137/Cs/g K on an average in the samples investigated. Among the algal phyla they are 4.35 in green, 2.17 in brown and 0.89 pCi $\^$137/Cs/g K in red algae, respectively. Green algae contain especially higher activities compared with the other two groups. The brown alga, Myelophycus caespitosus shows the highest activities, 8.13 pCi$\^$137/Cs/g K, among the members investigated. Considering the concentration factor, this plant would be an indicator plant of cesium-137 among the marine algae along the coast of Korea.
본 연구에서는 물속에 존재하는 방사성 세슘($Cs^+$)의 정수처리 제거방법을 고찰하였다. 세슘은 물속에서 대부분 이온상태인 $Cs^+$로 존재하여 모래여과, 정수약품(PACl), 분말활성탄(PAC) 및 정수약품(PACl + PAC) 혼합주입에 의해 제거되지 않았으나 탁도가 증가함에 따라 세슘 제거율이 증가하는 것으로 나타났다. G-취수장 주변 고형물과 황토를 이용하여 탁도를 각각 74 NTU와 103 NTU로 조정했을 때 세슘의 제거율은 각각 약 56%, 51%이었으며 상징수를 GAC로 여과한 경우, 세슘의 약 80%가 제거되었다. 따라서 효과적인 세슘 제거를 위해서는 황토 등을 이용하여 원수 탁도를 80 NTU 이상 조정해야 하는 것으로 나타났다. GAC에 의한 세슘 제거의 경우, 약 60%가 제거됨을 알 수 있었으며 이것은 접촉에 따른 흡착에 의해 제거된 것으로 판단된다. 막에 의한 세슘 제거에 있어서 정밀여과막으로는 제거되지 않았으나 역삼투막에서는 75%가 제거되었다.
모의 및 실폐기물 시험소각 결과를 기준으로 한국원자력연구소 소각시설의 상용운전을 위한 방사학적 위해성을 평가하였다. 연간 정상운전을 통해 배출되는 방사성 물질로 인한 환경영향은 물론 가상된 사고시의 단기(2시간 기준) 배출로 인한 환경적 영향은 무시할 수 있을 것으로 평가되었으나 정상운전시에 배출되는 주배출원인 반휘발성 방사성 세슘의 농도는 공기중 허용농도의 10%를 약간 상회하는 것으로 평가되었다. 비방사능 세슘추적자를 포함하는 모의폐기물의 시험소각을 통하여 포대 여과기의 응축상 세슘성분에 대한 제거특성을 고찰하였다. 포대여과장치를 통과하기전 배기체내에 확산과 관성의 전이영역에 분포하는 입자상 세슘성분은 5%에 불과하였다. 포대여과기의 세슘성분에 대한 총괄제거효율이 99.9% 이상이어서 방사성폐기물 소각설비의 저온 배기체처리계통의 일차 여과장치로서 충분한 제염성능을 가짐을 보였다.
현재, 한국원자력연구원은 부산 기장에 연구용 원자로(Ki-Jang Research Reactor, KJRR)를 건설 계획하고 있다. 원자로를 운영하면 중 저준위 방사성폐기물이 발생하므로 방사성 폐기물을 안전하게 처리 하는 것이 중요하다. 현재, 다양한 형태의 방사성 폐기물을 처리 할 수 있는 시멘트 고화 방법을 일반적으로 사용하고 있으며, 방사성 폐기물 처분시설 인수 기준(압축 강도, 유리수, 침수 및 침출시험 등)을 만족해야 한다. 특히, 폐기물에 함유된 방사성 세슘이 유출 될 경우 범 국제적인 문제를 야기하므로, 고화체 인수 기준 중에서 침출시험이 가장 중요한 인자이다. 시멘트 고화 방법은 다른 고화 방법 보다 공정이 간단하며 비용이 적게 들지만, 침출 저항성이 낮다. 이에 본 연구는 시멘트 고화체 세슘 침출 저항성 증진을 위하여 기장 연구용 원자로(KJRR) 모사폐액과 대표적인 세슘 흡착제인 제올라이트와 황토를 혼합하여 기장로 모의폐액 시멘트를 제조하였다. 제올라이트와 황토가 시멘트 고화체와 결합되어 있는 것을 SEM-EDS를 통하여 정량적으로 확인하였다. 침출 시험은 ANS 16.1 방법에 의해 90일동안 진행하였다. 기장로 모의폐액 시멘트의 세슘(3000 ppm)을 첨가하여 90일간의 침출시험 후 침출수의 세슘 농도 분석 결과, 제올라이트와 황토가 포함된 모의폐액 시멘트는 제올라이트와 황토를 첨가하지 않은 대조군에 비해 최대 27.90%, 21.08%의 세슘 침출 저항성 정도를 나타내는 것을 확인하였다. 또한, 제올라이트와 황토가 포함된 기장로 모의폐액 시멘트는 인수 기준(압축강도, 유리수 유무, 침수 및 침출 지수)을 통과 하는 것을 확인하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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