WO2015083882A1 - 혼합 폐기물을 유리화하기 위한 유리조성물 및 이를 이용한 혼합 폐기물의 유리화 방법 - Google Patents

혼합 폐기물을 유리화하기 위한 유리조성물 및 이를 이용한 혼합 폐기물의 유리화 방법 Download PDF

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Definitions

  • the present invention relates to the vitrification of radioactive waste, and more particularly, to a glass composition suitable for a mixed waste mixed with combustible waste and low anisotropic waste, such as gloves, work clothes, vinyl, rubber, etc., generated in a nuclear power plant, and a mixed waste using the same. It relates to a vitrification method.
  • Combustible wastes such as gloves, coveralls, vinyl, rubbers, and radioactive wastes, such as radioactive wastes generated from nuclear power plants, low-temperature wastes, and mixed wastes thereof are solidified with cement or placed in waste drums.
  • radioactive wastes such as radioactive wastes generated from nuclear power plants, low-temperature wastes, and mixed wastes thereof are solidified with cement or placed in waste drums.
  • Korean Patent No. 10-0768093 Medium and Low Level Radioactive Waste Vitrification Method Using Iron / Phosphate Glass
  • Korean Patent No. 10-0432450 Medium and Low Level Radioactive Waste Treatment System
  • Another object of the present invention is to provide a method for vitrifying mixed waste using the mixed waste glass composition.
  • the present invention is a glass composition for vitrifying the mixed waste, SiO 2, Al 2 O 3 , B 2 O 3 , CaO, K 2 O, Li 2 O, MgO, Na 2 O, Provided is a glass composition for mixed waste comprising TiO 2 and VO 2 .
  • the glass composition for the mixed waste may further include As 2 O 5 , CeO 2 , CoO, Fe 2 O 3 , MnO 2 , P 2 O 5 , ZrO 2 .
  • the mixed glass composition waste is SiO 2 40 to 50 wt%, Al 2 O 3 11 to 16 wt%, B 2 O 3 8 to 15 parts by%, CaO 3 to 6% by weight, K 2 O 1 to 3% by weight 1 to 3% by weight of Li 2 O, 1 to 3% by weight of MgO, 15 to 19% by weight of Na 2 O, 0.5 to 3% by weight of TiO 2 and 0.5 to 3% by weight of VO 2.
  • the glass composition for mixed waste is SiO 2 40-50 wt% , Al 2 O 3 11-16 Wt%, B 2 O 3 8-15 wt%, CaO 3-6 wt%, K 2 O 1-3 wt%, Li 2 O 1-3 wt%, MgO 1-3 wt%, Na 2 O 15- 19 wt%, 0.5-3 wt% TiO 2 , 0.5-3 wt% VO 2 and 0.5-3 wt% As 2 O 5 , 0.5-3 wt% CeO 2 , 0.1-2 wt% CoO, Fe 2 O 3 1 To 3% by weight, MnO 2 0.01 to 0.1% by weight, P 2 O 5 0.1 to 1.0% by weight, ZrO 2 It characterized in that it comprises 0.5 to 3% by weight.
  • the present invention is a method of vitrifying the mixed waste, the mixed waste in the melting furnace and SiO 2, Al 2 O 3 , B 2 O 3 , CaO, K 2 O, Li 2 O, MgO, Na 2 O, TiO 2 And it provides a mixed waste vitrification method, characterized in that the glass composition containing VO 2 is added together.
  • the glass composition may further include As 2 O 5 , CeO 2 , CoO, Fe 2 O 3 , MnO 2 , P 2 O 5 , ZrO 2 .
  • the present invention by providing a glass composition suitable for a mixed waste mixed with combustible waste and low anisotropic waste, such as gloves, work clothes, vinyl, rubber, etc., the volume of the radioactive waste remarkably increased Not only can it be reduced, but also by vitrifying the mixed waste with a glass composition suitable for vitrification of the mixed waste, there is an effect that can be delayed or completely blocked the outflow of radioactive material in the glass solid.
