KR20220159728A - a method of solidifying Radioactive carbonate and the solidified waste form thereof - Google Patents
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Abstract
Description
본 발명은 방사성 폐기물 고화방법 및 이에 따른 방사성 폐기물 고화체에 관한 것으로, 보다 상세하게는 상온, 상압의 조건에서 방사성 탄산염에 대한 높은 담지율(Waste loading)가짐과 동시에 방사성 탄산염 폐기물 고화체에서 균열이 생기지 않고 압축강도가 향상됨에 따라 효율적으로 방사성 탄산염 폐기물을 제거할 수 있는 방사성 폐기물의 고화방법 및 이에 따른 방사성 폐기물 고화체에 관한 것이다.The present invention relates to a method for solidifying radioactive waste and a solidified radioactive waste according thereto, and more particularly, to a radioactive carbonate waste solidified body having a high waste loading for radioactive carbonate under conditions of room temperature and atmospheric pressure, and at the same time, cracks do not occur in the radioactive carbonate waste solidified body. The present invention relates to a method for solidifying radioactive waste capable of efficiently removing radioactive carbonate waste as the compressive strength is improved, and a radioactive waste solidified body according to the method.
일본 후쿠시마 원자력 발전소 사고에 의해 토양이나 동식물, 폐기물 등이 방사성 물질에 오염되어 있어 심각한 환경 문제를 야기한 바 있듯이 현재 널리 보급되어 있는 원자로 발전 플랜트에서는 핵분열에 의해서 상당한 양의 방사성 부산물의 생성된다. 또한 원자력 발전소에서 사용하고 수명을 다하여 폐기해야 하는 원자로 장치나 장비들 중에는 방사성 물질에 오염된 것들이 대부분이다.As the Fukushima nuclear power plant accident in Japan caused serious environmental problems because soil, animals, plants, and waste were contaminated with radioactive materials, a significant amount of radioactive by-products are produced by nuclear fission in currently widely used nuclear power plants. In addition, most of the reactor devices or equipment used in nuclear power plants and disposed of at the end of their lifespan are contaminated with radioactive materials.
이와 같이 방사성 물질에 오염된 건축물, 설비, 기계장치, 구조물 등은 단순히 매립하거나 소각하지 못하고 반드시 방사성 물질을 제거하는 제염 및 절단 등의 감용처리를 한 뒤 원자력법 및 환경법상의 규정에 따라 처리되어야 한다.In this way, buildings, facilities, machinery, structures, etc. contaminated with radioactive materials cannot be simply buried or incinerated; .
이러한 처리 규정에 따라 원자력발전소에서 발생되는 농축폐액, 폐수지, 폐필터와 같은 비고정형 물질이나 고방사능 물질은 고정된 형태로 안전하게 보관하기 위해 시멘트, 파라핀, 아스팔트 등의 고화물질을 통하여 고화되어 저장 드럼에 담기게 된다.In accordance with these treatment regulations, non-fixed materials such as concentrated waste liquid, waste resin, and waste filters generated from nuclear power plants or highly radioactive materials are stored after being solidified through solidified materials such as cement, paraffin, and asphalt to safely store them in a fixed form. put into the drum.
이때, 상기 방사성 폐기물은 방사성 폐기물 처분장에 영구적으로 처분되는데, 처분된 방사성 폐기물에 포함된 고정화된 핵종들이 인근 환경으로 유출되지 않도록 안정적인 고화처리를 하는 것이 중요하다.At this time, the radioactive waste is permanently disposed in a radioactive waste disposal site, and it is important to perform stable solidification treatment so that the fixed nuclides included in the disposed radioactive waste do not leak into the nearby environment.
특히 열화학처리 과정 중에 발생하는 방사성 이산화탄소 (14CO2)는 광물화 등 기존의 방식으로 포집되어 탄산염(CaCO3, SrCO3 등)의 형태로 전환할 수 있으나, 최종 형태를 처분장으로 보내기 위해서는 적합한 고화/안정화 과정이 필수적으로 필요하다.In particular, radioactive carbon dioxide ( 14 CO 2 ) generated during the thermal chemical treatment process can be captured by conventional methods such as mineralization and converted into carbonates (CaCO 3 , SrCO 3 , etc.). /The stabilization process is essential.
그러나 기존의 고화/안정화 기술은 고온 공정, 낮은 적재량 또는 탄산염의 분해로 인한 14C의 누출 우려가 있으며, 나아가 적은 폐기물 대비 많은 고화 매질의 양으로 인해 경제적인 문제를 초래할 수 있어서 특히 방사성 탄산염 폐기물에 대한 고화방법으로 문제점이 존재한다.However, existing solidification/stabilization technologies have concerns about leakage of 14 C due to high-temperature processes, low loadings, or decomposition of carbonates, and furthermore, economic problems can arise due to the large amount of solidification medium compared to less waste, especially for radioactive carbonate waste. There is a problem with the solidification method for
따라서, 상술한 탄산염 방사성 폐기물의 종래 고화/안정화 기술에 대한 문제점을 개선하면서도 특히 방사성 탄산염에 대한 높은 담지율 가짐과 동시에 방사성 탄산염 폐기물 고화체의 압축강도를 향상시켜 보다 효율적으로 방사성 탄산염 폐기물을 제거할 수 있는 방사성 폐기물의 고화방법에 대한 연구가 시급한 실정이다.Therefore, while improving the problems of the conventional solidification / stabilization technology of the above-mentioned carbonate radioactive waste, in particular, it has a high support rate for radioactive carbonate and at the same time improves the compressive strength of the radioactive carbonate waste solidified body, so that the radioactive carbonate waste can be removed more efficiently. There is an urgent need for research on solidification methods for radioactive waste.
본 발명은 상술한 문제를 극복하기 위해 안출된 것으로,The present invention was made to overcome the above problems,
본 발명의 첫번째 해결하려는 과제는 상온, 상압의 조건에서 방사성 탄산염에 대한 높은 담지율을 가짐과 동시에 고화된 방사성 탄산염 폐기물에서 균열이 생기지 않고 압축강도가 향상됨에 따라 효율적으로 방사성 탄산염 폐기물을 제거할 수 있는 방사성 탄산염 폐기물 고화방법을 제공하는데 목적이 있다.The first problem to be solved by the present invention is to efficiently remove radioactive carbonate waste as it has a high loading rate for radioactive carbonate under conditions of normal temperature and atmospheric pressure, and at the same time, cracks do not occur in solidified radioactive carbonate waste and compressive strength is improved. It is an object of the present invention to provide a method for solidifying radioactive carbonate waste.
또한 본 발명의 두번째 해결하려는 과제는 상온, 상압의 조건에서 방사성 탄산염에 대한 높은 담지율을 가짐과 동시에 고화된 방사성 탄산염 폐기물에서 균열이 생기지 않고 압축강도가 향상됨에 따라 효율적으로 방사성 탄산염 폐기물을 제거할 수 있는 방사성 탄산염 폐기물 고화체를 제공하는데 다른 목적이 있다.In addition, the second problem to be solved by the present invention is to efficiently remove radioactive carbonate waste as it has a high loading rate for radioactive carbonate under conditions of room temperature and atmospheric pressure, and at the same time, cracks do not occur in solidified radioactive carbonate waste and compressive strength is improved. Another object is to provide a radioactive carbonate waste solidified body that can be.
