Radioactive waste generated during decommissioning of nuclear power plants is classified according to the degree of radioactivity, of which concrete and soil are reclassified, some are discharged, and the rest is recycled. However, the management cost of large amounts of concrete and soil accounts for about 40% of the total waste management cost. In this study, a material that absorbs methyl iodine, a radioactive gas generated from nuclear power plants, was developed by materializing these concrete and soil, and performance evaluation was conducted. A ceramic filter was manufactured by forming and sintering mixed materials using waste concrete, waste soil, and by-products generated in steel mills, and TEDA was attached to the ceramic filter by 5wt% to 20wt% before adsorption performance test. During the deposition process, TEDA was vaporized at 95°C and attached to a ceramic filter, and the amount of TEDA deposition was analyzed using ICP-MS. The adsorption performance test device set experimental conditions based on ASTM-D3808. High purity nitrogen gas, nitrogen gas and methyl iodine mixed gas were used, the supply amount of methyl iodine was 1.75 ppm, the flow rate of gas was 12 m/min, and the supply of water was determined using the vapor pressure value of 30°C and the ideal gas equation to maintain 95%. Gas from the gas collector was sampled to analyze the removal efficiency of methyl iodine, and the amount of methyl iodine detected was measured using a methyl iodine detection tube.

음식물류폐기물 직매립, 해양투기 등이 금지됨에 따라 음식물류폐기물은 대부분 자원화를 통해 처리되며 퇴비화하여 생산한 음식물류혼합퇴비(이 하, 음폐퇴비)는 작물 생산성을 향상 등을 위하여 농경지에 퇴비로 사용한다. 하지만, 염분 집적에 의한 작물 생육이 우려되며 이에 따른 피해를 줄이기 위하여 음폐퇴비와 블랙카본, 유용 미생물을 함께 사용하면 염분에 의한 피해를 줄일 수 있을 것으로 기대된다. 이에 본 연구는 음폐퇴비와 바이오차의 한 종류인 블랙카본, 유용 미생물을 처리 시 상추의 수량과 토양 특성 변화를 알아보고자 하였다. 처리구는 무비구(NF), 무기질 비료 (NPK), 무기질 비료 + 음폐퇴비 (NPKF, 대조구), 무기질 비료 + 음폐퇴비 + 블랙 카본 (NPKFC), 무기질 비료 + 음폐퇴비 + 미생물 (NPKFB), 무기질 비료 + 음폐퇴비 + 블랙카본 + 미생물 (NPKFCB)이다. 상추 생육 조사 결과, 생육 후기인 21일째에 NPKFCB 처리구에서 엽장 20.7 cm, 엽폭 20.2 cm, SPAD-502 32.0으로 가장 생육이 좋았으며, 수량 조사 결과 또한 NPKFCB 처리구에서 주당 총 엽수가 28.8개로 가장 많았다. 수량지수는 무처리가 84.1로 가장 낮았고 NPKFCB 처리구에서 128.7로 가장 높았다. 이는 블랙카본에서 공급되는 K, P, Ca 등의 양분과 미생물 활성화가 작물 생산성 향상에 도움을 준 것으로 판단된다. 토양 화학성 분석 결과 pH는 NPKFB 처리구에서 6.9로 가장 높았으며, EC는 NPKF에서 1.7 dS m-1로 가장 높았다.

The decommissioning of nuclear-related facilities at the end of their design life generates various types of radioactive waste. Therefore, the research on appropriate disposal methods according to the form of radioactive waste is needed. This study is about the solidification of uranium contaminated soils that may occur on the site of nuclear facilities. A large amount of radioactively contaminated soil waste was generated during the decommissioning of the uranium conversion plant in KAERI, and research on the proper disposal of this waste has been actively conducted. Numerous minerals in the soil can become glass-ceramic through the phase change of minerals during the sintering process. This method is effective in reducing the volume of waste and the glassceramic waste form has excellent mechanical strength and leaching resistance. In this study, the optimum temperature and time conditions were established for the production of glass-ceramic sintered body of soil. The compressive strength and leachability of the sintered body made by applying the optimal conditions to simulated waste was confirmed. The basic physicochemical properties of simulated soil waste were identified by measuring the pH, moisture content, density, and organic matter content. The elemental compositions in the soil was confirmed by XRF. Soils were classified by particle size, and each sample was compressed with a pressure of 150 MPa or more to prepare a green body. Based on the TG-DSC analysis, an appropriate heating temperature was set (>1,000°C), and the green body was maintained in a muffle furnace for 2~6 hours. The optimal sintering conditions were selected by measuring the compressive strength and volume reduction efficiency of the sintered body for each condition. The difference between the green body and sintered body was observed by XRD and SEM. In the experiments for evaluation of additives, the selected chemical substances were mixed with the soil sample in a rotator. Based on the results of TG-DSC, sintered body was made at 850°C, and the compressive strength and volume reduction were compared. Based on the results, the most effective additive was determined, and the appropriate ratio of the additive was found by adjusting the range of 1~5 wt%. This study was confirmed that the sintered soil waste showed sufficient stability to meet the disposal criteria and effective volume reduction for final disposal.