  • 5 is a graph of electrical conductivity change of candidate glass SG.
  • 11 is a cumulative leaching fraction according to the elements of the candidate glass AG8W1 in the ISO leaching test method.
  • the candidate glass selection process for each waste to be vitrified was determined through an additive (base glass frit) selection, candidate glass selection, laboratory evaluation, and an empirical test step as shown in the glass composition selection flowchart of FIG. 1.
  • the minerals in the waste to be vitrified should be combined with the additives to produce a glass composition that satisfies the vitrification process and the quality of the molten solid.
  • an appropriate additive ie, a base glass frit
  • the characteristics of the candidate glass change depending on how much mineral loading the components of the base glass frit are.
  • the main items to be evaluated through computer code work are to evaluate whether the viscosity and electrical conductivity values in the vitrification process are in the range of 10-100 poise and 0.1-1.0 S / cm at the operating temperature of 1,150 °C.
  • leaching rate of 7-day PCT which is a chemical robustness evaluation, it is evaluated whether the B, Na, Li, and Si elements are less than or equal to 2 g / m 2 . If the above two aspects are satisfied, next, the reduction effect will be very different for each waste, but the candidate glass will be selected by evaluating whether the appropriate reduction ratio is calculated for each waste type.
  • the candidate glass selected by computer code work was evaluated by laboratory work to satisfy the characteristics required in terms of vitrification process and molten solid quality, and finally verified by empirical test.
  • Experiments were carried out as follows.
  • Glass unlike crystals, has a transition region in physical and chemical terms. That is, the volume change according to the temperature can be seen that the volume of the molten liquid at the time of supercooling, the crystal rapidly changes the volume at the melting temperature, but in the case of the glass melt, the volume gradually changes to the equilibrium state. Glass represents the volume change with temperature.
  • the temperature at which the slope change occurs is called the glass deformation temperature or glass transition temperature (Tg) and is called thermodynamic metastable equilibrium.
  • the candidate glass AG8W1 and SG were evaluated at about 498 °C and 466.7 ⁇ 498.1 °C using the analytical equipment.
  • the softening points of AG8W1 and SG candidate glass were measured at 551 ° C and 547 ° C.
  • Compressive strength is an important characteristic when using glass, and has been trying to produce more solid glass by identifying the cause of fracture for a long time.
  • the failure process is directly related to the fatigue phenomenon, so the influence of the hysteresis and the characteristic conditions should be well understood, and the surface bonding is a very important factor and should be considered sufficiently to enhance the strength.
  • the strength of the glass is the value until breakage penetrates through the glass.
  • the AG8W1 and SG candidate glasses were cooled to about 2.7 ° C per minute from the transition temperature, and the compressive strengths were measured at 2,146 psi and 7,985 psi, respectively.
  • the US NRC requirements for radioactive waste treatment cements require a compressive strength of at least 500 psi. Molten solids could also apply this requirement, so the compressive strength of candidate glass could be evaluated as good.
  • the molten solids generated during the vitrification process must be stable from a chemical point of view in the intermediate storage and final disposal environment.
  • glass has been selected as the treatment medium for radioactive waste because of its high chemical robustness for long-term storage without the release of radioactive material into the environment. Therefore, the selected candidate glass compositions were tested and analyzed using internationally recognized leaching methods to evaluate the chemical stability of the molten solids.
  • the R7T7 high-level candidate glass in France and the SRL-EA standard glass in the United States were tested in parallel.
  • the US EPA TCLP (Toxicity Characteristic Leaching Procedure) test is the most important indicator of the stability of the solids to various accidents after the final disposal of the glass solids.
  • the risk that the glass solids may face at the final disposal site is the release of radioactive and hazardous substances due to contact with water, and the TCLP test can be considered as a simulation that considers the situation in advance.