본 발명은 상술한 첫번째 과제를 해결하기 위하여 (1) 지오폴리머로서 메타카올린과 방사성 탄소를 포함하는 방사성 탄산염 폐기물을 혼합하여 지오폴리머 혼합물을 형성하는 단계, (2) 상기 혼합물에 물유리를 포함하는 활성화제를 투입하여 지오폴리머 페이스트를 형성하는 단계 및 (3) 상기 지오폴리머 페이스트를 고화하는 단계를 포함하는 방사성 탄산염 폐기물 고화방법을 제공한다.The present invention, in order to solve the above-mentioned first problem, (1) forming a geopolymer mixture by mixing radioactive carbonate waste containing metakaolin and radioactive carbon as a geopolymer, (2) activation including water glass in the mixture A radioactive carbonate waste solidification method is provided, which includes forming a geopolymer paste by introducing an agent and (3) solidifying the geopolymer paste.
본 발명의 일 실시예에 의하면 상기 (1) 단계에서 방사성 탄산염의 중량비는 방사성 탄산염 폐기물 100 중량 %에 대하여 20 내지 70중량% 일 수 있다.According to one embodiment of the present invention, the weight ratio of the radioactive carbonate in step (1) may be 20 to 70% by weight with respect to 100% by weight of the radioactive carbonate waste.
또한, 본 발명의 다른 실시예에 의하면 상기 (1) 단계에서 방사성 탄산염 폐기물은 탄산칼슘(CaCO3)일 수 있다.In addition, according to another embodiment of the present invention, the radioactive carbonate waste in step (1) may be calcium carbonate (CaCO 3 ).
또한, 본 발명의 또 다른 실시예에 의하면 상기 (2) 단계에서 활성화제 내부의 물유리의 함량은 활성화제 100 중량%에 대하여 55 ~ 65 중량%일 수 있다.In addition, according to another embodiment of the present invention, the content of the water glass in the activator in step (2) may be 55 to 65% by weight based on 100% by weight of the activator.
또한, 본 발명의 일 실시예에 의하면 상기 활성화제는 수산화칼륨(KOH)을 포함하는 것을 특징으로 하는 방사성 탄소를 포함할 수 있다.In addition, according to an embodiment of the present invention, the activator may include radioactive carbon, characterized in that it includes potassium hydroxide (KOH).
또한, 본 발명의 다른 실시예에 의하면 하기 A의 값이 1.5 내지 2.5을 만족하는 것을 특징으로 할 수 있다.In addition, according to another embodiment of the present invention, the value of A may be characterized in that it satisfies 1.5 to 2.5.
또한 본 발명의 또 다른 실시예에 의하면 압축 강도가 3.44 MPa 이상인 것을 특징으로 할 수 있다.In addition, according to another embodiment of the present invention, it may be characterized in that the compressive strength is 3.44 MPa or more.
한편, 본 발명은 상술한 두번째 과제를 해결하기 위하여 본 발명은 고화체지오폴리머로서 메타카올린 고화체 및 상기 메타카올린 고화체에 적재되며 방사성 탄소를 포함하는 방사성 탄산염 폐기물 고화체를 제공한다.On the other hand, in order to solve the above-mentioned second problem, the present invention provides a solidified meta-kaolin as a solidified geopolymer and a solidified material of radioactive carbonate waste loaded on the solidified meta-kaolin and containing radioactive carbon.
또한, 본 발명의 일 실시예에 의하면, 상기 방사성 탄산염은 탄산칼슘(CaCO3)일 수 있다.Also, according to an embodiment of the present invention, the radioactive carbonate may be calcium carbonate (CaCO 3 ).
또한, 본 발명의 다른 실시예에 의하면 상기 방사성 탄산염 폐기물 고화체는 물유리를 함유하는 활성화제를 포함하여 제조된 것 일 수 있다.In addition, according to another embodiment of the present invention, the solidified radioactive carbonate waste may be manufactured by including an activator containing water glass.
본 발명에 따른 방사성 탄소를 포함하는 방사성 탄산염 폐기물의 고화방법에 의하여 제조된 고화체는 상온, 상압의 조건에서 방사성 탄산염에 대한 높은 담지율을 가질 수 있다.The solidified body produced by the method of solidifying radioactive carbonate waste containing radioactive carbon according to the present invention may have a high loading rate of radioactive carbonate under conditions of room temperature and normal pressure.
나아가 본 발명에 고화방법에 따라 고화된 방사성 탄산염 폐기물 고화체는 균열이 생기지 않고 구조적으로 매우 안정적이기 때문에 방사성 물질 유출의 우려가 없어 작업자의 작업환경의 안전성을 향상시킬 수 있다.Furthermore, since the radioactive carbonate waste solidified according to the solidification method of the present invention is structurally very stable without cracking, there is no concern about leakage of radioactive materials, and thus the safety of the worker's working environment can be improved.
더 나아가 본 발명에 고화방법에 따라 고화된 방사성 탄산염 폐기물 고화체는 종래기술에 따른 고화체 대비 압축강도가 향상되어 대량의 탄산염을 처리할 수 있어 적은 고화 매질로도 많은 탄산염 폐기물을 처리할 수 있어 경제성이 향상될 수 있다.Furthermore, the solidified radioactive carbonate waste solidified according to the solidification method according to the present invention has improved compressive strength compared to the solidified body according to the prior art, so that a large amount of carbonate can be treated, so that a large amount of carbonate waste can be treated with a small amount of solidifying medium, resulting in economic efficiency. can be improved
도 1은 본 발명의 일 실시예 따른 방사성 탄산염 폐기물의 종류와 적재량을 달리하여 제조한 고화체의 압축강도를 나타내는 그래프이다.
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 방사성 탄산염 폐기물 고화체의 XRD 분석을 통한 Si/Al의 비율을 나타내는 그래프이다.
도 3은 본 발명의 일 실시예 따른 방사성 탄산염 폐기물 고화방법에서 물유리가 아닌 활성화제를 사용하여 제조한 고화체의 압축강도를 나타내는 그래프이다.
도 4는 본 발명의 일 실시예에 따른 방사성 탄산염 폐기물 고화방법에서 XRD 패턴을 나타내는 도면이다.
도 5는 본 발명의 일 실시예에 따라 제조된 방사성 탄산염 폐기물 고화체에 대한 사진이다.1 is a graph showing the compressive strength of a solidified body prepared by varying the type and loading amount of radioactive carbonate waste according to an embodiment of the present invention.
Figure 2 is a graph showing the ratio of Si / Al through XRD analysis of radioactive carbonate waste solidified material according to an embodiment of the present invention.
3 is a graph showing the compressive strength of a solidified body prepared using an activator other than water glass in a method for solidifying radioactive carbonate waste according to an embodiment of the present invention.
4 is a view showing an XRD pattern in a method for solidifying radioactive carbonate waste according to an embodiment of the present invention.
5 is a photograph of a radioactive carbonate waste solidified body manufactured according to an embodiment of the present invention.
이하 본 발명의 실시예에 대하여 본 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자가 용이하게 실시할 수 있도록 상세히 설명한다. 본 발명은 여러 가지 상이한 형태로 구현될 수 있으며 여기에서 설명하는 실시예에 한정되지 않는다. Hereinafter, embodiments of the present invention will be described in detail so that those skilled in the art can easily implement the present invention. This invention may be embodied in many different forms and is not limited to the embodiments set forth herein.
