In order to vitrify the combustible dry active waste (DAW) generated from Korean Nuclear Power Plants, a glass formulation development based on waste composition was performed. A borosilicate glass, DG-2, was formulated to vitrify the DAW in an induction cold crucible melter (CCM). The processability, product performance, and volume reduction effect of the candidate glass were evaluated using a computer code and were measured experimentally in the laboratory and CCM. The glass viscosity and electrical conductivity as the process parameters were in the desired ranges. Start-up and maintaining glass melt of the candidate glass were favorable in the CCM. The product of the glass product such as chemical durability, phase stability, and density was satisfactory. The vitrification process using the candidate glass was also evaluated assuming that it was operated as economically as possible.

IAEA, FT-04-020 및 ANS 16.1의 침출시험법을 각각 수행하여 얻은 시험결과를 이용하여 상호 비교 평가하였다. 붕산을 함유한 파라핀 및 시멘트 고화체에서의 Co 과 Cs의 ANS 16.1의 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 파라핀고화체에서는 이의 역순이었다.

심부 처분환경조건에서 붕규산유리고화체의 장기침출거동을 규명하기 위하여 3종의 모의붕규산유리고화체에 대한 장기침출실험이 1997년에 착수되었다. 5년간의 침출결과는 붕소가 본 붕규산유리고화체의 장기침출지표물질로 사용될 수 있음을 확인시켜 주었고, 비록 고화체들의 조성은 약간씩 다르지만, 초기 1년여 기간동안의 침출률을 제외한 장기침출률은 S/V에도 무관하게 0.03g/-day 에 근접하는 경향을 보여주고 있다.

본 연구에서는 암석폐재를 대상으로 직경이 60mm인 고화체를 얻을 수 있는 수열 hot press 장치를 개발하였고, 고형화를 위한 최적조건을 찾아내는 내용을 다루었다. 이어 고화체의 기계적 성질을 평가하였고, 고화기구와 미시적 파괴거동을 규명하기위하여 SEM관찰 및 음향방출실험을 실시하였다. 고형화를 위한 최적조건은 NaOH용액이 10wt%, 수열온도가 300˚C이고, 유지시간이 1시간이었다. 또한 수열반응동안에 다양한 제 2화합물들이 생성되었으며, 이들은 고화체의 기계적 성질에 큰 영향을 미쳤다. 아울러 원석의 경우에는 AE Counts가 초기화중에서부터 나타났으나, 고화체는 초기하중에서 전혀 AE Counts가 검출되지 않았다. 이와같은 사실로부터 수열 hot press법에 의해 얻어진 고화체는 원석과는 다르게 암석 입자간의 결합이 보다 치밀하게 이루어지고 있음을 유추할 수 있다.

본 연구는 화강암 폐재의 재활용을 목적으로 한 기초적인 연구로서, 분말형태의 화강암폐재를 Ca(OH2)와 혼합하여 수열 hot press 법에 의해 고화시켰다. 아울러 고화체의 기계적 성질을 평가하였으며, 미시적 조직구조의 변화 및 파괴거동을 파악하기 위해 음향방출실험을 실시하였다. 고화체의 기계적 성질은 수열온도의 의존성이 있었으며, 280˚C에서 최대강도를 보였다. 또한 고화체의 파면은 수열온도에 따라 현저히 다른 양상을 보였으며, 수열실험동안 다양한 화합물이 생성되었다. 그 중에서 cyclowollastonite, tobermorite 및 rankinite 등은 강도를 향상시키는 주된 화합물이었고, crossite 및 xonotlite 등은 강도의 저하를 초래하였다. 한편, 기공이 많이 존재할수록 AE counts는 더많이 발생하였으며, 최대하중에서 AE counts는 최대치를 보였고, 강도가 증가함에 따라 AE신호는 보다 많이 방출되었다.

The feasibility study of using converter slag as a solidifying agent of digested sewage sludge cake has been performed. The availability of converter slag as solidifying agent has been investigated by several trial tests. Based on the trial test results, the optimum mixing ratios of sludge cake and solidification additive are estabilished. Finally the solidification characters of sludge cake are elucidated by SEM and EDS. It is ascertained that converter slag with a small amount of quicklime enhences the solidification. From the result of pH test, overall pH of specimens tends to decrease slowly with curing time. After solidifying specimens had been cured for 7 days, these are water-cured for 24 hours. The weight and strength of all the specimens are nearly the same regardless of the mixed ratios of solidifying agent. The result of leaching tests for four heavy metal ions, Cd, $Cr^{6+}$, Pb and Cu show that the leaching strength becomes below the decision criteria of the specific wastes, respectively. The SEM observation of the delicate structure shows that needlelike crystals appear after solidification which are not observed before. From the EDS analysis, it is found that the main ingredients of needlelike crystals are Ca, Si, Al and O.