  • the molten solids (AG8W1, DG-2, SG) generated through the selection study of glass composition include vanadium (V), which is a strong oxidizing agent, and chromium (Cr), which is a harmful oxidant, in order to prevent precipitation of reducible substances generated during the vitrification process. ) And nickel (Ni). Therefore, TCLP test was performed using the three candidate glass compositions.
  • TCLP test results Elements regulated under the Conservation Act on Environmental and Recycling (RCRA) (14 in total: Ag, As, Ba, Be, Cd, Cr, Hg, Ni, Pb, Sb, Se, Th, V, As a result of analyzing the degree of leaching into the leaching solution of Zn), the concentrations of all the target elements were analyzed below the lower limit of detection by the analyzer to satisfy all US EPA standards.
  • RCRA Conservation Act on Environmental and Recycling
  • the leaching test for the chemical durability evaluation of glass was carried out for ANSI / ANS 16.1 (American National Standards Institute / American Nuclear Society 16.1) leaching test, which can be performed for a short period of time (3 months).
  • the effective diffusivity was calculated by analyzing the concentrations of the major elements leached from the molten solids and the simulated radionuclides such as Co and Cs. It was evaluated by the Leachability Index (L i ).
  • the US DOE PCT Product Consistency Test
  • Candidate glass performed was DG-2, AG8W1, SG and R7T7 of France, SRL-EA (Environmental Assessment) glass manufactured by Savannah River Research Institute in the United States as the reference glass.
  • the candidate glasses were R7T7 and reference as shown in FIGS. It showed relatively better leaching resistance than glass.
  • the leaching rates of Boron and Sodium were higher than those of other elements, which resulted in the formation of silicate compounds in the leaching interface, which decreased the concentration of silicic acid in the leaching solution, while increasing the leaching of other elements.
  • the leaching resistance of the four elements was relatively better than that of DG-2 glass.
  • SG glass met the US Hanford high / low-level vitrification limit below 2 g / m2.
  • the leaching test was performed using the International Standards Organization (ISO) standard test method.
  • the leaching test of AG8W1 was performed to evaluate the leaching behavior of the major elements in the glass structure.
  • Figure 10 shows the change of leaching rate of B, Na, Si for 602 days.
  • the leaching rates of the three elements in AG8W1 showed a relatively stable leaching rate.
  • Figure 11 shows the cumulative leaching fractions for each major element.
  • the cumulative leaching fractions of B and Na maintain a very gentle slope, and the Si of the rising curve or the main structure of the glass structure is saturated.
  • the concentration of silicic acid in the leachate decreases, but for the other elements, continuous diffusion is believed to continue.
  • Example 2 Using three kinds of candidate glass selected in Example 2, an empirical test was performed using a demonstration facility to confirm the ease of vitrification of these glasses and the quality of the molten solid generated in the vitrification process.
  • the initial glass melt was prepared using 70 kg of AG8W1 candidate glass, and the waste and base glass frit AG8 was continuously supplied for 6 hours, and the residue was burned, mixed, and increased the amount of glass discharged for one hour. About 10 days of continuous operation. Control of the melt was very easy in the absence of initial ignition and waste supply of the AG8W1 candidate glass used for the test. As a result of analyzing the discharged molten solid, it was found that a homogeneous molten solid was produced.
  • the initial glass melt was prepared using 70 kg of SG candidate glass, and continuously supplied waste and base glass frit SG-F for 20 hours and burning, mixing and increasing the amount of glass discharged in one operation cycle for 1 hour. Was operated continuously. Control of the molten metal was very easy in the absence of initial ignition and waste supply of the SG candidate glass used for the test.
  • the expected simple reduction cost is estimated to be about 50. Even if the secondary generation waste is considered, the reduction ratio of 30 or more can be achieved.