상술한 바와 같이 종래 방사성 탄산염의 고화방법은 고온의 공정, 낮은 적재량 또는 적은 폐기물 대비 많은 고화 매질의 양으로 인해 비경제적이며 효율이 낮은 문제가 있었다. 나아가 고화체의 불안정성으로 인한 14C의 누출의 문제와 작업자의 안전에도 심각한 영향을 주는 문제가 있었다.As described above, the conventional radioactive carbonate solidification method is uneconomical and has low efficiency due to a high temperature process, a low loading amount, or a large amount of solidification medium compared to a small amount of waste. Furthermore, there was a problem of leakage of 14 C due to instability of the solidified body and a problem that seriously affected the safety of workers.
이에 본 발명은 (1) 지오폴리머로서 메타카올린과 방사성 탄소를 포함하는 방사성 탄산염 폐기물을 혼합하여 지오폴리머 혼합물을 형성하는 단계, (2) 상기 혼합물에 물유리를 포함하는 활성화제를 투입하여 지오폴리머 페이스트를 형성하는 단계 및 (3) 상기 지오폴리머 페이스트를 고화하는 단계를 포함하는 방사성 탄산염 폐기물 고화방법을 제공하여 상술한 문제의 해결을 모색하였다.Accordingly, the present invention provides (1) forming a geopolymer mixture by mixing radioactive carbonate waste containing metakaolin and radioactive carbon as a geopolymer, (2) adding an activator containing water glass to the mixture to obtain a geopolymer paste A method for solidifying radioactive carbonate waste comprising the steps of forming and (3) solidifying the geopolymer paste was sought to solve the above problems.
이를 통해 종래 방사성 탄산염에 대한 고화방법의 문제점을 개선하고, 고화 매질에 대한 높은 담지율을 가질 뿐만 아니라, 탄산염 폐기물 고화체 자체의 압축강도를 일정 수준 이상 확보할 수 있어 고화 방법으로서의 경제성과 작업자의 안전성을 크게 향상시킬 수 있다.This improves the problems of the conventional radioactive carbonate solidification method, has a high support rate for the solidification medium, and secures the compressive strength of the carbonate waste solidified body itself at a certain level or higher, resulting in economic feasibility and worker safety as a solidification method. can be greatly improved.
본 발명의 (1) 단계는 지오폴리머로서 메타카올린과 방사성 탄소를 포함하는 방사성 탄산염 폐기물을 혼합하여 지오폴리머 혼합물을 형성하는 단계이다. Step (1) of the present invention is a step of forming a geopolymer mixture by mixing metakaolin as a geopolymer and radioactive carbonate waste containing radioactive carbon.
지오폴리머는 알루미노 실리케이트 원료와 알칼리 활성화제의 화학 반응으로 저온에서 경화되는 무기중합체 중 하나로서 시멘트와 달리 칼슘을 포함하고 있지 않다. 상술한 바와 같이 칼슘을 포함하고 있지 않은 고화물질로서 시멘트를 대체할 수 있는 지오폴리머의 합성방법으로서 메타카올린(metakaolin)을 이용한 지오폴리머의 합성방법이 있으며, 본 발명은 (1) 지오폴리머로서 메타카올린과 방사성 탄소를 포함하는 방사성 탄산염 폐기물을 혼합하여 지오폴리머 혼합물을 형성하는 단계를 포함한다.Geopolymer is one of the inorganic polymers hardened at low temperature through chemical reaction between alumino silicate raw material and alkali activator. Unlike cement, geopolymer does not contain calcium. As described above, as a solidifying material that does not contain calcium, as a method for synthesizing a geopolymer that can replace cement, there is a method for synthesizing a geopolymer using metakaolin. mixing kaolin and radioactive carbonate waste comprising radioactive carbon to form a geopolymer mixture.
이러한 메타카올린은 높은 압축강도와 내화학성이 우수하며 특히 본 발명에 따른 탄산염 폐기물과 혼합 시 지오폴리머 혼합물 내부에서 필러(filler)의 형태로 줄어든 메타카올린의 양을 탄산염이 대체할 수 있어서 압축강도가 저하되지 않으며, 나아가 탄산염 폐기물과의 고정화에 보다 유리하여 고화 방법으로의 경제성과 안정성을 동시에 제고할 수 있다.Such meta-kaolin has high compressive strength and excellent chemical resistance. In particular, when mixed with the carbonate waste according to the present invention, the amount of meta-kaolin reduced in the form of a filler in the geopolymer mixture can be replaced by carbonate, so that the compressive strength is improved. It does not deteriorate, and furthermore, it is more advantageous for immobilization with carbonate waste, so that economic feasibility and stability as a solidification method can be improved at the same time.
지오폴리머로서 메타카올린을 얻기 위해 본 발명의 목적에 부합하는 범위에서 공지의 메타카올린 제조 방법이 사용될 수 있으며 이에 대한 비제한적인 예로 하기의 반응식 1과 같이 본 발명의 메타카올린은 상용 카올린(kaolin)을 전기로에서 1분에 5 ~ 15 ℃ 온도로 승온하여 700 ~ 900 ℃로 5시간을 머물게 하여 수분을 제거하여 고화 매질인 메타카올린을 제조할 수 있다.In order to obtain metakaolin as a geopolymer, a known method for preparing metakaolin may be used within the range consistent with the object of the present invention. As a non-limiting example thereof, as shown in Scheme 1 below, the metakaolin of the present invention is commercially available kaolin In an electric furnace, the temperature is raised to 5 ~ 15 ° C. per minute and kept at 700 ~ 900 ° C. for 5 hours to remove moisture to prepare metakaolin, a solidification medium.
[반응식 1][Scheme 1]
Al2Si2O5(OH)4 → Al2Si2O7 + 2H2OAl 2 Si 2 O 5 (OH) 4 → Al 2 Si 2 O 7 + 2H 2 O
다음, 방사성 탄소를 포함하는 방사성 탄산염 폐기물을 혼합하여 지오폴리머 혼합물을 형성한다. 상기 메타카올린과 방사성 탄산염 폐기물을 혼합하여 지오폴리머 혼합물을 형성하기 위해 수분을 제거하여 회수한 메타카올린과 탄산염을 혼합할 수 있다.Then, radioactive carbonate waste containing radioactive carbon is mixed to form a geopolymer mixture. In order to form a geopolymer mixture by mixing the metakaolin and the radioactive carbonate waste, the metakaolin recovered by removing water may be mixed with the carbonate.
한편 방사성 탄산염 폐기물이란 방사성 탄소14C 와 금속이 치환된 탄산염을 의미하며 원자력 발전소에서 부산물로 발생한다. On the other hand, radioactive carbonate waste refers to carbonate in which radioactive carbon 14 C and metal are substituted, and is generated as a by-product in nuclear power plants.
이때 상기 방사성 탄산염 폐기물은 탄산칼슘(CaCO3), 탄산스트론튬(SrCO3), 탄산마그네슘(MgCO3), 탄산바륨 (BaCO3) 등을 포함할 수 있으며 바람직하게는 탄산칼슘(CaCO3), 탄산스트론튬(SrCO3)일 수 있고 가장 바람직하게는 탄산칼슘(CaCO3)일 수 있다. In this case, the radioactive carbonate waste may include calcium carbonate (CaCO3), strontium carbonate (SrCO3), magnesium carbonate (MgCO 3 ), barium carbonate (BaCO 3 ), etc., and preferably calcium carbonate (CaCO 3 ), strontium carbonate ( SrCO 3 ) and most preferably calcium carbonate (CaCO 3 ).
