• 방사성폐기물학회지
• /
• 제10권1호
• /
• pp.27-36
• /
• 2012

금속염화물계 방사성 폐기물은 전해공정으로 이루어진 파이로프로세싱공정의 주요한 방사성 폐기물이다. 이와 같은 폐기물은 탄산염이나 질산염과 달리 고온에서 분해되지 않고 바로 휘발되며, 기존의 규산계 유리와 상용성이 낮아 처리가 쉽지 않다. 본 연구팀은 금속염화물계 폐기물을 고화처리하는 방법으로 탈염화처리법을 채택하였다. 본 연구에서는 그 후속적인 연구로서, 탈염화물질로 제안된 SAP ($SiO_2-Al_2O_3-P_2O_5$)의 조성을 변화시켜 LiCl-KCl과의 반응성을 향상시키고 고화공정을 단순화시키고자 하였다. 기본물질계에 $Fe_2O_3$를 첨가할 경우 무게반응비 SAP/Salt를 3에서 2.25로 낮출수 있으며, Fe가 Al을 치환하는 몰분율이 0.1이상이 될 경우에는 오히려 반응성이 점진적으로 감소하는 것으로 확인되었다. 또한 M-SAP에 $B_2O_3$를 첨가할 경우에는 유리매질을 사용하지 않고 monolithic form을 제조할 수 있었다. 침출 시험결과 U-SAP 1071이 가장 높은 내구성을 보여주었으며, 1 g의 금속폐기물을 처리시 약 3~4 g의 고화체가 발생되며, 이는 기존의 고화처리법보다 약 $\frac{1}{3}{\sim}\frac{1}{4}$배정도 최종처분부피가 감소되는 효과를 얻을 수 있다. 이상의 실험결과로부터, 기존의 유리고화공정으로 처리가 어려운 휘발성 금속염화물계 폐기물을 단 하나의 물질을 이용하여 처리할 수 있음을 확인하였으며, 이러한 처리방법은 고화처리시 발생되는 부피를 최소화활 수 있는 대안적인 고화처리방법이 될 것으로 판단된다.

• 자원환경지질
• /
• 제54권2호
• /
• pp.285-297
• /
• 2021

전세계적으로 해체 대상 원자력 시설이 증가하고 있으며, 이러한 원자력 시설을 해체하게 되면 수십만 톤의 콘크리트, 토양, 금속 등의 폐기물이 발생한다. 따라서 고상 방사성 폐기물 감용 및 재활용 기술에 대한 기존 연구를 면밀히 검토할 필요가 있다. 폐콘크리트 미분말은 소성 및 분쇄와 같은 추가적인 공정을 통하여 재수화 반응이 일어나며, 시멘트 수화 반응 및 고화체 압축강도에 영향을 미치는 주요 화합물인 aluminate (C3A), C4AF, C3S, ��-C2S가 생성된다. 기존 연구를 통하여 폐콘크리트 미분말을 재생 시멘트로 재활용할 수 있음을 확인하였으나, 골재의 혼입으로 인한 고화체의 강도 저하와 같은 문제점에 대한 해결방안은 현재까지 연구되지 않았다. 이러한 문제점을 보완하기 위하여 산업부산물인 고로슬래그, 비산회를 성분 조정재로 혼합하여 재생 시멘트의 성능을 증진시키는 연구가 수행되었으며, 고화체의 압축강도가 증진되는 것을 확인하였다. 그러나, 폐토양을 재활용한 비소성 시멘트의 제조에 대한 연구는 많이 수행되지 않았다. 폐토양 내 함유된 일라이트와 제올라이트는 방사성 핵종에 대한 흡착능이 우수하며, 이를 고화재로 재활용하면 원전 해체 폐기물의 부피를 저감함과 동시에 방사성 폐기물을 안전하게 담지할 수 있는 효과를 도출할 수 있다. 이러한 이유에서 폐토양 내 점토 광물을 이용한 비소성 시멘트의 제조에 대한 연구가 필요하다. 본 연구에서는 기존에 수행된 국내외 연구를 통하여 원전 해체 폐기물인 콘크리트의 재생 시멘트로서 재활용 가능성 및 개선 방안과 더불어 폐토양 내 점토 광물을 이용한 비소성 시멘트 제조에 대한 연구 필요성에 대하여 고찰하였다.