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Abstract

본 발명은 본 발명은 방사성 폐기물의 유리화에 관한 것이다. 상기와 같은 본 발명에 따르면, 장갑, 작업복, 비닐, 고무류 등과 같은 가연성 폐기물과 저방사성 폐기물이 혼합된 혼합 폐기물에 적합한 유리조성물 및 이를 이용한 혼합 폐기물의 유리화 방법을 제공함으로써, 방사성 폐기물의 부피를 현저하게 저감시킬 수 있을 뿐만 아니라 혼합 폐기물의 유리화에 적합한 유리조성물로 혼합 폐기물을 유리화시킴으로서 유리고화체 내에 방사성 물질이 유출되는 최대한 늦추거나 완전히 차단할 수 있는 효과가 있다.

Description

혼합 폐기물을 유리화하기 위한 유리조성물 및 이를 이용한 혼합 폐기물의 유리화 방법
본 발명은 방사성 폐기물의 유리화에 관한 것으로서, 더욱 상세하게는 원자력 발전소에서 발생되는 장갑, 작업복, 비닐, 고무류 등과 같은 가연성 폐기물과 저방성 폐기물이 혼합된 혼합 폐기물에 적합한 유리조성물 및 이를 이용한 혼합 폐기물의 유리화 방법에 관한 것이다.
원전에서 발생하는 방사성폐기물인 장갑, 작업복, 비닐, 고무류 등과 같은 가연성 폐기물, 저방성 폐기물 및 이들의 혼합 폐기물은 시멘트로 고화시키거나 폐기물 드럼에 담아 처리하고 있다. 시멘트 고화체보다 지하수와 접촉했을 때 고화체내에 존재하는 방사성 물질이 지하수로 유출되는 속도가 훨씬 느리거나 전혀 유출되지 않는 고화체를 만들어 내는 기술이 필요하며, 처분장 건설이 어려워지기 때문에 한 개의 처분장을 오랜 기간 사용할 수 있도록 방사성폐기물 드럼 수를 대폭 감소시킬 수 있는 기술이 요구된다.
이러한 요구에 부응하여, 최근 각국에서는 방사성폐기물을 유리 매질을 사용하여 유리화시키는 기술에 대한 연구가 활발하게 진행되고 있다.
한편, 방사성폐기물의 유리화 공정에 관한 종래 기술로 한국등록특허 제10-0768093호(철/인산 유리를 이용한 중저준위 방사성 폐기물 유리화방법), 한국등록특허 제10-0432450호(중저준위 방사성 폐기물의 처리시스템) 등이 있으나, 고준위 폐기물에 비하여 폐기물의 종류, 발생량, 화학적 조성 등이 달라 고준위 폐기물의 유리화에 관한 기술을 그대로 적용할 수 없음에도 장갑, 작업복, 비닐, 고무류 등과 같은 가연성 폐기물과 저방사성 폐기물이 혼합된 혼합 폐기물을 유리화하기 위한 유리조성물에 관한 것은 전혀 개시된 바 없다.
본 발명의 목적은, 혼합 폐기물을 유리화하기 위해 가장 적합한 유리조성물을 제공함에 있다.
또한, 본 발명의 다른 목적은 혼합 폐기물 유리조성물을 이용한 혼합 폐기물을 유리화 방법을 제공함에 있다.
상기 목적을 달성하기 위하여, 본 발명은 혼합 폐기물을 유리화하기 위한 유리조성물에 있어서, SiO2, Al2O3, B2O3, CaO, K2O, Li2O, MgO, Na2O, TiO2 및 VO2를 포함하는 혼합 폐기물용 유리조성물을 제공한다.
상기 혼합 폐기물용 유리조성물은 As2O5, CeO2, CoO, Fe2O3, MnO2, P2O5, ZrO2를 더 포함할 수 있다.