보다 구체적으로 도 1을 참조하여 설명한다. 도 1은 방사성 탄산염 폐기물의 종류와 적재량 및 이에 대한 압축강도를 나타내는 그래프이며 도 1에서 도시된 것과 같이 본 발명의 고화방법에 사용되는 방사성 탄산염 폐기물은 방사성 탄산염 폐기물의 적재량 및 활성화제의 종류에 상관없이 탄산칼슘이 탄산스트론튬 보다 높은 압축강도를 가짐을 알 수 있다. 이는 탄산칼슘이 탄산스트론튬 등 기타 탄산염보다 반응성이 낮은 특성이 있어 지오폴리머의 혼합물에 영향을 미치지 않고, 독자적으로 존재할 수 있기 때문이다.More specifically, it will be described with reference to FIG. 1 . 1 is a graph showing the type and loading amount of radioactive carbonate waste and its compressive strength. As shown in FIG. 1, the radioactive carbonate waste used in the solidification method of the present invention is correlated with the loading amount of radioactive carbonate waste and the type of activator. It can be seen that calcium carbonate has a higher compressive strength than strontium carbonate. This is because calcium carbonate has a lower reactivity than other carbonates such as strontium carbonate, so it can exist independently without affecting the mixture of geopolymers.
이때, 상기 방사성 탄산염의 중량비는 방사성 탄산염 폐기물 100 중량 %에 대하여 20 내지 70중량%로 포함될 수 있다. 다만, 바람직하게는 상기 방사성 탄산염의 중량비는 방사성 탄산염이 중량비는 30 내지 70 중량%로 포함될 수 있으며, 보다 바람직하게는 상기 방사성 탄산염의 중량비는 40 내지 70 중량%로 포함될 수 있다. 만일 방사성 탄산염의 중량비가 20 % 미만일 경우 방사성 탄산염의 적재량이 너무 적어 폐기물 처리 측면에서 상업적 가치가 떨어질 수 있고, 방사성 탄산염의 중량비가 70 중량%를 초과할 경우 압축강도가 저하되어 고화체의 불안정성으로 인한 처분장 인수가 불가능하게 된다.In this case, the weight ratio of the radioactive carbonate may be included in the range of 20 to 70% by weight based on 100% by weight of the radioactive carbonate waste. However, preferably, the weight ratio of the radioactive carbonate may be 30 to 70% by weight, and more preferably, the weight ratio of the radioactive carbonate may be 40 to 70% by weight. If the weight ratio of radioactive carbonate is less than 20%, the loading amount of radioactive carbonate is too small, and the commercial value may decrease in terms of waste disposal. Acquisition of the repository becomes impossible.
다음, 본 발명의 (2) 단계는 (1) 단계의 지오폴리머 혼합물에 물유리를 포함하는 활성화제를 투입하여 지오폴리머 페이스트를 형성하는 단계이다.Next, step (2) of the present invention is a step of forming a geopolymer paste by adding an activator including water glass to the geopolymer mixture of step (1).
일반적인 고화매질의 활성화제(Activator solution)는 수용액 상태에서 지오폴리머 혼합물과 화학반응을 하여 압축강도를 증가시키는 역할을 한다. 즉 활성화제와 지오폴리머 혼합물의 화학반응은 발열 반응에 해당하여 일부의 수분이 증발하게 되고, 수분의 일부는 규소(Si), 알루미늄(Al) 등과 반응하여 수화물을 형성하면서 흡수된다. 이러한 과정을 통하여 지오폴리머 혼합물의 압축강도가 증가하게 된다.The activator solution of a general solidifying medium serves to increase the compressive strength by chemically reacting with the geopolymer mixture in an aqueous solution. That is, the chemical reaction between the activator and the geopolymer mixture corresponds to an exothermic reaction, so that some of the moisture evaporates, and some of the moisture reacts with silicon (Si) and aluminum (Al) to form hydrates and is absorbed. Through this process, the compressive strength of the geopolymer mixture is increased.
이때 상기 활성화제는 지오폴리머 혼합물 100 중량부에 대하여 15 ~ 50 중량부로 포함될 수 있다. 만일 활성화제의 중량부가 15 중량부 미만이라면 메타카올린이 충분히 활성화되지 않음으로 인해 고화체를 형성하지 못하는 문제가 있을 수 있고, 만일 활성화제의 중량부가 50을 초과한다면 고화 매질이 부족한 문제가 있을 수 있다.In this case, the activator may be included in an amount of 15 to 50 parts by weight based on 100 parts by weight of the geopolymer mixture. If the weight part of the activator is less than 15 parts by weight, there may be a problem of not forming a solidified body due to insufficient activation of metakaolin, and if the weight part of the activator exceeds 50 parts by weight, there may be a problem of insufficient solidification medium .
이때 상기 활성화제에는 일반적으로 수산화칼륨(KOH) 수용액 또는 수산화나트륨(NaOH) 수용액이 포함될 수 있으며 바람직하게는 수산화칼륨 수용액이 포함될 수 있다. In this case, the activator may generally include an aqueous solution of potassium hydroxide (KOH) or an aqueous solution of sodium hydroxide (NaOH), and may preferably include an aqueous solution of potassium hydroxide.
도 2를 참조하면, 활성화제로 수산화칼륨 수용액을 사용한 경우 수산화나트륨 수용액을 사용한 경우 보다 규소/알루미늄의 비율이 높아짐을 알 수 있다. 즉 도 2를 통해, 수산화나트륨 수용액을 포함하는 활성화제보다, 수산화칼륨 수용액을 포함하는 활성화제로 지오폴리머 혼합물를 고화시키는 경우 고화체에 규소가 더 많이 포함되었을 것임을 알 수 있다.Referring to FIG. 2 , it can be seen that when an aqueous solution of potassium hydroxide is used as an activator, the ratio of silicon/aluminum is higher than when an aqueous solution of sodium hydroxide is used. That is, it can be seen from FIG. 2 that when the geopolymer mixture is solidified with an activator containing an aqueous solution of potassium hydroxide rather than an activator containing an aqueous solution of sodium hydroxide, more silicon is contained in the solidified body.
이로 인해 상술한 도 1 (b)와 같이 수산화칼륨 수용액을 포함하는 활성화제로 지오폴리머 혼합물을 고화시키는 경우, 도 1 (a)와 같이 수산화나트륨 수용액을 포함하는 활성화제로 지오폴리머 혼합물을 고화시킨 경우보다 방사성 탄산염 폐기물의 담지율이 높아짐을 알 수 있다. Therefore, when the geopolymer mixture is solidified with an activator containing an aqueous potassium hydroxide solution as shown in FIG. 1 (b), the geopolymer mixture is solidified with an activator containing an aqueous sodium hydroxide solution as shown in FIG. It can be seen that the loading rate of radioactive carbonate waste is increased.
따라서 본 발명에 활성화제를 사용한 고화체는 하기 A의 값이 1.5 내지 2.5를 만족할 수 있다.Therefore, the solidified body using the activator in the present invention may satisfy the value of A of 1.5 to 2.5.