In the case of decommissioning of a nuclear power plant, it is expected that a significant amount of VLLW and LLW that need to be disposed of are also expected. Conventional reduction technology is a method of extracting or removing radionuclides from waste, but this project is being carried out for the purpose of obtaining a reduction effect through the development of a material that treats another radioactive waste using radioactive waste. In this paper, the technology of impregnating LiOH capable of adsorbing radiocarbon to the gas filter material manufactured from concrete and soil waste as raw materials and the radiocarbon removal performance were reviewed. In this study, a raw material of ceramic filter was prepared by mixing concrete and soil waste with a powder of 40 m or less, and after sintering at 1,250°C, 5wt% to 40wt% of LiOH is impregnated with a filter capable of adsorbing carbon dioxide. was prepared. The prepared filter used ICP-OES and XRD to confirm the LiOH deposition result, and the concentration of carbon dioxide discharged through the carbon dioxide adsorption device was confirmed. It was possible to obtain the result that the amount of adsorption was changed depending on the flow rate of carbon dioxide supplied and the amount of material. Through this, it was possible to confirm the possibility of power generation in the adsorption performance of gas. In this study, after crushing waste concrete and waste soil, powders of 40 m or less were mixed with other additives to prepare raw materials for ceramic filters, and sintered at 1,250°C to manufacture filters. 5wt% to 40wt% of LiOH was impregnated on the prepared filter to give functionality to enable carbon dioxide adsorption. The results of LiOH deposition were confirmed using ICP-OES and XRD, and the change in the concentration of carbon dioxide emitted through a separately prepared adsorption device was confirmed. It was possible to obtain the result that the amount of adsorption was changed according to the flow rate of carbon dioxide supplied and the amount of material, and the possibility of developing a material for radioactive waste treatment using radioactive waste was confirmed when the porosity and specific surface area of the filter material were increased.

국내 음식부산물 발생량은 연간 약 500만톤으로 그 중 70 %가량은 퇴비화 또는 사료화로 자원화되고 있다. 최근 비료공정규격상 음식부산물 건조분말(DFP)이 혼합유기질비료 및 유기복합비료의 원료로 사용할 수 있게 되었지만 아직 적정사용기준에 대한 설정이 미흡한 상태이다. 이에 본 연구는 수집 시기별 음식부산물 건조분말의 화학적 특성을 평가하고 음식부산물 건조분말이 혼합된 혼합유기질비료의 사용량에 따른 작물 및 토양화학성 변화에 대해 평가하고자 하였다. 처리구는 무처리(NF), 무기질비료처리구(NPK, N-P2O5-K2O=32-7.8-19.8 kg 10a-1), 음식부산물 건조분말 단독처리구(DFP), 시판혼합유기질비료(MOF), 음식부산물 건조분말 혼합유기질비료 처리구(DFPMOF)이며 DFPMOF 처리구는 100, 200, 400 및 600%로 구분하여 설정하였다. DFP, MOF 및 DFPMOF 처리구는 질소비료 사용량을 기준으로 하여 비료처리를 하여 작물 재배실험을 진행하였다. 음식부산물의 화학적 특성은 시기별에 따라서 유의적인 차이가 없었으며 중금속 함량 또한 기준에 적합한 수준이었다. 배추 생산량은 DFPMOF 처리구가 6,280 kg 10a-1로 NPK처리구(7,000 g kg-1)와 가장 유사하였으며 질소이용효율 또한 유사한 경향이었다. 토양 pH는 DFPMOF 사용량이 증가함에 따라 감소하는 경향이었으며, EC, OM 및 Ex. K는 DFPMOF 사용량이 증가함에 따라 감소하는 경향이었다. 이를 통해 DFPMOF 는 질소비료사용량 기준으로 처리하였을 때 가장 적합할것으로 판단되나, 적정사용기준을 설정하기 위해서는 장기간 연용시험을 통한 환경영향평가가 필요할 것으로 사료된다.