• 환경생물
• /
• 제34권2호
• /
• pp.107-115
• /
• 2016

전 세계적으로 원자력 발전소는 442기가 가동 중이며, 62기가 충원될 예정이다. 원자력 발전소의 증가에 따라 방사성 폐기물 유출에 대한 위험성도 증가하였다. 이러한 이유 때문에, 방사성 폐기물의 처리는 인간, 동물, 식물을 포함하는 자연 생태계를 보전하는 관점에서 중요하다. 또한, 방사성 폐기물 유출은 그 지역뿐만 아니라 전 세계적으로 심각한 문제를 야기한다. 본 연구는 입체 배양세포에 방사성 핵종원소(세슘, 스트론튬, 코발트)를 처리하였고 이에 대한 영향력을 확인하였다. 입체 배양 구조체는 아가로오스 하이드로겔을 이용하여 제작했으며 암세포 및 정상세포 (HeLa, HepG2, COS-7)를 사용하여 입체 배양을 실시 하였다. 입체 형태로 세포를 배양한 후 세슘, 스트론튬, 코발트 농도 변화에 따라 세포 생존능력을 분석하였다. 이때 입체 배양세포에서 생존능력이 단층 배양세포 보다 최대 42% 우수한 것을 확인하였다. 입체 배양구조체는 세포가 형태 및 생리학적으로 in vivo환경인 조직과 비슷하게 배양을 가능하게 하였다. 따라서, 입체 배양구조체는 기존의 단층 배양 한계점인 in vivo 환경에 적용시킬 수 없다는 한계를 극복하였다. 본 입체 배양 기술이 중금속 독성평가 및 단시간 내에 다수의 물질 분석을 수행하는 고속 대량 스크리닝 기술에 활용될 것으로 기대한다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
• /
• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
• /
• pp.137-144
• /
• 2005

원전 1차 계통내에 실리카는 알카리 토금속(Ca, Mg, Al 등)과 결합하여 원전 연료 피복재에 열전달을 방해하는 규석층(Zeolite)를 형성한다. 이렇게 형성된 규석층은 원전 피복재 손상의 원인이 된다. 이러한 원전 1차 계통내 실리카의 문제점들은 EPRI 보고서 등에 그 문제점이 꾸준히 제기되어 왔으며 이러한 문제점들을 해결하기 위하여 막분리 공정을 이용하고자 하였다. 먼저 실험실 규모의 실험을 통해 NF막의 실리카 제거율이 약 $60\;{\sim}\;70\%$, Boron 제거율이 약 $10\;{\sim}\;20\%$로 그 적용 가능성을 확인하였으며, FilmTec과 Osmonics 사 NF막 제품 4종에 대하여 현장 실험을 수행하였다. 현장 사용후연료 저장 붕산수 400L를 시료로 한 실험에서 운전압력 $10kg_{f}/cm^2$에서 FilmTec 사의 NF90-2540이 실리카 제거율이 약 $98\%$, Boron 제거율이 약 $43\%$로 확인되었으며 또한 NF270-2540이 실리카 제거율이 약 $38\%$, Boron 제거율이 약 $3.5\%$로 확인되었다. 이를 바탕으로 장기운전 특성 실험 등의 추가적인 연구를 통해 최적의 실리카 제거를 위한 막 분리공정을 설계 할 예정이다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
• /
• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
• /
• pp.660-664
• /
• 2003

연구로 1,2호기 해체과정에서 발생되는 많은 양의 금속폐기물 중 자체처분대상 금속폐기물을 대상으로 재활용하는 경우에 대해서 피폭방사선량을 평가하고, 규제해제농도기준(안)을 도출하였다. 평가도구는 ,RESRAD-RECYCLE ver 3.06을 이용하여 ICRP60에서 제시하고 있는 유효선량 개념에 근거한 내부피폭 선량환산인자를 수정하였고, IAEA Safety Series III-P-1.1 및 NUREG-1640을 적용하여 예상되는 최대개인선량 및 집단선량을 평가하였다. 0.4Bq/g의 금속폐기물에 대한 RESRAD-RECYCLE 전산코드의 평가결과 개인최대선량 및 집단선량은 23.9 ${\mu}Sv/y$, 0.11 man$\cdot$Sv/y이다. 최종적인 핵종별 규제해제농도기준은 일반평가방법과 세부평가결과를 종합하여 가장 보수적인 평가결과를 추출하여 결정하였다. 그 결과 $Co^60$, $Cs^137$ 핵종에 대한 규제해제농도준위는 $1.67{\times}10_{-1}$ Bq/g미만이 되어야 국네 원자력법에서 정하고 있는 처분제한치(최대개인선량 : 10${\mu}Sv/y$, 집단선량 : 1man$\cdot$Sv/y)를 만족할 수 있다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제14권2호
• /
• pp.169-178
• /
• 2016

