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Characterization of Cement Waste Form for Final Disposal of Decommissioned Concrete Waste
Characterization of Cement Waste Form for Final Disposal of Decommissioned Concrete Waste
Journal of the Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology. 2013. Oct, 11(4): 271-280
Copyright © 2013, The Korean Radioactive Waste Society
  • Received : November 08, 2013
  • Accepted : December 24, 2013
  • Published : October 30, 2013
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About the Authors
Yoon Ji Lee
Doo Seong Hwang
dshwang@kaeri.re.kr
Ki Won Lee
Gyeong Hwan Jeong
Jei Kwon Moon

Abstract
원자력 발전소와 연구시설의 해체 시 다량의 오염된 방사성 콘크리트 폐기물이 발생한다. 현재 국내에는 연구로 1, 2호기의 해체와 제염사업이 진행 중이며, 약 800여 드럼 (200 L)의 콘크리트 폐기물이 발생하였다. 이들 방사성 콘크리트 폐기물은 최종처분을 위해 200 L 드럼에 덩어리 크기의 콘크리트를 채우고, 시멘트 모르타르 형태로 제조한 입자상 폐기물로 빈 공간을 채우며 혼용 고정화 및 안정화하는 일련의 과정이 필요하다. 이에 본 연구에서는 콘크리트 폐기물, 물, 시멘트의 최적의 혼합비율을 찾고, 처분장 폐기물 인수기준에 준하기 위한 고화체의 특성을 평가하였다. 모르타르 유동도, 고화체 압축강도, 침출에 대한 안정성, 열 저항성 등의 인자에 따라 평가한 결과, 콘크리트 폐기물, 물, 시멘트의 배합비 75:15:10wt%에서 평가인자 기준에 도달하였으며, 콘크리트 폐기물 75%에 미분말 콘크리트 폐기물을 최대 40wt%까지 포함시켜 시멘트 고화체를 제조한 경우에도 압축강도를 만족하였다. 입자의 충진 밀도의 증가로 scale-up실험에서는 75:10:15wt%의 배합비에서 작업도 및 압축강도 범위를 만족하였다.
Keywords
1. 서 론
우리나라 최초의 원자로인 연구로 1·2호기는 1995년 가동을 중지하고 1997년 해체사업을 착수하였다 [1] . 이 과정에서 가연성폐기물, 비가연성폐기물, 철재 및 콘크리트 폐기물과 같은 많은 양의 방사성 해체폐기물이 발생하였으며, 이 중 80% 이상을 차지하는 것이 바로 콘크리트 폐기물이다. 연구로 2호기 및 주변시설의 해체공사에서 발생한 콘크리트 폐기물은 200리터 드럼 800 개에 보관 중에 있다. 또한 콘크리트 블록(concrete block)의 절단(saw cutting)과정에서 발생한 슬러지 형태의 콘크리트 폐기물은 건조기에서 건조한 후 미분말 형태로 발생하여 보관 중에 있다. 이들 폐기물은 현재 연구로 2호기 원자로실 건물 내에 임시 저장하고 있으며, 경주에 건설중인 방사성폐기물 처분장 완공 시 이송·처분할 계획이다. 이때 이송과 처분에 적합한 건전성확보와 감용을 위해 덩어리크기의 콘크리트를 200리터 드럼에 먼저 채우고(pre-placed concrete), 고정화가 필요한 분산상 및 입자상 폐기물은 물, 시멘트와 혼합하여 모르타르로 제조하여, 빈 공간을 채워 비분상상으로 고정화 및 안정화하여야 한다.
일반적으로 방사성폐기물의 고정화 및 안정화에 적용되는 기술로써 시멘트, 아스팔트, 유리, 플라스틱, 고화처리법 등이 있다. 이중 시멘트를 이용한 고정화 방법은 비용이 저렴하며, 이미 잘 알려진 기술로써 다양한 형태의 폐기물에 적용한다는 장점 때문에 일반적으로 사용되고 있다 [2] . 입자성 폐기물은 최종적으로 모르타르 상태로 현장에 적용되지만, 혼용 고화시 중·저준위 방사성 폐기물 처분장 인수기준을 만족할 수 있는지 판단하기 위해 실험실 규모(D5 cm * H10 cm, D15 cm * H30 cm)의 시멘트 고화체를 제조하여 적합성을 평가하고자 한다.