As the design life of nuclear power plants are coming to the end, starting with Kori unit 1, nuclear power related organizations have been actively conducted research on the treatment of nuclear power plant decommissioning waste. In this study, among various types of radioactive waste, stabilization and volume reduction experiments were conducted on radioactive contaminated soil waste. Korea has no experience in decommissioning nuclear power plants, but a large amount of radioactively contaminated soil waste was generated during the decommissioning of the KAERI research reactor (TRIGA Mark- II) and the uranium conversion facility. This case shows the possibility of generating radioactive soil waste from nuclear power plants and nuclear-related facilities sites. Soil waste should be solidified, because its fluidity and dispersibility wastes specified in the notification of the Korea Nuclear Safety and Security Commission. In addition, the solidified waste forms should have sufficient mechanical strength and water resistance. Numerous minerals in the soil are components that can make glass and ceramics, for this reason, glass-ceramic sintered body can be made by appropriate heat and pressure. The sintering conditions of soil were optimized, in order to make better economical and more stable sintered body, some additives (such as additives for glass were mixed) with the soil and sintering experiments were conducted. Uncontaminated natural soil was collected and used for the experiment after air drying. Moisture content, pH, bulk density, and organic content were measured to understand the basic properties of soil, and physicochemical properties of the soil were identified by XRD, XRF, TG, and SEM-EDS analysis. In order to understand the distribution by particle size of the soil, it was divided into Sand (0.05–2 mm) and Fines (< 0.05 mm). The green body was manufactured in the form of a cylinder with a diameter of 13mm and a height of about 10mm. Appropriate pressure (> 150 MPa) was applied to the soil to make a green body, and appropriate heat (> 800°C) was applied to the sintered body to make a sintered body. The sintering was conducted in a muffle furnace in air conditions. The volume reduction and compressive strength of the sintered body for each condition were evaluated.

Radioactive materials emitted from nuclear accident or decommissioning cause soil contamination over wide areas. In the event of such a wide area of contaminated soil, decontamination is inevitable for residents to reside and reuse as industrial land. There are many ways to decontaminate these contaminated soils, but in urgent situations, the soil washing, which has a short process period and relatively high decontamination efficiency, is considered the most suitable. However, the soil washing process of removing fine soil and cesium by using washing liquid as water and adding a flocculating agent (J-AF) generates slurry/sludge-type secondary waste (Cs-contaminated soil + flocculating agent). Since this form of sludge contaminants cannot be disposed, solidification is needed using an appropriate solidification agent to treat wastes for disposal. Therefore, this study devised a treatment method of contaminated fine soils occurring after the soil washing process. This investigation prepared the simulated wastes of contaminated fine soils generated after the soil washing, and pelletized the samples using a roll compactor under the optimum operating conditions. The optimum conditions of the device were determined in the pre-test. Roll speed, feeding rate, and hydraulic pressure were 1.5 rpm, 25 rpm, and 28.44 MPa, respectively. The waste forms were manufactured by incorporating created pellets (H 6.5 × W 9.4 mm) using polymers as solidification agents. Used polymers were main ingredient (YD-128), hardener (G-1034), and diluent (LGE). The optimum mixing ratio was YD-128 : G-1034 = 65 : 35 phr, and LGE was added in an amount of 10wt% of the total mixture. To confirm the disposal suitability of the manufactured waste forms, characterization evaluation was carried out (compressive strength, thermal cycling, immersion, and leaching test). Characterization evaluation revealed a minimum compressive strength of 23.1 MPa, far exceeding 3.44 MPa of the disposal facility waste acceptance criteria. Compressive strength increased to the highest value of 31.90 MPa after immersion test. To examine leaching characteristics, the pH, Electrical Conductivity (EC) and leachability index (􀜮􀯜) of leachates were identified. As results, pH and EC consistently increased or remained constant with leaching time. The average of Co, Cs and Sr nuclides was 17.76, 17.38 and 14.04, respectively, exceeding the value of 6 in the waste acceptance criteria. Effective waste treatment/ disposal can be achieved without increasing volumes of sludge/slurry by enhancing the technique of this research by performing additional studies in the future.