상기 혼합 폐기물용 유리조성물은 SiO2 40 내지 50중량%, Al2O3 11 내지 16중량%, B2O3 8 내지 15중량%, CaO 3 내지 6중량%, K2O 1 내지 3중량%, Li2O 1 내지 3중량%, MgO 1 내지 3중량%, Na2O 15 내지 19중량%, TiO2 0.5 내지 3중량% 및 VO2 0.5 내지 3중량%를 포함하는 것을 특징으로 하며, As2O5, CeO2, CoO, Fe2O3, MnO2, P2O5, ZrO2를 더 포함하는 경우 혼합 폐기물용 유리조성물은 SiO2 40 내지 50중량%, Al2O3 11 내지 16중량%, B2O3 8 내지 15중량%, CaO 3 내지 6중량%, K2O 1 내지 3중량%, Li2O 1 내지 3중량%, MgO 1 내지 3중량%, Na2O 15 내지 19중량%, TiO2 0.5 내지 3중량%, VO2 0.5 내지 3중량% 및 As2O5 0.5 내지 3중량%, CeO2 0.5 내지 3중량%, CoO 0.1 내지 2중량%, Fe2O3 1 내지 3중량%, MnO2 0.01 내지 0.1중량%, P2O5 0.1 내지 1.0중량%, ZrO2 0.5 내지 3중량%를 포함하는 것을 특징으로 한다.
또한, 본 발명은 혼합 폐기물을 유리화하는 방법에 있어서, 용융로에 혼합 폐기물과 SiO2, Al2O3, B2O3, CaO, K2O, Li2O, MgO, Na2O, TiO2 및 VO2를 포함하는 유리조성물을 함께 투입하는 것을 특징으로 하는 혼합 폐기물 유리화 방법을 제공한다.
상기 유리조성물은 As2O5, CeO2, CoO, Fe2O3, MnO2, P2O5, ZrO2를 더 포함할 수 있다.
상기 유리조성물은 SiO2 40 내지 50중량%, Al2O3 11 내지 16중량%, B2O3 8 내지 15중량%, CaO 3 내지 6중량%, K2O 1 내지 3중량%, Li2O 1 내지 3중량%, MgO 1 내지 3중량%, Na2O 15 내지 19중량%, TiO2 0.5 내지 3중량% 및 VO2 0.5 내지 3중량%를 포함하는 것을 특징으로 하며, As2O5, CeO2, CoO, Fe2O3, MnO2, P2O5, ZrO2를 더 포함하는 경우 혼합 폐기물용 유리조성물은 SiO2 40 내지 50중량%, Al2O3 11 내지 16중량%, B2O3 8 내지 15중량%, CaO 3 내지 6중량%, K2O 1 내지 3중량%, Li2O 1 내지 3중량%, MgO 1 내지 3중량%, Na2O 15 내지 19중량%, TiO2 0.5 내지 3중량%, VO2 0.5 내지 3중량% 및 As2O5 0.5 내지 3중량%, CeO2 0.5 내지 3중량%, CoO 0.1 내지 2중량%, Fe2O3 1 내지 3중량%, MnO2 0.01 내지 0.1중량%, P2O5 0.1 내지 1.0중량%, ZrO2 0.5 내지 3중량%를 포함하는 것을 특징으로 한다.
상기와 같은 본 발명에 따르면, 장갑, 작업복, 비닐, 고무류 등과 같은 가연성 폐기물 및 저방성 폐기물이 혼합된 혼합 폐기물에 적합한 유리조성물 및 이를 이용한 혼합 폐기물의 유리화 방법을 제공함으로써, 방사성 폐기물의 부피를 현저하게 저감시킬 수 있을 뿐만 아니라 혼합 폐기물 유리화에 적합한 유리조성물로 혼합 폐기물을 유리화시킴으로서 유리고화체 내에 방사성 물질이 유출되는 것을 최대한 늦추거나 완전히 차단할 수 있는 효과가 있다.
도 1 은 유리조성 선정 흐름도.
도 2 는 후보유리 AG8W1 및 DG-2의 점도 변화 그래프.