이에 본 연구에서는 연구로 해체사업에서 발생하는 콘크리트 폐기물의 양을 조절하여 시멘트 고화체를 제조하였고, 이때 고화체의 물리적/화학적 특성과 형태에 영향을 미치는 가장 중요한 요소인 물-시멘트의 비도 함께 변화시켰다. 물-시멘트의 비율이 적절하지 않으면 공극률이 커지고 이것이 침출의 통로역할을 하게 되어 높은 침투성, 높은 침출 현상이 생긴다. 또한 시멘트와 반응할 물의 양이 많으면 수화반응시 결합하지 않고 남은 물이 증발하며 생성되는 기공이 원인이 되어 강도저하 및 수축과 균열 등이 발생되기도 하므로 최적의 혼합비율을 실험실 규모로 제시하는 것은 의미 있는 작업이라 할 수 있다. 제조한 폐기물 고화체는 중·저준위 방사성 폐기물 인수기준을 바탕으로 압축강도, 안정성(침출), 열저항성 요건의 만족여부를 평가하였다.
현재 일반적 시설물에서 발생되는 해체 콘크리트 폐기물의 재이용과 처분에 관한 연구는 다양하게 이루어지고 있지만, 원자력시설에서 발생된 방사성 콘크리트 폐기물을 적용한 것은 그 연구의 특성상 활발하지 못하였다. 추후 국내에서 운영중인 원자력발전소 및 연구시설들 또한 수명을 다한 후, 가동이 중단되어 해체와 제염작업이 필요하다는 분위기에서 본 연구는 해체사업의 중요한 기초 자료가 될 것으로 생각된다.
2. 실험
- 2.1 재료
실험에 적용된 시멘트는 KS기준에 적합한 A사의 포틀랜드 시멘트이다. 연구로 해체 시, 중량 콘크리트와 경량콘크리트가 발생한다. 실험에 사용한 콘크리트 폐기물은 방사능 농도가 낮은 자체처분대상 콘크리트 폐기물(방사능농도 0.2 Bq/g 이하)을 사용하였고 슬러지 형태의 콘크리트폐기물(미분말 콘크리트 폐기물)은 방사능 농도가 0.2 Bq/g 이상인 방사성폐기물을 사용하였다. 콘크리트 폐기물은 차폐효과가 우수한 비중 3.18 g/mL의 분말과 자갈형태이며, 건조하여 수분을 제거한 미분말 콘크리트 폐기물은 비중 1.13 g/mL의 분말상태이다. 미분말 콘크리트 폐기물이 더 미세한 입자로 구성되어 있음을 Fig. 1 의 입도분포 결과를 통해 알 수 있다. 균질한 조성비로 시멘트와 혼합될 수 있도록 표준망체(4.75 mm)로 체질하여 통과한 콘크리트를 이용하였다. 그러나 scale-up 실험의 경우, 몰드의 크기와 입도분포를 고려하여 콘크리트 폐기물을 50 mm(15%), 4.75 mm이상(37.4%), 1 mm이상(24.9%), 1 mm미만(22.7%)의 크기로 고르게 적용하였다. 감마선분광계(low energy gamma-ray spectrometer, Canberra 사)를 이용하여 방사선량을 분석한 결과, 콘크리트 폐기물의 경우 Co-60은 0.02 Bq/g, 미분말 콘크리트 폐기물의 경우 Co-60은 0.82 Bq/g, Cs-137은 0.11 Bq/g로 나타났다.
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Size distribution of concrete and fine particle concrete waste for cementation experiment.