본 연구에서는 석재공장 주변의 오염원으로 되고 있는 화강암 폐재의 고화체의 형성과 평가 기술에 관한 내용을 다루었다. 이를 위해, 최근 고화체의 함성기술로서 높이 평가받고 있는 수열 Hot press법을 이용하여 분말형태의 화강암 폐기물을 고화시키는데 필요한 조건을 찾아내었다. 아울러 고화체의 기계적 성질과 파면의 양상 및 수열실험동안 발생된 생성물 사이의 상호 관계를 고찰하였다. 고화체의 기계적 성질은 수열실험조건에 의존성이 있었으며, 적절한 고화조건은 반응온도 300˚C, 유지시간 1시간이었다. 또한 고화체의 파면은 반응온도 및 유지시간에 따라 현저히 다른 양상을 보였으며, 수열실험동안 다양한 화합물이 생성되었다. 그 중에서 Xonotlite와 Talc는 고화체의 강도를 저하시키는 주된 화합물이었다.

본 연구는 원자력 시설 해체 시 발생되는 저준위 및 극저준위 폐토양, 점토와 산업부산물인 고로슬 래그를 이용하여 방사성 폐기물을 안전하게 담지할 수 있는 비소성 시멘트의 제조 가능성을 평가하고 광물· 형태학적 분석을 통하여 생성된 반응 물질에 대하여 고찰하였다. 본 연구에서는 (1) 폐토양, 점토 및 고로슬 래그의 특성 분석, (2) 폐토양, 점토 및 고로슬래그를 고화재 및 성분조정제로 이용한 원전 해체 폐기물 담지를 위 한 비소성 시멘트 제조 및 최적의 배합 비율 도출, (3) 제조된 비소성 시멘트 고화체의 수화반응 생성물질에 대하여 광물·형태학적 분석 등을 수행하였다. 비소성 시멘트 고화체의 광물·형태학적 분석 결과, 폐토양과 점 토는 수화반응 생성물이 관측되지 않았으며, 고로슬래그의 경우 고화체의 강도를 발현시킬 수 있는 수화반응 생성물질인 calcium silicate hydrate (CSH), 에트링가이트(ettringite)가 생성되는 것을 확인하였다. 폐토양, 점 토를 고화재로 이용한 비소성 시멘트의 재령 28일 후 고화체는 최적의 배합 비율에서 약 3 MPa의 강도를 나 타내 처분장 인수기준 압축강도인 3.44MPa를 만족하지 못하는 것을 확인하였다. 그러나, 고로슬래그를 고화 재로 이용한 비소성 시멘트는 모든 실험 조건에서 처분장 인수기준 압축강도를 만족하며, 최적의 배합 비율 에서는 약 27 MPa로 높게 나타나는 것을 확인할 수 있었다. 이러한 결과를 통하여 비소성 시멘트 고화재로 고로 슬래그, 방사성 핵종에 대한 흡착제 역할로 폐토양 및 점토를 이용한다면 방사성 폐기물 처분을 위한 최적의 비소성 시멘트를 제조할 수 있을 것으로 판단된다.

원자력발전소 해체과정에서 발생하는 폐기물 중 가장 큰 비중을 차지하는 것은 콘크리트 재료이다. 일반적적으로 콘크리트의 방사화는 시멘트 페이스트에 집중되기 때문에 방사화된 시멘트 페이스트만 고화처리를 하고 굵은 골재를 재활용할 수 있다면 원자력발전소 해체 과정에서 발생하는 폐기물의 양을 현저하게 감소시킬 수 있다. 본 연구에서는 저준위 방사화 콘크리트의 처리방안 개발을 위한 기초연구를 목적으로 수행되었으며, 이를 위하여 20년 이상 경과한 폐콘크리트에서 분리한 미분말을 고화처리하는 방법에 대하여 검토하고자 하였다.