도 3 은 후보유리 SG의 점도 변화 그래프.
도 4 는 후보유리 AG8W1 및 DG-2의 전기전도도 변화 그래프.
도 5 는 후보유리 SG의 전기전도도 변화 그래프.
도 6 은 후보유리의 ANSI/ANS 16.1의 침출지수.
도 7 은 후보유리와 기준유리의 7일 PCT 침출률 결과.
도 8 는 후보유리와 기준유리의 7일 PCT 침출률 결과.
도 9 는 120일 PCT 실험 후의 침출 결과.
도 10 은 ISO 침출시험법에서 원소별 침출률 변화.
도 11 은 ISO 침출시험법에서 후보유리 AG8W1의 원소에 따른 누적침출분율.
이하, 실시예를 통하여 본 발명을 더욱 상세히 설명하고자 한다. 이들 실시예는 오로지 본 발명을 예시하기 위한 것으로서, 본 발명의 범위가 이들 실시예에 의해 제한되는 것으로 해석되지 않는 것은 당업계에서 통상의 지식을 가진 자에게 있어서 자명할 것이다.
실시예 1. 실험방법
울진 원자력발전소에서 발생하는 유리화 대상폐기물을 유리화하기 위하여 폐기물별로 함유하고 있는 무기물 종류와 농도를 평가하고 폐기물에서 발생하는 무기물에 적절한 첨가제를 투입하여 용융로의 공정변수, 용융고화체 품질, 그리고 감용효과에서 우수한 유리조성들을 선정하였다.
유리화 대상폐기물별 후보유리 선정공정은 도 1.의 유리조성 선정 흐름도에 나타난 바와 같이 첨가제(베이스 유리 프릿(frit)) 선정, 후보유리 선정, 실험실적 평가, 실증시험 단계를 거쳐 결정되었다.
유리화 대상폐기물 내의 무기물이 첨가제와 합해져서 유리화 공정과 용융고화체 품질을 만족하는 유리조성으로 만들어져야 하는데 우선적으로 분석된 폐기물내 무기물 농도를 근거로 적절한 첨가제 즉, 베이스 유리 프릿(Frit)을 선정하였다. 이 베이스 유리 프릿의 구성성분에 얼마만큼의 무기물을 공급(waste loading량) 하느냐에 따라 후보유리의 특성들은 바뀌게 된다.
컴퓨터 코드 작업을 통하여 평가하는 주요 항목은 유리화 공정 측면에서 중요한 점도와 전기전도값이 운전온도인 1,150℃에서 10-100 poise와 0.1-1.0 S/cm 범위에 속하는지 평가하게 되며, 용융고화체의 품질 측면에서 화학적 견고성 평가인 7일 PCT의 침출률이 B, Na, Li, Si 원소에 대해 2g/m2 이하인지 평가하게 된다. 위 두 가지 측면을 만족하게 되면 그 다음으로 폐기물별로 감용효과는 매우 다르게 나타나지만 폐기물 종류별로 적절한 수준의 감용비가 산출되는지 평가하여 후보유리로 선정하게 된다. 컴퓨터 코드 작업에 의해 선정된 후보유리는 유리화 공정과 용융고화체 품질측면에서 요구하는 특성을 실험실적 작업에 의해서도 만족하는지를 평가 하게 되며 최종적으로 실증시험을 통하여 검증 하였다.
실시예 2. 후보유리 개발(유리조성 시뮬레이션)
유리화 대상폐기물을 유리화하기 위하여 GlassForm 1.1 전산코드를 이용하여가연성 폐기물과 저방사성 폐기물이 혼합된 혼합 폐기물(이하 'W1 폐기물'이라 함) 후보유리는 AG8W1, 가연성 폐기물(이하 '잡고체'라 함) 후보유리는 DG-2, 폐수지는 SG를 선정하였으며 표 1.에 성분들과 주요한 특성 등을 나타내었다.