- 2.2 실험방법
- 2.2.1 시멘트 고화체 제조
실험에는 몰드(D 5 cm, H 10 cm)의 10%에 해당하고, 중량 백분율이 가장 높은 크기인 4.75 mm이하의 콘크리트 폐기물을 적용하여 고화체를 제조하였다. 성형작업에 용이한 콘크리트 모르타르가 될 수 있도록 적절한 콘크리트 폐기물, 물(pH를 조절하지 않은 용수), 시멘트의 양을 결정하기 위해 각각 중량비로 50~80, 10~30, 5~35%로 혼합비를 변화시켰다. 그리고 미분말 콘크리트 폐기물의 경우, 콘크리트 폐기물 대비 미분말 콘크리트 폐기물의 함유량을 중량비로 10~40%로 변화시켜 진행하였다. 이때 한국 공업규격 KS L 5109에 의해 콘크리트 폐기물, 물, 시멘트의 균일한 혼합을 위해 5 L의 혼합기(S1-530)를 이용하여 140±5 RPM으로 30 초 동안 회전 혼합하고 15 초간 정치한 후, 다시 285±10 RPM으로 60 초간 회전 혼합시켰다. 이후 고화체의 성형작업성을 판단하고, 분리에 대한 저항성을 알아보기 위한 작업도(Workability)의 평가는 한국 공업규격 KS L 5111에 준하여 플로우테이블에 20 초 간 25 회 상하충격을 주어 퍼짐 정도를 평가하였다.
고화체 성형에는 PE재질의 원형몰드(D5 cm * H10 cm)를 사용하였고, 먼저 모르타르를 몰드에 약 1/3을 채워 다짐봉(D3.5 cm * H3.5 cm * L17 cm, S1-582)으로 균일하게 다지고 다시 나머지 공간에 모르타르를 채웠다. 그리고 고화체 상부를 비닐로 밀봉하여 수밀성을 유지하며 28 일 동안 양생하였다. 또한 유리수는 추후 실제 처분현장에서 드럼의 부식을 야기시키는 주요한 요인이므로 경화를 시작하고 1 일, 1 주일, 2 주일 후에 고화체의 유리수 발생여부를 관찰하였다.
- 2.2.2 콘크리트 폐기물의 물리화학적 특성 분석
콘크리트 폐기물의 특성 조사를 위하여 폐기물의 pH 및 수분함량을 측정하였고, 이들은 폐기물공정시험법 [3] 의 고상폐기물 pH측정법과 수분함량 측정법에 준하였다. 또한 SEM-EDS(Scanning Electron Microscope/Energy Dispersive X-ray Spectrometer, JSM-6300), XRD(X-ray Diffraction, D5000)을 통하여 물리화학적 특성을 조사하였다.
그리고 콘크리트 폐기물 내 함유된 금속 이온 농도를 정량적으로 분석하기 위하여 ICP-AES(Inductively Coupled Plasma Atomic Emission Spectroscopy, ULTIMA-2C)와 AAS(Atomic Absorption Spectrometer, Analyst 400)를 사용하여 화학분석을 수행하였다. 분석에 앞서 10 mL HNO 3 , 4 mL HCl, 0.25 mL HF 혼합용액에 용해하여 전처리하였다.
- 2.2.3 시멘트 고화체 특성평가
양생기간을 거친 콘크리트 폐기물 고화체가 중·저준위 방사성 폐기물 인수기준 [4] 중 압축강도 규정의 준수 여부를 판단하기 위해 KS F2405에 따라 측정을 수행하였다. D5 cm * H10 cm의 크기의 몰드를 사용하여 제조한 시편을 최대용량 20 KN의 자동식 콘크리트 압축강도 시험기(FS-1050A)에 5±2%/min의 속도로 힘을 가하여 측정하였다.