플라즈마토치 용융로에 있어서 내화물의 보수를 최소화하고 용융물의 배출을 원활하게 하기 위해서는 처리대상 폐기물의 물성을 충분히 고려하여야 한다. 원전에서 발생되는 비가연성 방사성폐기물 중 많은 비중을 차지하고 있는 콘크리트 조각, 유리, 모래 등에 대한 화학적 조성비를 조사하여 보면 산성산화물이 염기성산화물에 비해 압도적으로 많은 비중을 차지하고 있으므로 용융 시 염기도가 매우 낮은 산성 슬래그가 된다. 이 용융슬래그는 유동도가 낮아서 용융물의 배출특성이 좋지 않으며 내화물에 침식을 유발시키는 주된 요인이 된다. 경사형 구조의 측면 출탕구를 가진 플라즈마토치 용융로의 경우, 구조상 출탕 후 일정량의 금속성 용융물이 항상 용융로 내부 바닥과 출탕구에 남게 된다. 비중차에 의해 비금속 용융슬래그는 금속성 용융물 상부에 위치하게 되며 혼합형 플라즈마토치를 이행형 운전모드로 가동하게 되면 금속성 용융물과 비금속 용융물이 동시에 용융되므로 비금속 용융슬래그의 온도는 금속 용융온도 이상으로 유지가 된다. 내화물의 수명 향상을 위해 용융로 내부의 온도와 용융물과 접촉하는 부위와 접촉되지 않는 부위를 구별하여 내화물의 특성을 주지하고 가장 적합한 내화물을 부위별로 선정하였다. 산성 내화물과 염기성 내화물이 인접하지 않도록 하고 용융슬래그에 대한 저항성을 높이도록 하였다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제12권3호
• /
• pp.179-189
• /
• 2014

파이로 공정은 사용후핵연료 관리 이슈 해결과 유용자원 재활용 제고의 목적으로 개발되고 있다. 파이로 공정 중 전해환원 공정은 LiCl을 전해질로 사용하여 산화물을 금속으로 전환시키는 공정으로 금속 전환체에 잔류염이 포함되므로 후속 공정이 요구된다. 진공 증류 공정은 다양한 용융염계에서 적용되어 왔으며 금속 전환체에서도 활용될 수 있다. 전해환원 금속 전환체 잔류염은 LiCl과 알카리 및 알카리토 금속 염화물을 포함한다. 본 연구에서는 이들 염화물들의 증기압을 추산하여 진공 증류 공정에서 잔류 액체의 조성변화를 계산하였다. 증류된 기체가 일정하게 제거되는 조건에서 물질수지와 기-액 평형식을 결합한 모델을 개발하였으며 증기압을 이용하여 무차원 시간에 대한 액체 조성 변화를 계산하였다. 공정 조건 변화 모사를 위해 온도와 용융염 조성을 변화시켜 거동을 비교하였다. 잔류염의 증류는 주성분인 LiCl에 의해 지배되었으며 LiCl 보다 증기압이 높은 CsCl은 쉽게 제거될 것이 예상되었다. 증기압이 유사한 RbCl은 LiCl과 일정한 조성이 유지되었다. 반면 증기압이 낮은 $SrCl_2$와 $BaCl_2$는 시간에 따라 농축되며 초기 조성이 높은 경우 증류 과정에서 석출될 가능성이 있는 것으로 예상되었다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제3권1호
• /
• pp.57-65
• /
• 2005

