TRIGA 연구로의 해체 시 발생하는 금속성 폐기물의 용융기술을 확립하기 위한 기초연구로 전기로 내에서 방사성 핵종(Co, Cs, Sr)을 포함한 알루미늄의 용융 시 용융온도, 용융시간 및 플럭스(flux)의 종류가 핵종의 분배 거동에 미치는 영향을 조사하였다. 플럭스의 종류에 따라 다소 차이는 있으나, 플럭스의 첨가로 알루미늄 용융체의 유동성이 증가됨을 확인할 수 있었다 용융 후주괴(ingot) 및 슬래그(slag) 시료의 XRD분석을 통해 핵종이 주괴에서 슬래그 상으로 이동하고 슬래그를 구성하고 있는 산화알루미늄과 결합하여 안정한 화합물을 형성함을 알 수 있었다. 슬래그의 발생량은 용융온도와 용융시간이 증가할수록 증가하는 경향을 보였으며, 증가속도는 플럭스의 종류에 따라 차이를 보였다. 핵종 중 Co는 용융온도가 증가함에 따라 주괴 내 에서는 감소하였으나 슬래그 상에서는 증가하는 경향을 보였으며, 실험조건에 따라 최대 90까지 주괴에서 슬래그로 이동하였다. 휘발성이 강한 Cs과 Sr은 대부분이 슬래그와 분진으로 이동하여 매우 높은 제염계수를 얻을 수 있었다.

국내의 가동 중지된 우라늄 변환시설의 해체 시 우라늄 화합물로 오염되어 대량으로 발생될 금속폐기물의 재활용 또는 자체처분을 위한 제염기술로 전해제염 공정의 적용성을 평가하였다. 이를 위하여 우라늄 변환시설 내부설비의 주 구성 재료인 SUS-304 와 Inconel-600 금속시편을 대상으로 전해용해 실험을 수행하였다. SUS-304 와 Inconel-600 금속시편에 대한 전해용해 성능에 있어서 중성염 전해용액으로 SO가 가장 효과적이었으나, 우라늄변환시설의 가동 시 질산 매질과 주로 접촉했던 설비 표면의 이력과 시설 가동 중 발생한 우라늄 폐액의 성상을 고려하여 SO 전해용액 내에서의 SUS-304 시편에 대한 전해용해와 비교해서 약 30%, 그리고 Inconel-600 시편에 대해서는 거의 동등한 성능을 보인 NaNO 중성염 용액을 금속성폐기물의 전해제염 용액으로 선정하였다. 본 연구에서는 NaNO 중성염 전해용액에서 전류밀도, 전해시간 및 전해 용액의 농도가 SUS-304 및 Inconel-600 금속시편의 전해용해 성능에 미치는 영향을 조사하였다. 이 실험결과를 바탕으로 실제 우라늄 변환시설로부터 인출하여 , AUC 및 ADU 등의 우라늄 화합물로 오염된 시편에 대해 전류밀도 100mA/, IM NaNO 전해용액 내에서 전해 제염 실증시험을 수행하였으며, 오염물의 종류 및 오염준위의 대소와는 관계없이 모든 시편에 대하여 10분 이내의 짧은 시간 내에 자체처분 기준치 이하로 및 방사능 준위를 감소시킴으로써 본 중성염 전해제염이 매우 성공적임을 확인하였다.

원자력발전소가 폐로 단계에 도달하게 될 경우, 다량의 방사성물질 및 폐기물이 발생한다. 특히, 해체 시 발생되는 콘크리트 폐기물은 경제적, 환경적 측면을 고려해서 재사용, 재활용, 처분 등이 관리방법 중 가장 적합한 방법을 선정해야 한다. 원자력시설의 해체 시 발생하게 되는 콘크리트 폐기물은 80%이상을 차지하고 있으며, EC(European Commission)의 보고서에 의하면 2060년까지 원자력 시설의 해체에 따라 유럽에서만 약 500만 톤의 콘크리트 폐기물이 발생할 것으로 예상하고 있다. 이러한 막대한 양의 콘크리트 폐기물에 대해 프랑스, 일본, 벨기에 등에서는 이미 콘크리트 폐기물의 제염 및 저감에 대한 연구가 심도 있게 진행 중에 있으며 프랑스의 경우에는 실험적인 연구를 거쳐서 상용화 수준에 다다른 실정이다. 콘크리트 폐기물은 원자력시설에 제한적으로 재활용이 가능하며, 방사성 폐기물의 저장 및 기반시설의 건설, 방사성 폐기물 처리에 사용되는 콘크리트 고화체, shielding block, backfiller 등으로 사용되고 있다. 해체 콘크리트 폐기물은 용적오염과 표면 오염으로 이루어져 있으며 대부분 표면으로부터 약 1∼10mm 두께로 오염되어 있어 기계적 처리 방법을 통해 방사성 폐기물로서 처리되어야 한다. 방대한 양으로 발생되는 콘크리트 해체폐기물을 자체처분 하거나 재활용한다면 처분 대상 폐기물량의 감소로 인한 처분 비용의 절감 및 처분 안전성의 증대뿐만 아니라 자원의 재활용성을 증대시킨다는 점에서 매우 긍정적인 측면을 나타낸다. 원자력시설의 콘크리트 제염기술로는 물리적 방법을 사용한 제염기술이 주로 사용되며 이를 다시 세분화 하면 표면제염기술과 표면파쇄제염으로 구분된다. 방사성 콘크리트의 물리적 표면제염 공정 및 장치 선정시에는 오염확산 및 작업자의 방사능 피폭 최소화, 제염 폐기물의 최종 처리방법, 제염 작업 최적화를 위한 최단, 최소 작업과 장소, 대상, 목적 등을 고려하여 제염기술이 선정되어야 한다. 이는 곧바로 방사능 구역에서의 작업자의 안전성 향상 및 해체비용 절감과 직결되기 때문이다. 그러나 원자력이라는 특수한 상황에서는 최적의 기술 선정시 경제적인 측면 보다는 안전성에 바탕을 두고, 주위 환경이 오염을 최대한 억제하는 방법에 초점을 맞추어야 할 것이다.