Scale-up실험은 방사성 폐기물 인수기준을 바탕으로 압축강도 측정치가 3.45 MPa 이상이며 실제 해체현장에 적합한 작업도 결과를 보이는 혼합비율을 선정하여 진행하였다. Fig. 2 는 이 때 사용한 콘크리트와 몰드(D15 cm * H30 cm)이다. 콘크리트 폐기물은 중량비 75%로 고정하고, 물과 시멘트의 비율을 각각, 15:10 및 10:15 경우로 조정하였다. 고화체 제조과정은 D5 cm * H10 cm의 몰드를 사용한 실험과 동일하며, 강도측정은 최대용량 1,470 KN의 유압전동식 콘크리트 압축강도 시험기(JI-303)에 5±2%/min의 속도로 힘을 가하여 측정하였다.
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Image of concrete rubble (D > 50 mm) and mold (D15 cm * H30 cm) for scale-up test.
고화체의 내수안정성을 평가하기 위해 ANS 16.1 시험법 [5] 에 따라 침출실험을 수행하였다. 압축강도, 열순환 실험을 위해 적용한 콘크리트 폐기물의 경우 자체처분대상 콘크리트 폐기물로서 방사능농도가 매우 낮아 침출지수의 평가가 무의미하므로 본 연구에서는 방사능 농도가 6.17 Bq/g인 콘크리트 폐기물을 사용하여 고화체를 제조하였다. 실험법에 따르면 직경/높이=1의 크기의 시편을 사용해야 하므로 제조된 고화체를 시편절단기(CMV-2000)를 이용하여 D5 cm * H5 cm의 크기로 절단하였다. 절단 후 미세분진을 제거하기 위해 증류수로 1차, ethanol로 2차 세척하고 110℃에서 1 시간 건조한 후 침출시험용 시편으로 사용하였다. 침출수는 침출액부피(V L )/고화체표면적(S)의 비율이 10±2 cm가 되도록 증류수를 플라스틱 재질의 용기에 넣었다. 그리고 26℃의 항온항습기 내에서 시험초기부터 0.08(2 hr), 0.3(7 hr), 1, 2, 3, 4, 5, 19, 47, 90 day 간격으로 침출액을 채취하고, 채취한 침출액의 pH와 전기전도도를 측정하였다. 콘크리트 폐기물 고화체의 침출특성은 누적침출분율(cumulative fraction leached, CFL)과 침출속도(leaching rate, LR)을 바탕으로 평가하였다.
고화체가 임시 저장고 및 처분장에서 장시간 보관되는 동안 겪을 수 있는 온도 주기의 반복에 대한 내구성을 평가하기 위한 열순환 시험을 진행하였다. 열순환 시험장치는 -50℃ 에서 +150℃까지 온도조절이 가능한 순환식 가열 챔버(DTHC-150L)를 사용하였으며, ASTM B553의 시험절차에 따라 평가하였다. 10℃/hr의 속도로 60℃까지 상승시켜 이 온도에서 1 hr동안 방치한 후 다시 10℃/hr의 속도로 영하 40℃까지 하강시켜 1 hr동안 방치하는 주기를 1주기로 하여 총 30주기를 반복하였다. 690 시간이 소요되었으며, 열순환 시험 실시 후 고화체의 크기 및 육안검사와 압축강도가 3.45 MPa 이상인지 유무를 평가하였다.
3. 결과 및 고찰
- 3.1 콘크리트 폐기물의 물리화학적 특성
폐기물공정시험법에 따라 콘크리트 폐기물 및 미분말 콘크리트 폐기물의 pH와 수분함량을 측정하였으며, 그 값은 각각 pH 13.08, 수분함량 8.5%와 pH 12.80, 수분함량 2.6%로 나타났다. 일반적으로 골재 대용으로 사용되는 콘크리트는 약 5~10%의 수분함량을 나타내지만, 미분말 콘크리트 폐기물의 경우 슬러지 형태의 폐기물을 건조기를 이용하여 강제 건조함으로써 수분함량이 낮은 것으로 사료된다. 또한 시멘트의 수화 생성물인 Ca(OH) 2 에 의하여 콘크리트는 일반적으로 pH 11~13의 알칼리성이며, 본 연구에 사용된 콘크리트 폐기물 또한 pH 13.08로 나타났다.
