With the importance of permanent disposal of high-level radioactive waste (HLW) generated in Korea, the deep geological disposal system based on the KBS-3 type is being developed. Since the deep geological repository must provide the long-term isolation of HLW from the surface environment and normal habitats for humans, plants, and animals, it is essential to assess the longterm performance of the disposal facility considering thermal-hydraulic-mechanical-chemical (TH- M-C) evolution. Decay heat dissipated from HLW contained in the canister causes an increase in temperature in the adjacent area. The requirement for the maximum temperature is established in consideration of the possibility of bentonite degradation. Therefore, when designing the repository, the temperature in the region of interest should be identified in detail through the thermal evolution assessment to ensure that the design requirement is satisfied. In the thermal evolution analysis, it is needed to evaluate the temperature distribution over the entire area of the disposal panel to consider the heat generated from both a single canister and adjacent canisters. Computational fluid dynamics (CFD) codes are widely used for detailed temperature analysis but are limited to simulating a wide range. Accordingly, in this study, we developed an analytical solution-based program for efficiently calculating the temperature distribution throughout the deposition panel, which is based on threedimensional heat conduction equations. The code developed can assess the temperature distribution of engineered and natural barrier systems. Principal parameters to be inputted are as follows: (a) geometry of the panel (e.g. width, length, height, spacing between canisters), (b) geometry of the canister (e.g. diameter, height), (c) thermal properties of bentonite and host-rock, (d) initial conditions (e.g. residual heat, temperature), and (e) time information (e.g. canister emplacement rate, time-interval, period). Through the calculation for the conceptual problem of a deposition panel capable of accommodating 900 (i.e. 30×30) canisters, it was confirmed that the program can adequately predict when and where the maximum temperature will occur. It is expected that the overall temperature distribution within the panel can be obtained by the evaluation of the entire region using this program reflecting the detailed design of the repository to be developed in the future. In addition, the thermal evolution analysis considering the influence of other canisters can be performed by applying the results as boundary conditions in the CFD analysis.

In 2012, POSIVA selected a bentonite-based (montmorillonite) block/pellet as the backfilling solution for the deposition tunnel in the application for a construction license for the deep geological repository of high-level radioactive waste in Finland. However, in the license application (i.e. SC-OLA) for the operation submitted to the Finnish Government in 2021, the design for backfilling was changed to a granular mixture consisting of bentonite (smectite) pellets crushed to various sizes, based on NAGRA’s buffer solution. In this study, as part of the preliminary design of the deep geological repository system in Korea, we reviewed history and its rationale for the design change of Finland’s deposition tunnel backfilling solution. After the construction license was granted by the Finnish Government in 2015, POSIVA conducted various lab- and full-scale in-situ tests to evaluate the producibility and performance of two design alternatives (i.e. block/pellet type and granular type) for backfilling. Principal demonstration tests and their results are summarized as follows: (a) Manufacturing of blocks using three types of materials (Friedland, IBeco RWC, and MX-80): Cracking and jointing under higher pressing loads were found. Despite adjusting the pressing process, similar phenomena were observed. (b) 1:6 scale experiment: Confirmation of density difference inhomogeneity due to the swelling of block/pellet backfill and void filling due to swelling behavior into the mass loss area of block/pellet. (c) FISST (Full-Scale In situ system Test): Identification of technical unfeasibility due to the inefficient (too manual) installation process of blocks/pellets and development of an efficient granular in-situ backfilling solution to resolve the disadvantage. (d) LUCOEX-FE (Large Underground Concept Experiments – Full-scale Emplacement) experiment: Confirmation of dense/homogeneous constructability and performance of granular backfilling solution. In conclusion, the simplified granular backfill system is more feasible compared to the block/ pellet system from the perspective of handling, production, installation, performance, and quality control. It is presumed that various experimental and engineering researches should be preceded reflecting specific disposal conditions even though these results are expected to be applied as key data and/or insights for selecting the backfilling solution in the domestic deep geological repository.