표 1
Figure PCTKR2013012308-appb-T000001
실험예 1. 물리/기계적 특성시험
상기 실시예 2.에 의해 선정한 W1 폐기물 후보유리 AG8W1, 잡고체 후보유리 DG-2, 폐수지 후보유리 SG에 관한 점도 및 전기전도도, 상 균질성 및 액상온도, 전이온도 및 연화점, 열팽창계수 및 압축강도에 관한 실험을 하기와 같이 실시하였다.
(1) 점도 및 전기전도도
점도를 측정한 결과 도 2. 및 도 3.에 나타낸 바와 같이 후보유리 DG-2, AG8W1, SG의 점도는 운전온도 1,150℃에서 요구되는 10-100poise 범위 안에 있음을 확인하였다. 또한, 전기전도도 측정결과를 표시한 도 4. 및 도 5.를 보면 후보유리 DG-2, AG8W1, SG 모두 1000℃ 이상에서 전기전도도 요구치를 만족하는 것을 알 수 있었다.
(2) 상 균질성 및 액상온도
유리를 장기적으로 용융시킬 때 결정이 일어나지 않도록 액상온도(liquidus temperature) 이상으로 유지하는 것은 매우 중요하다. 용융온도에서 균질의 용융 유리가 생성되면 유리의 정상배출 및 장기운전이 가능하고, 반대로 결정상이 형성되면 침전이 일어나고 그것은 궁극적으로 침적에 의한 유리 배출구의 막힘 현상을 일으킬 수 있을 뿐 아니라 유리의 화학적 견고성 즉 침출(leachability)에도 영향을 주게 된다. 경험적으로 용융상태온도와 유리의 액상온도 차이는 100℃ 이상 초과 하는 것이 바람직하다고 알려져 있다.
SEM/EDS 분석결과 세 가지 후보유리들(AG8W1, DG-2, SG)에 대한 950℃/20시간 열처리 실험결과 meniscus와 도가니 경계면 모두에서 결정 생성은 없었다. 20시간 열처리 실험결과 결정이 생성되지 않은 최저 온도를 유리의 액상온도로 정의하는데 이 실험결과 후보유리들의 액상온도는 950℃ 이하로 추정하고 있다. 따라서 장기간의 유리화 과정에서 용융유리는 결정으로 전이할 가능성이 없음을 알 수 있었다.
(3) 전이온도 및 연화점
유리는 물리/화학적면에서 결정과는 달리 전이영역을 가진다. 즉, 온도에 따른 체적변화는 용융액체가 과냉각시, 결정의 경우 용융온도에서 체적이 급격히 변하지만 유리 용융체의 경우 과냉각시 부피가 서서히 평형상태로 변화하는 것을 볼 수 있다. 유리는 온도에 따른 체적변화를 나타내는데 기울기 변화가 일어나는 온도를 유리 변형온도 또는 유리 전이온도(Tg)라 부르며 열역학적으로 준안정한 평형상태라 한다.
후보유리 AG8W1 및 SG에 대하여 분석장비를 이용한 전이온도 측정결과 약 498℃와 466.7∼498.1℃ 평가되었다. AG8W1 및 SG 후보유리의 연화점은 551℃와 547℃로 측정되었다.
(4) 열팽창계수
어떤 물질의 모든 구성 요소들은 상존하는 열에너지에 의해 진동된다. 온도가 상승함에 따라 열에너지가 증가하여 진동폭이 커지는 결과를 초래하며 결합력에 의해 연결된 두 원자들의 간격이 커진다. 즉, 온도가 상승함에 따라 팽창이 일어난다. 고체상태는 이 열에너지에 의한 진동이 강한 결합에 의하여 제한받으나 액체상태는 제한이 적기 때문에 액체의 팽창계수는 크다.