본 연구는 사용 후 핵연료의 금속전환 공정에서 발생되는 폐용융염을 고형화하는 방법으로 GRSS(Gel-Route Slabilization/Solidifcation)개념을 이용한 전처 리법을 제안하였다. Sodium silicate와 H3p04로 구성된 물질계에서는 SiO$_2$에 의해 형성되는 반응모듈 내에서 휘발성 핵종은 열적으로 안정한 화합물로 전환된다. 얻어진 생성물은 붕규산 유리매질과의 반응을 통하여 Li는 Li$_{3}$PO$\_4$ 형태로 유지되며 Cs 및 Sr은 유리매질내에 포용될 수 있다. 또한 sodium silicate, H$_{3}$PO$_4$ 및 ZrCl$_4$로 이루어진 물질계를 이용하여 내구성이 우수한 WZP 세라믹 고화매질을 합성하였다. $700^{circ}C$이상에서 NZP구조가 형성되며, Cs가 Li보다 우선하여 NZP구조를 형성하였다. 이상의 결과로부터, GRSS를 이용한 폐용융염의 전처리는 단순한 공정과 열적 안정성을 통하여 검증된 고화매질로 고형화가 가능토록하는 유효한 접근법이라 할 수 있으며, 수화학적 안정성의 검증을 통하여 ANL의 제올라이트를 이용한 고화법에 대한 대안이 될 것으로 기대된다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제3권2호
• /
• pp.105-112
• /
• 2005

650$^{\circ}C$의 LiCl-Li$_{2}$O 용융염계에서 10 g U$_{3}$O$_{8}$/batch 규모의 장치를 이용해서 우라늄산화물의 전해환원 특성에 대한 평가를 수행하였다. 일체형 음극은 고체전극, 우라늄산화물과 우라늄산화물을 담아주는 다공성 용기(멤브레인)로 구성된다. 멤브레인 재료로는 325-mesh 스테인레스강막과 다공성 마그네시아 도가니를 사용하였다. 일체형 음극의 재질에 따른 LiCl-3 wt$\%$ Li$_{2}$O계와 U$_{3}$O$_{8}$-LiCl-3 wt$\%$ Li$_{2}$O계의 순환 전압측정법 결과로부터 전해환원 반웅 메커니즘을 규명하였다. 일체형 음극의 재질에 따른 우라늄산화물의 직접 및 간접 전해환원에 대한 실험을 수행하였다. 그 결과, 325-mesh스테인레스강막을 사용하여 직접 및 간접 전해환원으로 금속전환을 수행하였을 때 낮은 전류효율로 인해 우라늄산화물을 금속우라늄으로 환원시키지 못했으며, 마그네시아 다공성 도가니를 사용하여 간접 전해환원으로 금속전환을 수행하였을 때는 높은 전류효율로 인해 우라늄산화물을 금속우라늄으로 환원시킬 수 있었다

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제6권1호
• /
• pp.17-23
• /
• 2008

이 연구에서는 플라즈마 제염 기술의 실용화를 위해 $CF_4/O_2$, $SF_6/O_2$, $NF_3$ 등의 반응성 플라즈마 기체를 이용하여 원자력 시설의 주요 오염원인 코발트 핵종에 대한 표면 제염 모의실험을 수행하였다. 디스크 형태의 금속코발트에 대하여 시편 표면 온도를 변수로 플라즈마 식각 실험을 수행한 결과 반응율은 $420^{\circ}C$에서 $NF_3$ 기체의 경우 $17.2\;{\mu}m/min.$ 그리고 $SF_6$와 $CF_6/O_2$ 기체의 경우 각각 $2.56\;{\mu}m/min.$과 $1.14\;{\mu}m/min.$이었으며, 이들 반응의 활성화에너지는 각각 39.4 kJ/mol, 42.1 kJ/mol, 116.0 kJ/mol이었다. 이와 함께 AES (Auger Electron Spectroscopy)를 이용하여 반응 생성물 성분 분석 결과 이들 반응의 주요 반응 기구는 코발트의 불화 반응임이 밝혀졌다. 이 연구를 통해 확보된 $17\;{\mu}m/min.$의 금속 표면 식각율은 주요 반도체 공정의 식각율을 뛰어넘는 높은 식각율로 플라즈마 제 염 기술의 실용화를 앞당길 수 있는 고무적인 결과라 할 수 있을 것이다.