A solution combustion process for the synthesis of hollandite (BaAl2Ti6O16) powders is described. SYNROC (synthetic rock) consists of four main titanate phases: perovskite, zirconolite, hollandite and rutile. Hollandite is one of the crystalline host matrices used for the disposal of high-level radioactive wastes because it immobilizes Sr and Lns elements by forming solid solutions. The solution combustion synthesis, which is a self-sustaining oxi-reduction reaction between a nitrate and organic fuel, generates an exothermic reaction and that heat converts the precursors into their corresponding oxide products in air. The process has high energy efficiency, fast heating rates, short reaction times, and high compositional homogeneity. To confirm the combustion synthesis reaction, FT-IR analysis was conducted using glycine with a carboxyl group and an amine as fuel to observe its bonding with metal element in the nitrate. TG-DTA, X-ray diffraction analysis, SEM and EDS were performed to confirm the formed phases and morphology. Powders with an uncontrolled shape were obtained through a general oxide-route process, confirming hollandite powders with micro-sized soft agglomerates consisting of nano-sized primary particles can be prepared using these methods.

본 연구에서는 양액재배 시 발생되는 폐양액의 적절한 농업 적 이용방안을 강구하기 위해 폐양액의 비료 효과시험, 토양 컬럼 시험, 그리고 작물 재배시험을 수행하였다. 폐양액의 비 료 효과시험은 무기질소를 기준으로 질소비료와 폐양액의 토 양 처리에 따른 열무의 생육특성과 토양의 화학적 특성을 조 사하였다. 폐양액 비료 효과시험과 작물 재배시험을 위한 토양에 대한 폐양액의 처리는 무처리; A, 질소비료 100%; B, 질 소비료 70%+폐양액 30%; C, 질소비료 50%+폐양액 50%; D, 질소비료 30%+폐양액 70%; E 총 5개 처리구로 하였다. 토양컬럼 시험을 위한 토양에 대한 폐양액의 처리는 무처리, 질 소비료 100%, 폐양액 50%+질소비료 50% 3개 처리구로 하 였다. 폐양액의 화학성은 pH 6.0, EC 2.4dS·m-1, 총인(T-P) 28mg·L-1, 암모늄태 질소(NH4-N) 5.0mg·L-1, 질산태 질소 (NO3-N) 301mg·L-1로 나타났다. 토양의 화학성은 pH 5.51, EC 0.31dS·m-1, 유기물 2.08g·kg-1, 질산태 질소 9.64mg·kg-1, 암모늄태 질소 3.20mg·kg-1으로 나타났다. 질소비료 50% 이 하와 폐양액 50% 이상의 비율이 열무 생육에 효과가 높은 것 으로 나타났다. 폐양액을 질소비료와 함께 혼합하여 적용한 C-E 처리구에서 토양의 이화학성은 질소비료만을 적용한 B 처 리구와 통계적으로 유의한 차이가 없었다. 토양컬럼 시험 결과 질소비료 100%와 폐양액 50%+질산비료 50% 처리구의 NO3 와 NH4의 농도는 큰 차이가 없는 것으로 나타났다. 폐양액을 화 학비료의 표준시비량을 기준으로 이용하여 토양에 처리하면 토양 내 질소 성분의 이동과 주변의 영향은 일반 화학비료와 유 사하게 나타나는 것으로 판단된다. 열무 토경재배에 폐양액과 질소비료를 혼합하여 사용하면 폐양액의 재이용으로 환경적 부담도 줄일 수 있고, 질소비료의 사용량도 줄일 수 있어 농가에 경제적 부담 감소와 열무 생산량 증대 효과도 기대할 수 있다.

Cobalt (Co) is mainly used to prepare cathode materials for lithium-ion batteries (LIBs) and binder metals for WC-Co hard metals. Developing an effective method for recovering Co from WC-Co waste sludge is of immense significance. In this study, Co is extracted from waste cemented carbide soft scrap via mechanochemical milling. The leaching ratio of Co reaches approximately 93%, and the leached solution, from which impurities except nickel are removed by pH titration, exhibits a purity of approximately 97%. The titrated aqueous Co salts are precipitated using oxalic acid and hydroxide precipitation, and the effects of the precipitating agent (oxalic acid and hydroxide) on the cobalt microstructure are investigated. It is confirmed that the type of Co compound and the crystal growth direction change according to the precipitation method, both of which affect the microstructure of the cobalt powders. This novel mechanochemical process is of significant importance for the recovery of Co from waste WC-Co hard metal. The recycled Co can be applied as a cemented carbide binder or a cathode material for lithium secondary batteries.