Fig. 3 은 콘크리트 폐기물, 미분말 콘크리트 폐기물, 시멘트, 모래의 SEM 분석결과이다. 모래의 입자크기가 가장 크며, 표면이 거칠게 나타났다. 또한 콘크리트 폐기물(a)의 표면은 모래(d)와 비교하여 입자 크기는 작지만 표면은 더욱 거친 것을 알 수 있다. 또한 미분말 콘크리트 폐기물(b)은 시멘트(c)와 유사하게 나타났다. 일반적으로 고화체의 압축강도는 물/시멘트 비율, 공기의 함유량, 시멘트의 강도 그리고 표면 거칠기와 같은 인자에 따라 상당히 영향을 받는 것으로 알려져 있다 [6] [8] . 따라서 원자력시설의 해체 현장에서 발생한 콘크리트폐기물은 방사성폐기물의 시멘트고화 시 필요한 골재의 대용 물질로서의 역할도 가능할 것으로 사료된다.
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SEM images of concrete waste (a), fine particle concrete waste (b), cement (c), and sand (d).
Fig. 4 는 콘크리트 폐기물의 SEM-EDS 분석 결과와 이를 근거로 콘크리트 폐기물 내에 존재할 것으로 예측되는 성분의 계산 값을 나타내었다. 해체콘크리트 폐기물은 SiO 2 , Fe 2 O 3 , MgO, Al 2 O 3 , K 2 O의 산화물로 구성되어 있으며, Ca의 경우 산화물인 CaO, 시멘트의 수화생성물인 Ca(OH) 2 와 식(1)과 같이 C-S-H 수화물이 대기 중의 이산화탄소와 반응을 통해 일부 탄산화가 진행되어 CaCO 3 가 존재하는 것으로 판단된다 [7] .
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EDS spectrum and elemental analysis of concrete waste by SEM-EDS.
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Fig. 5 는 콘크리트 폐기물의 XRD-pattern을 나타낸 것이다. SiO 2 와 CaCO 3 외에 Na, Al의 복합실리케이트 화합물과 Fe, Mg의 산화물이 포함되어 있음을 알 수 있으며, SEM-EDS의 결과를 일부 정성적으로 확인할 수 있다.
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XRD pattern of concrete waste.
한편 콘크리트 폐기물 내 존재하는 금속 원소의 함량을 정량적으로 조사하기 위하여 ICP-AES와 AAS를 사용하여 화학분석을 수행하였으며, 그 결과를 Table 1 에 나타내었다. 구성 성분 중 주요 원소는 Fe, Ca, Si, Mg, Al으로 나타나 SEM-EDS의 결과와 유사하였으나, 상대적임 함량 면에서는 농도가 높은 Fe, Ca의 경우 차이가 있음을 보여주고 있다. SEM-EDS의 경우 분석 시 일반적으로 조사위치에 따라 성분의 함량 차이를 나타내므로 정량적으로는 화학분석의 결과가 실제 값에 근접한 것으로 예측된다. 또한 본 시료는 중량콘크리트로서 일반 콘크리트에 비해 Fe의 함량이 높게 나타났다.
Chemical composition of concrete waste
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Chemical composition of concrete waste
- 3.2 시멘트 고화체 제조 및 특성평가
- 3.2.1 시멘트 모르타르의 작업도(Workability)
시멘트 모르타르의 반죽 질기, 가소성, 균일성 등이 총합된 성질을 표현하는 작업도 측정방법엔 슬럼프 시험, 플로우 시험, 리몰딩 시험, 다짐계수 시험 등이 있고, 본 연구에서는 고화체 양생에 앞서 플로우 시험방법을 적용하였다. 퍼짐 정도의 직경이 18~25 cm를 만족하는 혼합조성비를 본 연구의 범위로 설정하였고, Fig. 6 에 15wt% 또는 15wt% 이상과 이하의 물에서 골재로 사용되는 콘크리트 폐기물의 함량 별 작업도를 나타내었다(25 cm이상의 퍼짐은 측정할 수 없어 임의표기). 물 15wt%에서는 콘크리트 폐기물과 시멘트의 혼합비율에 상관없이 작업도가 18~21 cm였지만, 물의 함유량이 15wt% 미만일 경우 18 cm보다 작고 15wt% 이상일 경우 25 cm 이상으로 나타났다. 이것은 물의 함량이 고화체 제조에서 큰 영향을 끼친다는 것을 알 수 있다. 따라서 현장에서 물의 혼합비율을 15±5wt%로 조정하는 것이 적합하다고 판단된다.