이때 만일 A의 값이 1.5 미만일 경우 고화체의 압축강도가 너무 낮은 문제가 있을 수 있고, 2.5를 초과할 경우 균열이 심해서 하나의 고화체를 이루지 못하는 문제가 있을 수 있다.At this time, if the value of A is less than 1.5, there may be a problem in that the compressive strength of the solidified body is too low, and if it exceeds 2.5, there may be a problem that one solidified body cannot be formed due to severe cracks.
이때 상기와 같이 본 발명의 바람직한 실시예에 따라 활성화제에 수산화칼륨 수용액이 포함되는 경우 활성화제 100중량%에 대하여 수산화칼륨 수용액은 60 ~ 65 중량%로 포함될 수 있다. 만일 상기 수산화칼륨 수용액의 중량%가 60% 미만이라면 메타카올린으로부터 알루미노실리케이드를 침출하지 못하는 문제가 있을 수 있고, 만일 상기 수산화칼륨 수용액의 중량%가 65%를 초과한다면 강염기로 인해 해당 폐기물에 손상을 주는 문제가 있을 수 있다.In this case, when the activator includes the aqueous potassium hydroxide solution according to a preferred embodiment of the present invention as described above, the aqueous potassium hydroxide solution may be included in an amount of 60 to 65% by weight based on 100% by weight of the activator. If the weight % of the potassium hydroxide aqueous solution is less than 60%, there may be a problem of not leaching aluminosilicate from metakaolin, and if the weight % of the potassium hydroxide aqueous solution exceeds 65%, the strong base causes the waste to be leached. There may be problems with damage.
한편, 본 발명에 따른 상기 활성화제는 물유리(silicate solution)를 포함한다.Meanwhile, the activator according to the present invention includes a silicate solution.
물유리는 활성화제의 포함되어 고화매질과 반응함으로써 고화체의 압축강도를 향상시키고 고화체의 규소 공급원으로의 역할을 한다. 이와 같은 역할을 수행하는 물질로는 통상적으로 건식 실리카(Fumed silica)가 활용되고 있다. 이에 본 발명은 도 3에서 건식 실리카와 비교하여 본 발명에 따른 물유리가 포함된 활성화제의 효과를 나타내고 있다. Water glass contains an activator and reacts with the solidification medium to improve the compressive strength of the solidified body and serves as a silicon source for the solidified body. As a material performing such a role, fumed silica is commonly used. Accordingly, the present invention shows the effect of the activator containing the water glass according to the present invention compared to the dry silica in FIG. 3 .
도 3및 도 1 (a), 도 1 (b)를 참조하면, 건식 실리카를 활성화제로 사용하여 제조한 고화체의 경우 상술한 도 1 (a) 및 도 1 (b)에 도시된 본 발명에 따른 물유리를 활성화제로 사용한 고화체 대비 방사성 탄산염 폐기물의 종류에 관계없이 매우 낮은 압축강도를 나타냄을 알 수 있다.Referring to FIGS. 3 and 1 (a) and 1 (b), in the case of a solidified body prepared using dry silica as an activator, according to the present invention shown in FIGS. 1 (a) and 1 (b) It can be seen that the solidified material using water glass as an activator showed a very low compressive strength regardless of the type of radioactive carbonate waste.
이와 같이 본 발명과 같은 방사성 탄산염 폐기물에 대한 고화체를 고화 대상으로 하는 경우 건식 실리카가 활성화제에 포함되는 것 대비 물유리를 활성화제에 포함하는 경우 고화체의 안정성이 크게 향상되어 방사성 탄산염 폐기물의 유출 문제 및 작업자의 안전을 크게 개선할 수 있다.In this way, when the solidified body for radioactive carbonate waste as in the present invention is a target for solidification, the stability of the solidified body is greatly improved when dry silica is included in the activator, compared to when water glass is included in the activator, thereby preventing leakage of radioactive carbonate waste and Worker safety can be greatly improved.
이는 건식 실리카의 경우 무기 분말 가루의 양이 너무 많아 비산성이 강하고 이로 인한 낮은 작업성에서 기인한다. This is attributable to the low workability due to strong scattering in the case of dry silica because the amount of inorganic powder is too large.
이때 상기 물유리는 활성화제 100 중량%에 대하여 55 ~ 65의 중량%로 포함될 수 있다. 만일 상기 물유리의 중량%가 55 미만이라면 고화체에 이산화규소가 부족한 문제가 있을 수 있고, 만일 상기 물유리의 중량%가 65 초과라면 고화체를 형성하지 못하는 문제가 있을 수 있다.In this case, the water glass may be included in an amount of 55 to 65% by weight based on 100% by weight of the activator. If the weight % of the water glass is less than 55, there may be a problem in that silicon dioxide is insufficient in the solidified body, and if the weight % of the water glass is greater than 65, there may be a problem of not forming a solidified body.
이때 상기 활성화제는 용매 잔량을 더 포함할 수 있으며, 지오폴리머 혼합물과 화학반응을 하여 압축강도를 증가시키는 역할을 하는 활성화제의 목적에 부합하는 한 공지의 물질이 될 수 있다. 이에 비제한적인 예로 상기 용매는 공지의 유기용매 또는 물이 될 수 있고 활성화제 100 중량%에 대하여 40 ~ 50의 중량%로 포함될 수 있다.In this case, the activator may further include a residual amount of solvent, and may be a known material that meets the purpose of the activator, which serves to increase compressive strength by chemically reacting with the geopolymer mixture. As a non-limiting example, the solvent may be a known organic solvent or water, and may be included in an amount of 40 to 50% by weight based on 100% by weight of the activator.
상술한 물질을 포함하고 있는 활성화제는 합성의 반응성을 높이기 위해 용기에 투입하여 20℃ ~ 30℃오븐에서 10시간 이상 반응시킨 후, 메타카올린과 방사성 탄산염을 혼합한 지오폴리머 혼합물을 투입하여 지오폴리머 페이스트를 제조할 형성시킬 수 있다.In order to increase the reactivity of the synthesis, the activator containing the above-mentioned substances is put into a container and reacted in an oven at 20 ℃ ~ 30 ℃ for more than 10 hours, and then a geopolymer mixture of metakaolin and radioactive carbonate is added to form a geopolymer. It can be formed to make a paste.
다음, 본 발명의 (3) 단계는 상기 지오폴리머 페이스트를 고화하는 단계이다.Next, step (3) of the present invention is a step of solidifying the geopolymer paste.
지오폴리머 페이스트를 고화시키는 방법은 본 발명과 같이 방사성 탄산염 폐기물을 대상으로 하는 고화방법에 적합한 공지의 고화방법이 적용될 수 있으므로 특별히 한정하지 않는다. A method of solidifying the geopolymer paste is not particularly limited since a known solidifying method suitable for a solidifying method for radioactive carbonate waste as in the present invention may be applied.
예를 들어 먼저 상기 (2) 단계에서 제조한 지오폴리머 페이스트를 몰드에 옮겨 담을 수 있다. 이때 상기 몰드는 방사성 폐기물을 고화하기 적합한 공지의 형상 및 재료가 될 수 있으며 비제한적인 예로 원기둥 형태일 수 있다.For example, the geopolymer paste prepared in step (2) may be transferred to a mold. In this case, the mold may be a known shape and material suitable for solidifying radioactive waste, and may have a cylindrical shape as a non-limiting example.