제련 산업의 공정수(15wt% 폐산용액)에는 다양한 희소 및 유가금속이 함유되어 있지만, 회수 처리기술 부족으로 폐기되고 있다. 이에 나노분리막을 적용하여 폐산용액에 잔존하는 금속들을 경제적으로 분리하고자 한다. 본 연구에서는 폐산에 적용 가능한 내산, 내열성을 가지는 나노분리막을 PSf 지지막 위에 수용액상으로 aliphatic amine과 유기상으로 trimesoyl chloride, diisocyanate계를 계면중합하여 제조하였다. 제조막의 2가 이온 플럭스는 15 GFD, 98%의 제거율, 1가 이온은 20% 이하의 제거율을 나타내었다. 내산성 평가는 황산 용액에 일별 노출한 후 투과평가를 진행하였으며, 그 결과 4주 이상 초기 성능을 유지하였다. 내산성 특성은 FTIR, XPS, FE-SEM등의 분석을 통해 확인하였다.

현 국제해사기구(IMO)에서의 선박엔진에서 발생되는 NOx와 SOx 등의 연소 가스 배출에 대한 규제 강화에 따라, 발트 해 연안을 지나는 모든 선박들은 배출되는 연소가스 저감장치를 장착해야 된다. 국내에서도 IMO의 규제에 따른 NOx와 SOx를 저감장치를 개발하고 있으며, 그중에 대표적인 장 치인 Scrubber는 세정액으로 암모니아수와 요소수를 사용하게 되고 사용된 폐 세정액에는 NOx와 SOx 와 반응한 질산암모늄과 황산암모늄이 포함되어 있다. 본 연구에서는 폐 세정액이 포함하고 있는 유용한 부산물을 유기용매를 사용하는 염석법을 적용하여 회수하였다. 질산암모늄과 황산암모늄의 회수방법과 질안석회를 추출 후 회수된 부산물의 정성분석을 위하여, FT-IR 분석을 통하여 물질의 정성적 특성과 화학적 조성을 평가해 보았다. 한편 응집제를 투입하여 질안석회를 침전시켜 비료상의 물질로 회수하였 다. FeSO4 응집제와 CaCl2를 응집보조제로 사용하고 입자의 크기를 키우기 위해 CaCO3를 사용하였다.

선박엔진에서 발생하는 NOx 및 SOx 제거용 스크러버 폐세정액에 포함되어 있는 저농도상 의 질산 및 황산이온을 비료상 물질로 회수하고자 하였다. 본 연구에서는 네 가지 유기용매를 적용하여 선택적으로 추출하여 회수하는 방법을 시험하였다. 아세톤과 메틸알콜을 이용하여 추출한 질산암모늄과 디에틸에테르와 에틸알콜을 적용한 황산암모늄의 시료를 적외석흡수분광법(IR)을 이용하여 분석한 결과, 상용제품과 거의 동일한 구성성분으로 나타났다. 이때 폐수로부터의 회수율은 최대 89%와 80%까지 각 각 얻을 수 있었다. 따라서 배기가스 스크러버에 잔존해있는 질산이온과 황산이온에 대한 회수는 사용하 는 용매의 선택도 및 용해도가 핵심적인 요소인 것으로 판단된다.

우라늄으로 오염된 토양을 복원하기 위해 실규모의 동전기제염장치로 제염하는 과정에서 많은 산폐액이 발생한다. 발생한 산폐액에 CaO를 가해 우라늄수산화물을 침전시켜 여과한 다음, 방사성 폐액을 줄이기 위하여 이 용액을 재사용하였다. 그 러나 이 용액을 동전기에 재사용할 경우, 높은 농도의 칼슘 때문에 양극실에서 음극실로 용액이동 속도가 감소하여 여과포 의 약화, 전선 부식, 음극면에 산화물 부착 등의 문제점이 발생하였다. 이 문제들을 해결하기 위하여 재생액에 황산을 넣어 CaSO4로 침전시켜 칼슘을 제거하였다. 칼슘이 제거된 재생액을 사용하여 소형 동전기 장치에서 20 일간 토양제염 실험을 수 행한 결과는 세척후 토양내 우라늄 잔류 농도가 0.35 Bq/g로 감소하였으며, 이는 증류수 제염한 결과와 유사하게 나타났다.