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Workability with a content of concrete waste as aggregate for water content.
- 3.2.2 유리수 시험(Free standing water test)
시멘트 고화체 제조 시 물이 과다하게 첨가되었을 경우 양생과정 중 유리수가 발생하게 된다. 모르타르 제조 후 양생을 시작한지 1 일, 1 주일, 2 주일 간격으로 고화체 표면과 몰드 주변에 발생하는 과잉 수분의 발생을 관찰하였다. 양생 1 일 후 고화체 표면에 일부 습한 경우는 있었으나 모든 고화체에서 유리수는 관찰할 수 없었다.
- 3.2.3 압축강도
콘크리트 폐기물의 안전한 처분에 적합한 콘크리트 폐기물, 물, 시멘트의 혼합비율을 제시하기 위해 이들의 비율을 다양하게 변화시켜 얻어진 압축강도를 Fig. 7 에 나타내었다. 다양한 콘크리트, 물, 시멘트의 혼합비율로 제조된 고화체의 압축강도 범위는 0.59~15.88 MPa이며, 콘크리트 폐기물 50~80wt%, 물 10~20wt%, 시멘트 10~35wt%의 혼합비율 범위에서 처분장 인수기준의 압축강도 제한치인 3.45 MPa 이상을 만족하였다. 상기 범위 내에서 폐기물 발생량을 최대로 줄일 수 있는 콘크리트 모르타르 제조 조건은 콘크리트 폐기물, 물, 시멘트의 혼합비율이 75:15:10wt%인 경우이다. 더불어 Fig. 7 에 표시된 화살표 범위 내에서 콘크리트 폐기물, 물, 시멘트의 비율을 유동적으로 변화시킨다면 콘크리트 폐기물의 안전한 처분에 적합한 압축강도 값을 얻을 수 있을 것이다.
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Compressive strength of cement waste forms with a mixing ratio of concrete waste (aggregate), cement, and water.
콘크리트 블록의 절단과정에서 발생한 미분말 콘크리트 폐기물을 동시에 처분하기 위해 위에서 얻어진 혼합비율을 근거로 75%의 콘크리트 폐기물에 미분말 콘크리트 폐기물을 10~40wt% 포함시켜 고화체를 제조하였다. Table 2 는 각 조건에서 제조된 고화체의 압축강도 측정치이다. 미분말 콘크리트 폐기물의 함량에 관계없이 압축강도는 모두 3.45 MPa 이상으로 나타나 콘크리트 폐기물 함량대비 최대 40wt%까지 포함시켜 처리하여도 최종 처분장 인수기준의 압축강도를 만족하였다.
Compressive strength of cement waste forms with an adding ratio of fine particle concrete waste
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Compressive strength of cement waste forms with an adding ratio of fine particle concrete waste
200리터 드럼에 실제 콘크리트 폐기물을 혼용 고화할 경우를 고려하여 실험실 규모에서 얻어진 혼합비율 (콘크리트 폐기물:물:시멘트=75:15:10wt%)을 근거로 해서 콘크리트 폐기물의 함량은 일정하게 유지하고 물과 시멘트의 비율을 변화시켜 scale-up 실험을 수행하였다. Table 3 는 물과 시멘트의 함량비에 따른 모르타르의 작업도와 시멘트 고화체의 압축강도를 나타낸 것이다. 상기의 실험실 규모 실험에서는 두 경우 모두 모르타르가 18~25 cm의 작업도를 만족하였지만, 물이 15wt%인 경우 과잉수분의 증가로 인하여 모르타르의 작업도가 25 cm이상으로 고화체 제조에 적합하지 않은 것으로 나타났다. 그에 반해 물이 10wt% 첨가된 모르타르의 경우 작업도가 21 cm이고, 압축강도가 12.16 MPa로 나타났다. 이 결과로부터 추후 200 리터 드럼에 덩어리 크기의 콘크리트 폐기물과 모르타르의 혼용 고정화/안정화 시, 콘크리트 폐기물의 함량을 75wt%, 물의 함량을 10wt%, 시멘트의 함량을 15wt%로 하였을 때, 모르타르 작업도와 고화체 압축강도 기준을 만족할 수 있을 것이다.
