원자력시설의 해체 시 발생하게 되는 해체 방사성폐기물을 나누면 크게 금속, 콘크리트, 토양 및 기타 폐기물 등으로 나뉘는데, 이중에서 콘크리트폐기물은 80%이상을 차지하고 있으며, EC(European Commission)의 보고서에 의하면 2060년까지 원자력시설의 해체에 따라 유럽에서만 약 500만 톤의 콘크리트폐기물이 발생할 것으로 예상하고 있다. 상용 원전의 경우 해체 콘크리트폐기물이 약 50∼55만 톤 정도 발생하고 있으며 이들 방사성폐기물은 약 5% 이내로 1기의 상용 원자로를 해체 할 경우 방사성 콘크리트폐기물은 약 25,000 톤이 발생한다. 이는 원전 수명기간에 발생하는 방사성폐기물의 총량을 훨씬 상회하는 물량이다. 이에 원자력 선진국에서는 해체 콘크리트폐기물의 감용 및 재활용에 대한 기술개발이 이미 진행되고 있으며, 국내의 경우에도 2030년 이내 12기의 원전 해체가 예상됨에 따라 해체 콘크리트폐기물을 처리/처분하기 위한 기반기술 확보가 수행되어야 한다. 이러한 기술개발은 방사성 콘크리트폐기물의 부피감용과 환경안전성 및 재활용을 통한 국내 부존자원의 활용 극대화 관점에서 반드시 필요하다. 본 연구에서는 해체 콘크리트폐기물의 재활용에 필요한 핵심기술로서 오염 해체 콘크리트폐기물의 감용 및 재활용하기 위한 기술현황을 논의하였다. 해체 콘크리트폐기물 처리기술에서 가장 중요한 요소기술은 대부분의 방사성 물질이 농축되어 있는 미세분말을 처리하여 재생시멘트, 재생골재 등으로 재활용하는 것이다. 유럽의 경우 해체 콘크리트폐기물의 65%를 방사성폐기물 저장고의 폐기물 드럼이나 컨테이너의 Encapsulation material, 방사성 보호 차폐물을 위한 콘크리트, 제한된 장소에서 새로운 시설의 건설에 이용하고 있다. 일본은 환경적 부담과 방사성폐기물의 감용을 위해서 원자력시설에서 발생하는 콘크리트폐기물의 재활용 기술 연구를 통해 생산된 고품질 재생골재의 특성 및 환경적 영향을 평가하고자 Wall model과 Building model을 세워 일반 콘크리트와 비교 평가 중에 있다. 또한 일부 혼합재는 잡고체 폐기물의 처분을 위한 모르타르로 재활용하고 있는데 이는 일반 혼합재보다 고비용이지만 life cycle cost를 고려할 경우 재활용 시멘트 보다 경제적인 것으로 평가되고 있다.

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.

분말형 방폐물(농축폐액의 건조분말, 폐이온교환수지, 슬러지, 감손우라늄 폐기물 및 소각재 등)의 영구처분을 위하여 다양한 고화매질을 이용하여 혼합(mixing)방식으로 고화하게 되는데, 이는 방폐물의 함입율 제한으로 필연적으로 고화물의 부피가 크게 증가되는 단점을 갖게 된다. 반면에 방폐물의 분말을 덩어리(펠렛형이나 과립형)로 전환하여 공극사이를 액상의 고화매질로 채워 고화하는 경우에는 적어도 부피증가는 발생되지 않는다. 오히려 혼합방식에 비하여 수배 정도의 감용 효과를 기대할 수가 있다. 따라서 본 연구에서는 ①성형제재를 사용치 않으면서 펠렛성형의 가능성, ②성형된 펠렛 입도 크기의 균일성 유지 여부, ③고밀도의 펠렛 성형가능성(고감용화), ④설치 및 유지보수가 용이한 크기 및 구조로의 제작 가능성, ⑤펠렛화 전･후처리용 부대장치가 필요치 않는 조건 등을 고려하여 briquetting type의 분말형 방폐물의 고감용화장치를 제작하였으며, 벤토나이트(85 ~ 100㎛)를 이용하여 공정 변수들의 영향과 분말의 감용화 정도를 살펴보았다. 펠렛 성형용 포켓들이 가공되어 있는 2개의 롤 타이어간에 가해지는 압력(Agglomeration pressure)을 0, 148, 286 kgf/cm²(약 12.3 ton에 해당함)으로 변화시키면서 생성되는 펠렛의 상태와 겉보기 밀도를 살펴 본 결과 성형압축력 = 0에서 펠렛은 생성되었지만 강도가 전혀 기대되지 않았으며 외부의 조그마한 압력에도 부서지는 매우 불안정한 상태를 보여 주었고, 148, 286 kgf/cm²의 압축력에서는 매우 안정되고 높은 강도의 펠렛 상태를 보여 주었다(148과 286 kgf/cm²에서 펠렛의 겉보기 밀도는 각각 2.63과 2.68 g/ml). 펠렛 성형용 롤의 회전수는 장치의 처리량을 결정하게 되는데, 1 ~ 4의 rpm에서의 결과 저 회전수에서는 롤 회전에 상당한 부하가 걸리고 4 rpm에서는 펠렛의 상태가 불안정하여지고 겉보기 밀도는 낮아졌다. 이러한 이유는 롤 회전수가 낮은 경우, 2개의 롤 타이어로 분말의 공급량이 많고 상대적으로 성형압축력이 작았기 때문이었으며, 높은 회전수의 경우는 2개의 롤 타이어의 성형 포켙내에서 성형하는데 필요한 분말 공급량이 적었기 때문이었다. 3, 4 rpm의 회전수에서 펠렛의 겉보기 밀도는 각각 2.0, 1.45 g/ml이었다. 분말의 공급속도 평가에서는 분말 공급 회전수를 8 ~ 12 rpm 내에서의 결과는 생성된 모든 펠렛의 상태는 매우 안정적이었으며, 펠렛의 겉보기 밀도는 2.19 ~ 2.74 g/ml이었다. 이와 같이 펠렛의 겉보기 밀도는 분말 공급속도에 선형적으로 증가하였지만 성형압축력이 적용되는 범위까지 분말의 공급 속도를 증가시킬 경우 펠렛의 겉보기 밀도는 최대의 값을 보일 것으로 판단된다. 이 운전조건하에서 본 연구 실험장치가 가질 수 있는 최대의 감용화가 이루어지는 점일 것이다. 위와 같이 여러 공정변수를 변화시키면서 펠렛의 겉보기 밀도를 살펴 본 결과, 본 연구장치로 분말형 방폐물의 고감용화의 가능성을 확인하였으며. 위 실험조건하에서 분말(0.93 g/ml)과 생성된 펠렛(최대 2.74 g/ml)의 겉보기 밀도를 비교한 감용비는 2.74/0.93 = 2.95배 정도이지만 고화처리를 위해 펠렛을 200리터 드럼내에 충진 하였을 경우에 감용비는 대략 1.34 정도(혼합방식에 대하여서는 6 ~ 8배)일 것으로 예측되었다.