원자력시설의 해체 시 발생하는 폐기물은 금속 조각, 콘크리트, 토양 등 종류도 다양할 뿐만 아니라 발생량 또한 방대하다. EC(European commission)의 자료에 의하면 앞으로 60년 동안 유럽 국가들에 있는 원자력시설의 해체 시 발생되는 금속폐기물의 양이 스테인레스강은 약 30만 톤, 연강이나 탄소강은 약 100만 톤, 알루미늄과 구리는 약 2~3만 톤 정도가 될 것이며, 전 세계적으로는 향후 50년 동안 약 1,200만 톤의 스테인레스강은 약 95만 톤, 탄소강은 870만 톤, 구리 220만 톤이 발생할 것으로 예측하고 있다. 국내적으로도 최초의 원자로인 연구로 2호기 및 우라늄 변환시설의 퇴역으로 제염･해체 사업이 완료되었으며, 현재 연구로 1호기가 해체 중에 있다. 연구로 2호기 및 원자력연구원 내 우라늄변환시설의 해체로 인해 구조재, 배관재 등을 포함하여 수십 톤이상의 금속폐기물이 발생하여 임시 저장 중에 있다. 원전시설에서 규모가 큰 구성품(열교환기, 습분 분리기, 증기발생기) 교체나 해체 시 발생하는 다량의 금속폐기물을 그대로 수용하기에는 부족한 폐기물 처분장 문제뿐만 아니라, 지속적으로 처분 단가의 증가가 예상되므로 방사성 금속 폐기물의 효과적인 감용 및 재활용 기술이 요구된다. 방사성 금속폐기물 감용 및 자체처분기술은 근본적으로 금속 방사성폐기물을 저감하는 기술로 다양한 단위기술의 조합이다. 금속용융제염 기술은 유럽을 추축으로 미국과 일본에서 활발히 연구되었으며 원자력 선진국에서는 대부분 상용규모의 처리시설을 갖추어 원자력시설에서 발생하는 금속폐기물을 처리하고 있다. 국내에서도 2004년부터 금속용융제염 요소기발을 시작으로 파이롯 규모의 금속용융제염 기술개발 및 Scale-up 데이타 회득을 통해 현재는 금속성 해체폐기물 감용 및 실용화 시설 구축 사업을 통해 350 kg/1회 규모의 고주파유도용융로를 원자력연구원내 구축하여 해체폐기물을 용융제염하고 있다. 시설은 금속폐기물 인수 및 절단실, 용융실, 주괴 인출 및 오염검사실, 주괴 임시저장 및 반출실로 구성되어 있다. 용융되는 금속폐기물은 전량 자체처분 대상 폐기물이며 2차폐기물로는 슬래그와 더스트를 포함하여 투입되는 금속폐기물 대비 약 3%이하로 발생되었다. 금속폐기물의 회수율은 약 99% 이다.

This paper describes the domestic and international status for melt decontamination, which has been known as the most effective technology for the volume reduction and recycling of the metal wastes generated from nuclear facilities. The recycle or self disposal of metallic wastes can be considered as one of the waste management options under the circumstances of the capacity limitation of a waste disposal in Korea. The limited recycle or self disposal of the metal wastes through an melt decontamination have the merit from the positive view point of the increase in resource recyclability as well as the decrease in the amount of wastes to be disposed resulting the reduction of disposal cost and the enhancement of disposal safety. Among the scenarios for recycle and reuse of the radioactive metallic wastes, the most feasible and reasonable one is limited reuse option, in which the ingot can be recycled as the products such as the waste drums and ISO containers. Prior to recycle and reuse in the nuclear sector, however, the regulatory criteria for the recycle and reuse of metallic wastes should be established in parallel with the development of the recycling technology.