또한 이와 같이 지오폴리머 페이스트를 몰드에 옮기는 과정에서 생기는 기포는 향후 고화체의 안정성에 영향을 미칠 수 있는 바 미리 제거할 수 있다.In addition, air bubbles generated in the process of transferring the geopolymer paste to the mold can affect the stability of the solidified body in the future, so they can be removed in advance.
이후 상기 지오폴리머 페이스트를 옮겨 담은 몰드를 20 내지 40 ℃ 오븐에서 5 내지 10일 동안 양생하여 방사성 탄산염 폐기물 고화체를 형성시킬 수 있다.Thereafter, the mold containing the geopolymer paste may be cured in an oven at 20 to 40° C. for 5 to 10 days to form a radioactive carbonate waste solidified body.
이와 같이 본 발명에 따라 제조한 방사성 탄산염 폐기물 고화체는 상술한 도 1 내지 3과 같이 와 같이 방사성 탄산염에 대한 담지율을 높이면서도 충분한 압축강도를 유지할 수 있어서 대량의 탄산염을 처리할 수 있고, 적은 고화매질로도 많은 방사성 탄산염 폐기물을 처리할 수 있어 경제성이 향상될 수 있다.As such, the radioactive carbonate waste solidified body prepared according to the present invention can maintain sufficient compressive strength while increasing the loading rate for radioactive carbonate as shown in FIGS. Even with the medium, a large amount of radioactive carbonate waste can be treated, which can improve economic feasibility.
나아가 도 5에 도시된 것과 같이 고화체 전체에서 균열이 생기지 않고 구조적으로 매우 안정적이어서 방사성 물질 유출의 우려가 없어 작업자의 작업환경의 안전성을 향상시킬 수 있다.Furthermore, as shown in FIG. 5, since cracks do not occur in the entire solidified body and it is structurally very stable, there is no concern about leakage of radioactive materials, and the safety of the worker's working environment can be improved.
이에 따라 본 발명에 따른 방사성 탄산염 폐기물의 고화방법에 따라 고화된 고화체는 압축 강도가 3.44 MPa 이상의 범위를 가질 수 있다. 이러한 압축 강도는 본 발명이 속하는 방사성 폐기물 고화체에 대한 기술분야에서 통상적 수용가능한 고화체의 압축 강도이며 만일 상기 압축 강도가 3.44 MPa 미만일 경우 고화체의 안정성이 저하되어 처리과정에서 방사성 물질이 유출되는 등의 안전상의 문제가 있을 수 있으며, 또한 처분장에서 수용이 불가능한 문제가 있을 수 있다.Accordingly, the solidified material solidified according to the method of solidifying radioactive carbonate waste according to the present invention may have a compressive strength in the range of 3.44 MPa or more. This compressive strength is the compressive strength of a solidified material generally acceptable in the technical field for solidified radioactive waste to which the present invention belongs, and if the compressive strength is less than 3.44 MPa, the stability of the solidified material is lowered for safety reasons such as leakage of radioactive material during the treatment process. There may be problems with the disposal site, and there may also be problems that are unacceptable at the disposal site.
이하에서는 이러한 본 발명에 따른 방사성 탄산염 폐기물 고화체에 대하여 설명한다. 다만 중복을 피하기 위해 상술한 방사성 탄산염 폐기물 고화체의 고화방법과 기술적 사상이 동일한 부분에 대하여는 설명을 생략하기로 한다.Hereinafter, the radioactive carbonate waste solidified body according to the present invention will be described. However, in order to avoid duplication, descriptions of portions having the same technical concept as the solidification method of the radioactive carbonate waste solidified body described above will be omitted.
본 발명에 따른 방사성 탄산염 폐기물 고화체는 지오폴리머로서 메타카올린 고화체 및 상기 메타카올린 고화체에 적재되며 방사성 탄소를 포함하는 방사성 탄산염 폐기물을 포함한다.The radioactive carbonate waste solidified body according to the present invention includes a metakaolin solidified body as a geopolymer and radioactive carbonate waste loaded in the metakaolin solidified body and containing radioactive carbon.
이때 상기 방사성 탄산염은 탄산칼슘일 수 있고, 상기 활성화제는 물유리를 함유하는 활성화제를 포함하여 제조된 것 일 수 있다.In this case, the radioactive carbonate may be calcium carbonate, and the activator may be prepared by including an activator containing water glass.
이하에서는 실시예를 통하여 본 발명을 더욱 구체적으로 설명하기로 하지만, 하기 실시예가 본 발명의 범위를 제한하는 것은 아니며, 이는 본 발명의 이해를 돕기 위한 것으로 해석되어야 할 것이다.Hereinafter, the present invention will be described in more detail through examples, but the following examples are not intended to limit the scope of the present invention, which should be interpreted to aid understanding of the present invention.
[실시예 1] [Example 1]
메타타카올린을 제조하기 위해 상용 카올린(kaolin, 100 g, Sigma Aldrich)을 전기로에서 상온으로부터 10 ℃/min으로 승온하여 800 ℃에 5시간을 머물게 하여 카올린 구조에 존재하는 수분이 제거하고, 자연 하온을 통해 고화 매질인 100 g의 메타카올린을 회수하였다.To produce metatakaolin, commercial kaolin (100 g, Sigma Aldrich) was heated in an electric furnace at 10 °C/min from room temperature, kept at 800 °C for 5 hours to remove moisture present in the kaolin structure, and Through this, 100 g of metakaolin, which is a solidification medium, was recovered.
이후, 메타카올린 기반의 지오폴리머 고화체와 탄산염을 적재한 지오폴리머 혼합물의 제조를 위해, 준비된 메타카올린을 20 wt% 탄산칼슘과 혼합하였다.Thereafter, in order to prepare a geopolymer mixture loaded with metakaolin-based geopolymer and carbonate, the prepared metakaolin was mixed with 20 wt% calcium carbonate.
이후, 활성화제 준비를 위해, 10 M의 KOH 수용액 50 ml를 30 g의 물유리(potassium silicate solution(KSS, K4O4Si, SiO2: 27~29% K2O: 21~23%, Samchun) 와 혼합한다. 활성화제와 지오폴리머 혼합물을 50 : 50 중량비로 혼합하고, 5분 동안 믹서기로 교반하여, 지오폴리머 페이스트를 제조하였다.이러한 지오폴리머 페이스트를 원기둥 형태의 플라스틱 몰드 (내경: 23 mm, 높이: 46 mm)에 옮겨 담은후 몰드에 옮기는 과정에서 생기는 기포를 셰이커를 이용해 제거하였다. 이후 최종 고화체 형성을 위해30 ℃ 오븐에서 7일 동안 양생하여 방사성 탄산염 폐기물 고화체를 제조하였다.Then, to prepare the activator, 50 ml of 10 M KOH aqueous solution was mixed with 30 g of water glass (potassium silicate solution (KSS, K 4 O 4 Si, SiO 2 : 27-29% K 2 O: 21-23%, Samchun The activator and the geopolymer mixture were mixed in a weight ratio of 50:50 and stirred with a mixer for 5 minutes to prepare a geopolymer paste. , Height: 46 mm), and then air bubbles generated in the process of being transferred to the mold were removed using a shaker, and then cured in an oven at 30 ° C for 7 days to prepare a radioactive carbonate waste solidified body to form a final solidified body.