Compressive strength of cement waste forms in the scale-up test
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Compressive strength of cement waste forms in the scale-up test
- 3.2.4 침수 및 침출 특성
고화체의 침수 및 침출 특성을 평가하기 위하여 콘크리트 폐기물, 물, 시멘트의 배합비를 75:15:10wt%의 비율로 혼합하여 28 일간 양생한 고화체 시료를 사용하였다. Fig. 8 은 90 일 간의 특성평가 전·후의 고화체 시편을 나타낸 것으로 물리적 외형변화는 관찰되지 않았다. 또한 고화체의 압축강도는 4.42 MPa로 나타났으며, 이는 시멘트 고화체는 침수시험 후에도 3.45 MPa의 압축강도를 유지하여야 하고 침수시험 전 압축강도의 75wt% 이상의 강도를 유지하여야 하는 침수시험 기준을 만족하는 것이다.
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Image of cement waste form before (a) and after (b) the leaching test.
Fig. 9 은 침출시험 동안 침출액의 pH와 전기전도도를 침출시간에 따라 나타낸 것이다. pH와 전기전도도는 침출시간 증가에 따라 계속해서 증가하는 양상을 보여주고 있다. 이는 콘크리트 내에 함유된 Ca(OH) 2 가 침출수에 용해되며 추출되는 OH - 의 영향으로 시간이 흐를수록 pH가 상승하고, 일부 금속이온이 침출되어 전기전도도가 높아지고 있음을 예측할 수 있다.
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pH and electronic conductivity with a leaching time.
해체 방사성 콘크리트 폐기물 내에 함유된 방사성 핵종은 대부분 높지 않으며, 본 실험의 시료로 사용된 폐기물의 방사능농도는 6.17 Bq/g이다. 이들 방사성 핵종은 91 일 동안의 침출시험 동안 침출액에서 전혀 검출되지 않았고, 실험 종료일인 91 일에 해당하는 침출수를 감마선분광계로 측정하였을 때 Co와 Cs의 MDA는 각각 2.51E-004, 1.77E-004로 핵종은 거의 검출되지 않았다고 판단된다.
Table 4 은 침출액 내 함유된 금속이온의 농도를 침출시간에 따라 1 일간의 침출량으로 보정하여 나타낸 것이다. Cd, Cr, Cu, Fe, Mg, Mn, Pb, Zn, NI, Ti, Si, Na, K은 분석한계 농도인 0.1 ppm이하로 나타나 침출이 되지 않은 것을 알 수 있다. 그러나 Al과 Ca은 침출이 계속되고 있으며, 특히 Ca은 상대적으로 침출이 많이 되고 있음을 확인할 수 있다. Ca은 침출액의 pH 증가 결과에서 이미 언급한 바와 같이 Ca(OH) 2 가 침출수에 용해되어 함께 침출된 것으로 판단된다. 일반적으로 Al 2 O 3 는 알칼리 수용액 상에서 다음과 같이 용해되는 것으로 알려져 있다 [9] . 따라서 식 (2)와 같이 Ca(OH) 2 가 용해되어 생성된 OH - 이 수용액
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상에서 Al 2 O 3 를 분해시켜 Al이 침출되는 것으로 판단된다.