본 연구는 인쇄회로기판(PCB) 제조 시 에칭공정에서 발생되는 구리이온(Cu+2)을 고농도로 함유한 황산 폐에칭액을 NF 막분리법을 사용하여 에칭액 회수와 구리이온 처리를 효율적으로 수행하기 위한 NF 막여과 공정의 운전 조건을 설정하기 위한 기본 자료를 확보하는데 있다. 이를 위해 미국 Koch사의 SelRO MPS-34 4040 NF 막을 대상으로 구리이온을 고농도(5~25 g/L)로 함유한 모의 황산 폐에칭액의 회분식(dead-end) 나노여과 실험을 수행하여 투과 플럭스와 구리이온의 총괄 배제도를 측정하였다. 이 결과 황산용액에의 막 보관기간이 길수록, 황산용액의 pH가 낮을수록 황산에 의한 NF 막의 손상이 더 크게 발생하여 순수 투과 플러스가 증가하였다. 황산 폐에칭액의 투과 플럭스는 황산용액 내 구리이온의 농도가 증가할수록 막 표면에의 구리이온 농축(농도분극)의 증가에 따라 감소하였으며, 구리이온의 배제도는 구리이온의 농도가 높을수록, pH가 낮을수록, 황산용액 내의 막 보관기간이 길수록 낮아져 초기 37%에서 최소 15% 수준으로까지 감소하였다.

본 연구는 전자 및 반도체 산업의 각종 에칭공정에서 발생되는 중금속 함유 산성 폐에칭액을 NF 막분리법을 이용하여 에칭액 회수와 중금속 처리를 효율적으로 수행하기 위한 NF 막공정의 운전조건을 설정하기 위한 기본 자료를 확보하는데 있다. 이를 위해 3가지 종류의 상용 NF 막(General Electric Co. Duraslick NF-4040 막, Dow Co. Filmtec LP-4040 막 및 Koch Co. SelRO MPS-34 4040 막)을 대상으로 Pb+2 중금속을 함유한 모의 질산 폐에칭액의 회분식(dead-end) 막여과 실험을 수행하여 폐에칭액의 투과 플럭스와 Pb+2 중금속 이온의 총괄 배제도를 측정하여 폐에칭액 처리에 우수한 NF 막을 선정하였다. 실험결과 질산용액에의 막 보관기간이 길수록, 질산용액의 pH가 낮을수록 산에 의한 막의 손상이 심해졌으며, 질산에 의한 막의 손상은 SelRO MPS-34 4040 < Duraslick NF-4040 < Filmtec LP-4040 막의 순서로 심하게 일어났다. 또한 질산용액에의 막 보관기간이 길수록, 질산용액의 pH가 낮을수록 Pb+2 이온의 배제도가 낮아졌으며, 배제도 값은 Duraslick NF-4040 막의 경우에는 95% 수준의 초기 배제도 값에서 질산용액에의 4달 보관 후에는 20% 수준으로, SelRO MPS-34 4040 막의 경우에는 초기 85% 수준에서 4달 후 65% 수준으로, Filmtec LP-4040 막의 경우에는 초기 90% 수준에서 4달 후 10% 이하 수준으로까지 감소하였다. 3종류의 상용 NF 막 중 내산성 용도로 개발된 SelRO MPS-34 4040 막이 중금속 함유 산성 폐에칭액의 재생에 가장 적합하였다.