[실시예 2 내지 4][Examples 2 to 4]
실시예 1과 동일하게 제조하되, 방사성 탄산염의 적재량을 하기 표 1과 같이 달리하여 방사성 탄산염 폐기물 고화체를 제조하였다It was prepared in the same manner as in Example 1, but the radioactive carbonate waste solidified body was prepared by varying the loading amount of radioactive carbonate as shown in Table 1 below.
[실시예 5 내지 8] [Examples 5 to 8]
실시예 1과 동일하게 제조하되, 방사성 폐기물을 탄산염을 탄산칼슘이 아닌 탄산스트론튬을 사용하고 또한 표 1과 같이 적재량을 달리하여 방사성 탄산염 폐기물 고화체를 제조하였다It was prepared in the same manner as in Example 1, but radioactive carbonate waste solidified material was prepared by using strontium carbonate instead of calcium carbonate for the radioactive waste, and also varying the loading amount as shown in Table 1.
[실시예 9 내지 12] [Examples 9 to 12]
실시예 1과 동일하게 제조하되, 활성화제에 수산화칼륨이 아닌 수산화나트륨을 포함하여 제조하고 또한 표 1과 같이 방사성 탄산염 적재량을 달리하여 방사성 탄산염 폐기물 고화체를 제조하였다 It was prepared in the same manner as in Example 1, but the activator was prepared by including sodium hydroxide instead of potassium hydroxide, and the radioactive carbonate waste solidified body was prepared by varying the loading amount of radioactive carbonate as shown in Table 1.
[실시예 13 내지 16] [Examples 13 to 16]
실시예 1과 동일하게 제조하되, 활성화제에 수산화칼륨이 아닌 수산화나트륨을 포함하여 제조하고 또한 표 1과 같이 방사성 탄산염을 탄산칼슘이 아닌 탄산스트론튬으로 사용하고 이에 대한 적재량을 달리하여 방사성 탄산염 폐기물 고화체를 제조하였다 It was prepared in the same manner as in Example 1, but the activator was prepared by including sodium hydroxide instead of potassium hydroxide, and as shown in Table 1, radioactive carbonate was used as strontium carbonate instead of calcium carbonate, and the radioactive carbonate waste solidified by varying the loading amount therefor. was manufactured
[비교예 1 내지 4][Comparative Examples 1 to 4]
실시예 1과 동일하게 제조하되, 활성화제에 물유리가 아닌 건식실리카를 포함하여 탄산염과 탄산스트론튬의 적재량을 달리하여 제조하였다.It was prepared in the same manner as in Example 1, but by including dry silica instead of water glass as the activator, and varying the loading amounts of carbonate and strontium carbonate.
[실험예 1][Experimental Example 1]
XRD 스펙트라를 이용하여 방사성 탄산염 폐기물 고화체의 XRD 분석을 통한 Si/Al의 비율을 분석하여 도 2에 나타내었다.The ratio of Si/Al through XRD analysis of the radioactive carbonate waste solidified material was analyzed using XRD spectra and is shown in FIG. 2 .
[실험예 2][Experimental Example 2]
본 발명의 일 실시예에 따른 방사성 탄산염 폐기물 고화체를 XRD 패턴 이용하여 분석하고 이를 도 4에 나타내었다.Radioactive carbonate waste solidified body according to an embodiment of the present invention It was analyzed using an XRD pattern and is shown in FIG. 4 .
[실험예 3][Experimental Example 3]
마이크로 CT를 이용하여 방사성 탄산염 폐기물 고화체를 촬영하고 이를 도 5에 나타내었다.A radioactive carbonate waste solidified body was photographed using micro-CT and is shown in FIG. 5 .
[실험예 4][Experimental Example 4]
본 발명의 일 실시예와 비교예에 대한 압축강도를 분석하고 이를 도 1 및 도 3에 나타내었다.The compressive strength of one embodiment of the present invention and the comparative example was analyzed and shown in FIGS. 1 and 3.
도 1은 방사성 탄산염 폐기물의 종류와 적재량 및 이에 대한 압축강도를 나타내는 그래프이며, 도 1 (a)는 활성화제로 수산화칼륨을 사용하였고 도 1 (b)는 활성화제로 수산화나트륨을 사용하였다.Figure 1 is a graph showing the type and load of radioactive carbonate waste and its compressive strength. Figure 1 (a) uses potassium hydroxide as an activator and Figure 1 (b) uses sodium hydroxide as an activator.
도 1에서 알 수 있듯이, 본 발명의 고화방법에 사용되는 방사성 탄산염 폐기물은 방사성 탄산염 폐기물의 적재량 및 활성화제의 종류에 상관없이 탄산칼슘이 탄산스트론튬 보다 높은 압축강도를 가짐을 알 수 있다. 즉 본 발명에 따른 실시예 1 내지 8은 실시예 9 내지 16 보다 측정한 모든 적재량에서 보다 높은 압축강도를 가지므로 방사성 탄산염 폐기물 중 특히 탄산칼슘이 적합함을 알 수 있다.As can be seen from FIG. 1, it can be seen that the radioactive carbonate waste used in the solidification method of the present invention has a higher compressive strength of calcium carbonate than strontium carbonate, regardless of the loading amount of the radioactive carbonate waste and the type of activator. That is, since Examples 1 to 8 according to the present invention have a higher compressive strength at all measured loads than Examples 9 to 16, it can be seen that calcium carbonate is particularly suitable among radioactive carbonate wastes.
도 2는 활성화제로 수산화칼륨 및 수산화나트륨을 사용하여 지오폴리머 혼합물를 고화시켜 침출되는 규소(Si)와 알루미늄(Al)의 양을 나타낸 것으로, 도 2를 참조하면, 활성화제로 수산화칼륨을 사용한 경우 수산화나트륨을 사용한 경우 보다 규소/알루미늄의 비율이 높아짐을 알 수 있다. 즉 도 2를 통해, 수산화나트륨을 포함하는 활성화제보다, 수산화칼륨을 포함하는 활성화제로 지오폴리머 혼합물를 고화시키는 경우 고화체에 규소가 더 많이 포함되어 방사성 탄산염 폐기물의 담지율이 증대됨을 알 수 있다.Figure 2 shows the amount of silicon (Si) and aluminum (Al) leached by solidifying the geopolymer mixture using potassium hydroxide and sodium hydroxide as an activator. Referring to Figure 2, sodium hydroxide when potassium hydroxide was used as an activator It can be seen that the ratio of silicon / aluminum is higher than in the case of using. That is, it can be seen from FIG. 2 that when the geopolymer mixture is solidified with an activator containing potassium hydroxide rather than an activator containing sodium hydroxide, more silicon is included in the solidified body, increasing the loading rate of radioactive carbonate waste.