Leached concentrations normalized to release per 24 h (μg/mL)
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Concentration of Cd, Cr, Cu, Fe Mg, Mn, Pb, Zn, Ni, Ti, Si, Na, K < 0.1 (< value: concentrations lower than the detection limit.)
방사성 고화체의 침출특성은 누적침출분율(cumulative fraction leached, CFL)과 침출속도(leaching rate)로 평가하며, 아래의 식으로 계산한다. 침출기간 동안 검출되지 않은 방사성핵종 대신 지속적으로 유출된 Al, Ca을 고려하여 침출저항성을 판단하였고, 누적침출분율은 다음과
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같이 정의한다.
여기서,
  • An= 침출간격 n동안 유출된 물질 A의 누적침출량(g)
  • A0= 침출시험 초기에 시편에 있는 물질 A의 초기함유량(g)
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침출속도는 다음 식에 적용하였다.
여기서,
  • S= 시편의 노출 표면적, cm2
  • V= 시편의 부피, cm3
  • tn= 침출수 교환 주기, d
Fig. 10 은 Al과 Ca의 누적침출분율과 침출속도를 나타낸 것이다. 여기서 Al과 Ca의 누적침출분율은 각각 5.30과 9.65로 나타났다. 침출시험에 있어서 기준조건을 만족하는 누적침출분율은 6으로 Ca의 경우 기준 조건을 만족하지 못하지만 실제 규제 대상 원소가 아니다. 이 조건을 만족해야 할 규제 대상은 방사성 핵종과 중금속이온으로서 본 연구에서 제조한 고화체에서 이들 금속원소는 침출이 전혀 안되 침출저항성이 우수함을 확인할 수 있었다.
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Cumulative fraction leached and leaching rate of (a) aluminum and (b) calcium in concrete waste form.
- 3.2.5 열저항 특성
처분장에서 장기간 보관되며 겪을 수 있는 기후 및 온도변화에 의해 고화체의 열팽창 혹은 수축으로 인한 응력이 발생하고, 균열 및 파쇄가 발생할 수 있다. 이러한 구조적 변화 및 특성이 일정기준 이상임을 평가하기 위해 온도 주기를 반복하는 열순환 시험을 수행하였다.
열순환 시험에는 콘크리트 폐기물, 물, 시멘트의 배합비가 75:15:10wt%의 비율로 제조하여 28 일간 양생한 고화체 시료를 사용하였다. 열순환 시험 후, 고화체 무게는 13% 감소하였지만, Fig. 11 과 같이 부피 변화와 같은 물리적 변화는 없었다. 또한 압축강도는 6.85 MPa로 열순환 시험 이전보다 상승하는 결과를 나타내어 고화체의 열저항 특성이 우수함을 확인할 수 있었다.
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Waste form before(a) and after(b) the thermal circulation test.
4. 결론
원자력 연구시설의 해체 시 발생하는 콘크리트 폐기물에 물과 시멘트를 혼합하여 제조한 고화체의 압축강도 및 특성평가를 통해 다음과 같은 결론을 얻었다
콘크리트 폐기물, 물, 시멘트의 배합비가 75:15:10wt%로 시멘트 고화체를 양생하는 과정에서 유리수는 발생하지 않았고, 양생한 고화체는 압축강도 및 작업도를 모두 만족시켰다. 콘크리트 블록의 절단과정에서 발생되는 콘크리트 미분말의 경우 해체 콘크리트 폐기물에 최대 40wt%까지 혼합하여도, 최종처분장 고화체 인수조건인 압축강도를 만족시켰다. 이와 같은 조건에서 제조한 콘크리트의 시멘트 고화체로부터 Co-60, Cs-137은 시간에 따른 모든 침출시험에서 검출되지 않았고, 열순환 시험결과 압축강도 기준치인 3.45 MPa 이상으로 구조적 건전성을 유지하였다. 200 리터 드럼에 실제 콘크리트 폐기물의 혼용고화를 고려하여 수행한 scale-up실험에서는 입자의 충진밀도 증가로 75:10:15wt%의 배합비가 작업도 및 압축강도기준을 만족하였다.
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