토마토의 펄라이트 배지경에서 공급했던 일본원시배양액의 폐양액은 EC는 1.9~2.4dS/m, pH는5.5~7.1의 범위였으며 다량 원소의 농도는 NH4+가 감소하였을 뿐 대부분 공급양액과 큰 차이가 없었다. 토마토 폐양액의 1L 관비시 퇴비시비량의 증가에 따라 토마토의 초장, 경경, 엽장, 엽폭 등 일반생육과 잎의 엽록소 함량이 현저히 좋아지는 경향을 보였으나 2L 관비처리에서는 일정한 경향이 없었다. 토마토 잎의 엽록소 함량은 주당 1L, 퇴비량이 4,000kg/10a 처리구에서 가장 높게 나타났다. 토마토 식물체의 생체중과 건물중도 폐양액의 1L 관비시 퇴비시비량의 증가에 따라 증가하는 경향이었으나 2L에서는 일정하지 않았다. 토마토의 수량도 일반생육과 비슷한 경향으로 관비량과 퇴비량 증가에 따라 증가하는 경향을 보여 관비량 1L, 퇴비량 4,000kg/10a 처리구에서 가장 많았다. 당도는 퇴비량과 관비량에 따른 일정한 경향이 없었으며 관비량 2L, 퇴비량 2,000kg/10a 처리구에서 fructose. glucose 및 총 당함량이 가장 높았다. 그러므로 이상의 결과로 볼 때 폐양액을 이용한 친환경적인 관비재배가 가능하며, 또한 관비재배에서 품질도 보장 할 수 있다고 판단된다.

생육시기별 멜론의 비순환식 수경재배 폐양액은 NO3-N와 Ca 및 K 함량 등 양이온 함량이 높았고, 반대로 음이온은 약간 감소하는 경향을 보였다. pH는 5.7~7.0 사이를 유지하였고, EC는 멜론은 2.0~2.2 dS·m-1 사이를 유지하였다. 폐양액을 이용한 관비재배에서 멜론 식물의 초장, 근장, 그리고 엽록소 함량이 관비재배에서 증가하였다. 또한 과중도 417.1g 더 무거웠으며 과실의 ˚Brix당도는 관비재배가 13.3˚Brix로 1.4˚Brix더 높았다. 오이에서는 오이식물의 생육에는 차이를 보이지 않았으며 과실의 크기도 유의성 있는 차이는 없었으나 관비재배가 수경재배에 비하여 총수량과 상품과율에서 우수하였다.

PFC 제염기술은 원자력연구시설 핫셀 내부의 바닥이나 장치표면에 부착된 고방사능분진을 제거하기 위한 방법 중의 하나이다. 고가의 PFC 제염용액을 회수 정제후 재사용하고, 2차폐기물발생을 획기적으로 줄일 수 있는 여과장치를 개발하였다. PFC 매질 내 현탁성 방사성입자를 제거하기 위해 오염특성에 적합한 여과장치를 개발하고 입자제거 성능평가시험을 수행하였다. 개발된 PFC 여과장치는 핫셀 내부로 들어갈 수 있게 알맞은 크기와 무게로 제작되었으며 바퀴와 고리를 부착하여 이동이 용이하다. PFC 여과장치의 성능평가결과 모의입자의 농도 증가 시 flux가 감소하였고, Pre-filter()와 final-filter() 두개를 장착하여 여과시간에 따른 flux의 감소를 개선하였다. 개발된 PFC 여과장치는 분당 약 0.2L의 PFC 폐액을 처리 할 수 있다.

우라늄 변환시설 가동 중 발생하여 라군(lagoon)에 저장중인 방사성 슬러지 폐기물에 대한 처리는 시설 해체과정에서 매우 중요한 업무 중 하나이다. 슬러지 구성성분 중 다량을 차지하는 질산암모늄의 폭발 위험성 등으로 인해 미생물을 이용한 질산염의 분해는 질산염을 안정적으로 처리할 수 있는 효과적인 방법이라 할 수 있다. 본 연구에서는 라군 슬러지의 약 60 wt%를 차지하는 질산염을 혐기성 균주의 하나인 Pseudomonas halodenidificans를 이용하여 탈질하기위한 공정 변수에 대한 영향을 평가하였다. 온도, 질산염 농도, 전자공여체의 영향, C/N 비율, 초기 접종하는 균주의 비율, pH등의 공정변수에 대하여 실험한 이번 결과는 향후 연속식 공정 설계를 위한 기초 자료로 사용될 것이다.

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.