다음 도 3은 건식 실리카와 비교하여 본 발명에 따른 물유리가 포함된 활성화제의 효과를 나타내고 있다. 즉 도 3은 비교예 1 내지 4의 압축 강도를 나타내는데 이를 상술한 도 1의 실시예 1 내지 16과 비교해 보면 물유리를 활성화제로 사용한 고화체 대비 방사성 탄산염 폐기물의 종류에 관계없이 매우 낮은 압축강도를 나타냄을 알 수 있다. 따라서 본 발명에 따른 방사성 탄산염 폐기물에 포함되는 활성화제는 특히 물유리를 포함하는 것이 효율적임을 알 수 있다. Figure 3 shows the effect of the activator containing the water glass according to the present invention compared to the dry silica. That is, FIG. 3 shows the compressive strength of Comparative Examples 1 to 4, and when compared with Examples 1 to 16 of FIG. Able to know. Therefore, it can be seen that it is effective to include water glass as the activator included in the radioactive carbonate waste according to the present invention.
도 4는 XRD 패턴 분석 결과를 나타내며 구체적으로 도 4 (a)는 메타카올린, 활성화제로 수산화나트륨을 사용한 지오폴리머 혼합물 및 활성화제로 수산화칼륨을 사용한 지오폴리머 혼합물의 패턴 분석 결과이며, 도 4 (b)는 20 중량%의 탄산염을 적재하고 활성화제로 수산화나트륨을 사용한 지오폴리머 혼합물 및 20 중량%의 탄산염을 적재하고 활성화제로 수산화칼륨을 사용한 지오폴리머 혼합물의 패턴 분석 결과를 나타낸다.4 shows the results of XRD pattern analysis, and specifically, FIG. 4 (a) is a pattern analysis result of a geopolymer mixture using metakaolin and sodium hydroxide as an activator and a geopolymer mixture using potassium hydroxide as an activator, and FIG. 4 (b) shows the pattern analysis results of a geopolymer mixture loaded with 20 wt% carbonate and using sodium hydroxide as an activator and a geopolymer mixture loaded with 20 wt% carbonate and used potassium hydroxide as an activator.
도 4 (a)의 XRD 패턴으로부터 메타카올린에서 지오폴리머를 형성하면서, 높은 각도로 피크 시프트가 발생하는 것을 볼 수 있고 이는 활성화제에 의해 메타카올린의 d-spacing이 줄어들었기 때문이다.From the XRD pattern of FIG. 4 (a), it can be seen that a peak shift occurs at a high angle while metakaolin forms a geopolymer, and this is because the d-spacing of metakaolin is reduced by the activator.
도 4 (b) 방사성 탄산염이 적재된 고화체로부터 기존의 무정형과 다르게 적재된 결정성 CaCO3와 SrCO3 고유의 피크가 나타나는 것을 볼 수 있다.4 (b), it can be seen that peaks unique to loaded crystalline CaCO3 and SrCO3 appear differently from the conventional amorphous solids loaded with radioactive carbonate.
끝으로 도 5는 본 발명에 따른 방사성 탄산염 폐기물 고화체의 마이크로 CT 이미지이며, 고화체의 전체에 심각한 균열은 존재하는 않는 것을 확인함으로써 본 발명에 따른 방사성 탄산염 폐기물 고화체의 안정성을 확인할 수 있다.Finally, FIG. 5 is a micro-CT image of the solidified radioactive carbonate waste according to the present invention, and it can be confirmed that the solidified radioactive carbonate waste according to the present invention is stable by confirming that no serious cracks exist throughout the solidified body.
Claims (10)
(2) 상기 혼합물에 물유리를 포함하는 활성화제를 투입하여 지오폴리머 페이스트를 형성하는 단계;
(3) 상기 지오폴리머 페이스트를 고화하는 단계; 를 포함하는 방사성 탄소를 포함하는 방사성 탄산염 폐기물의 고화방법.
(1) forming a geopolymer mixture by mixing radioactive carbonate waste containing metakaolin and radioactive carbon as a geopolymer;
(2) forming a geopolymer paste by adding an activator containing water glass to the mixture;
(3) solidifying the geopolymer paste; Method for solidifying radioactive carbonate waste containing radioactive carbon comprising a.
상기 (1) 단계에서 방사성 탄산염의 중량비는 방사성 탄산염 폐기물 100 중량 %에 대하여 20 내지 70중량% 인 것을 특징으로 하는 방사성 탄소를 포함하는 방사성 탄산염 폐기물의 고화방법.
According to claim 1,
The method of solidifying radioactive carbonate waste containing radioactive carbon, characterized in that the weight ratio of radioactive carbonate in step (1) is 20 to 70% by weight with respect to 100% by weight of radioactive carbonate waste.
상기 (1) 단계에서 방사성 탄산염 폐기물은 탄산칼슘(CaCO3)인 것을 특징으로 하는 방사성 탄소를 포함하는 방사성 탄산염 폐기물의 고화방법.
According to claim 1,
The method of solidifying radioactive carbonate waste containing radioactive carbon, characterized in that the radioactive carbonate waste in step (1) is calcium carbonate (CaCO 3 ).
상기 (2) 단계에서 활성화제 내부의 물유리의 함량은 활성화제 100 중량%에 대하여 55 ~ 65 중량%인 것을 특징으로 하는 방사성 탄소를 포함하는 방사성 탄산염 폐기물의 고화방법.
According to claim 1,
In step (2), the content of the water glass in the activator is 55 to 65% by weight based on 100% by weight of the activator.
상기 활성화제는 수산화칼륨(KOH)을 포함하는 것을 특징으로 하는 방사성 탄소를 포함하는 방사성 탄산염 폐기물의 고화방법.
According to claim 1,
The method of solidifying radioactive carbonate waste containing radioactive carbon, characterized in that the activator comprises potassium hydroxide (KOH).
하기 A의 값이 1.5내지 2.5을 만족하는 것을 특징으로 하는 방사성 탄산염 폐기물의 고화방법.
A method of solidifying radioactive carbonate waste, characterized in that the value of A satisfies 1.5 to 2.5.
압축 강도가 3.44 MPa 이상인 것을 특징으로 하는 방사성 탄산염 폐기물의 고화방법.
According to claim 1,
A method of solidifying radioactive carbonate waste, characterized in that the compressive strength is 3.44 MPa or more.
상기 메타카올린 고화체에 적재되며 방사성 탄소를 포함하는 방사성 탄산염 폐기물; 을 포함하는 방사성 탄산염 폐기물 고화체.
metakaolin solidified material as a geopolymer; and
radioactive carbonate waste containing radioactive carbon loaded in the metakaolin solidified body; Radioactive carbonate waste solids containing a.
상기 방사성 탄산염은 탄산칼슘(CaCO3)인 것을 특징으로 하는 방사성 탄산염 폐기물 고화체.
According to claim 8,
The radioactive carbonate is calcium carbonate (CaCO 3 ) Radioactive carbonate waste solidified, characterized in that.
상기 방사성 탄산염 폐기물 고화체는 물유리를 함유하는 활성화제를 포함하여 제조된 것을 특징으로 하는 방사성 탄산염 폐기물 고화체.
According to claim 8,
The radioactive carbonate waste solidified material is prepared by including an activator containing water glass.
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| JPS5264792A (en) * | 1975-11-25 | 1977-05-28 | Seibu Polymer Kasei Kk | Gunwale contact preventive device |
| JP2018021808A (en) * | 2016-08-03 | 2018-02-08 | 株式会社東芝 | Method and device for manufacturing solidified body of radioactive waste |
| KR20210032285A (en) | 2019-09-16 | 2021-03-24 | 게엔에스 게젤샤프트 퓌어 누클레아프-서비스 엠베하 | Method of drying a radioactive-waste transport/storage container |
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