식품생산과정에서 발생하는 유기성폐기물인 골분, 유박, 굴 패화석을 토양에 투입한 결과 일부 처리구에서 토양생물과 화학성이 영향을 받았다. 골분은 토양의 질산태질소를 일시적으로 증가시켰고, 패화석은 pH를 증가시켰다. 골분은 느티나무 생장을 증진시키는 효과가 있었기 때문에 이차적으로 토양생태계에 영향을 미칠 수 있다. 미생물 PLFA는 패화석에 의해 증가하였으며 환경스트레스를 나타내는 지표도 낮은 경향이 있었다. 이것은 패화석이 양분 증가보다는 pH 증가를 통해 미생물의 서식환경을 개선하는 효과가 있다는 것을 보여준다. 토양미소동물 중에는 세균섭식성 선충만이 유박과 골분 처리구에서 증가하였다. 이들 밀도와 세균 PLFA 간에 상관관계는 없었다. 다만 식물생장과 식물섭식성선충의 유의적 상관관계는 유기물투입이 식물을 통해 이차적으로 토양생태계에 영향을 줄 수 있다는 것을 부분적으로 보여준다. 따라서 유기성폐기물 처리는 토양화학성 변화를 통해 일차적으로 미생물 군집에 영향을 주지만, 미생물을 섭식하는 생물군에게 상향식의 양적인 연쇄반응을 일으키지 않을 수 있다는 것을 시사한다.

우라늄 토양 및 콘크리트 폐기물의 동전기 제염 후 방사성폐기물의 시멘트 고화특성을 분석하기 위하여, 시멘트 고화 유동성 시험을 수행하고 시멘트 고화 시료를 제작하였다. 시멘트 고화시료에 대하여 압축강도, pH, 전기전도도, 방사선조사 효과 및 부피증가를 분석하였다. 방사성폐기물의 시멘트 고화의 작업 적정도는 175~190% 정도였다. 시멘트 고화시료의 방사선 조사 후 압축강도는 방사선 조사 전 압축강도 보다 약 15% 감소하였으나, 한국원자력환경공단 인수기준 (34 kgf·cm-2)을 만족하였다. 동전기 제염 후 방사성폐기물의 시멘트 고화 시료에 대한 SEM-EDS 분석결과, 알루미늄상은 시멘트와 잘 결합 한 형상을 나타낸 반면, 칼슘상은 시멘트와 분리된 형상을 나타내었다. 방사성폐기물의 시멘트 고화 부피는 시멘트에 대한 폐기물의 배합과 수분량에 따라 다르게 나타났다. 방사성폐기물의 시멘트 고화 부피(C-2.0-60)는 약 30% 증가였으며 동전기 제염 후 생성된 방사성폐기물의 영구처분은 적절하다고 판단되었다.

경주 방사성 폐기물 처분장 주변 논에 대한 방사성 요오드 및 테크네튬의 토양-쌀알 전이계수를 조사하 기 위하여 온실 내에서 포트재배로 방사성 추적자 실험을 2 년에 걸쳐 수행하였다. 모내기 전에 상부 약 20 cm 깊이의 흙을 125I(2007 년) 및 99Tc(2008 년)와 고르게 혼합한 다음 포트에 관개하여 물이 찬 논같 이 만들었다. 전이계수는 토양 중 방사성 핵종 농도에 대한 쌀알(현미) 내 농도의 비로 나타내었다. 쌀알 의 방사성 요오드 및 테크네튬 전이계수는 토양에 따라 각각 1.1×10-3∼6.4×10-3(세 토양) 및 5.4×10-4∼2.5×10-3(네 토양)의 범위였다. 이러한 변이에 대해서는 토양 간 점토 함량의 차이가 유기물 함량이나 pH의 차이보다 중요한 역할을 한 것으로 보였다. 쌀알의 방사성 요오드 및 테크네튬 전이계수의 대표치 로서 각각 2.9×10-3 및 1.1×10-3이 제안되었다. 앞으로 보다 대표성이 높은 값을 얻기 위하여 관심 부지 들을 대상으로 조사가 지속적으로 수행될 필요가 있다.

Cs 이온에 대해 선택성을 갖는 ferrocyanide-음이온 교환수지를 제조하여 모의 제 염폐액 내에 존재하는 Cs 이온에 대한 흡착실험을 수행하였다. 제조된 이온교환 수지가 citric acid를 주제염제로 하는 제염폐액 내에 존재하는 Cs+ 이온에 대한 흡착능력은 상용 양이온교환수지에 비해 4배 이상 효과적인 것으로 나타났다. 모의 제염폐액과 선택성 이온교환수지를 접촉시킨 후 360분이 경과하면 금속이온에 대한 흡착반웅이 평형에 도달하였다. 본 연구범위에서 Co 이온농도가 필요이상 증가하게 되면 Cs 이온의 흡착율은 감소하였다. 과산화수소와 히드라진을 사용한 선택성 폐 이온교환수지의 재생실험 결과 전기중성화조건을 만족시키기 위해 Cs 이온이 수지로부터 용출됨을 확인하였고 열화없이 재 사용가능성을 확인하였다.

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.