AG8W1와 SG 후보유리의 열팽창계수를 측정한 결과 각각 107 × 10-7K-1와 98 × 10-7K-1측정되었다. 이 값은 일반적인 소다석회유리의 열팽창계수와 비슷함을 알 수 있었다.
(5) 압축강도
유리의 사용시 압축강도는 중요한 특성으로 오래전부터 파괴원인을 규명하여 좀 더 견고한 유리를 생산하고자 노력하여 왔다. 파괴과정은 피로현상과 직결되는 것으로 이력에 의한 영향과 특성조건을 잘 이해하여야 하며, 표면 결합은 아주 중요한 요소로 강도를 증진시키기 위해 충분히 고려해야 한다. 유리의 강도는 파괴가 유리 전체로 관통될 때까지의 값이다.
AG8W1 및 SG 후보유리를 전이온도에서부터 분당 2.7℃ 정도 냉각하여 압축강도를 측정한 결과 각각 2,146 psi 및 7,985 psi로 측정되었다. 방사성폐기물 처리 시멘트에 요구하는 미국 NRC 요구조건에 의하면 압축강도는 500 psi 이상을 요구한다. 용융고화체 역시 이 요구조건을 적용할 수 있으므로 후보유리의 압축강도는 양호한 것으로 평가할 수 있었다.
실험예 2. 침출 특성시험
유리화 공정 중 발생한 용융고화체는 중간저장 및 최종 처분장 환경에서 화학적 관점에서 안정해야 한다. 다른 많은 재료 가운데서도 유리가 방사성폐기물의 처리 매질로 선정된 가장 큰 이유는 방사성물질을 환경에 누출시키지 않고 장기간 보존하는 화학적 견고성이 뛰어나기 때문이다. 따라서 그 동안 선정한 후보유리조성들을 국제적으로 인증된 침출시험법들을 이용하여 시험을 수행하고 분석하여 용융고화체의 화학적 안정성을 비교 평가하였다. 원자력환경기술원에서 선정한 유리의 견고성을 상호비교하기 위하여 프랑스의 R7T7 고준위 후보유리와 미국의 SRL-EA 기준유리도 병행하여 시험하였다.
(1) TCLP(toxicity characteristic leaching procedure)
US EPA TCLP(Toxicity Characteristic Leaching Procedure)시험법은 유리 고화체를 최종 처분한 후 각종 사고에 대한 고화체의 안정성을 나타내는 가장 중요한 지표이다. 최종 처분장에서 유리 고화체가 직면할 수 있는 위험은 물과의 접촉으로 인한 방사능과 유해물질의 유출인데 TCLP 시험은 그 상황을 미리 고려한 시뮬레이션으로 볼 수 있다.
유리조성 선정연구를 통해 발생된 용융고화체(AG8W1, DG-2, SG)는 특별히 유리화 공정 중 발생되는 환원성 물질들의 침전을 방지하기 위하여 강한 산화제인 바나디움(V) 등을 비롯하여 유해물질인 크롬(Cr), 니켈(Ni) 등을 소량 함유하고 있다. 따라서 상기 후보유리조성 세 개를 이용하여 TCLP 시험을 수행하였다. TCLP 시험 결과 환경 및 재생에 관한 보전법(RCRA)에 의거하여 규제하는 원소들(총 14가지 : Ag, As, Ba, Be, Cd, Cr, Hg, Ni, Pb, Sb, Se, Th, V, Zn)의 침출용액내로 용출되어 나온 정도를 분석한 결과 대상원소 모두의 농도는 분석기의 검출하한치 이하로 분석되어 미국 EPA 기준을 모두 만족하였다.
(2) ANSI/ANS 16.1(American National Standards Institute/American Nuclear Society 16.1)
유리의 화학적인 내구성 평가를 위한 침출시험법으로 단기간(3개월)동안 수행할 수 있는 ANSI/ANS 16.1(American National Standards Institute /American Nuclear Society 16.1) 침출시험을 수행하였다. 용융고화체로부터 침출되어 나온 주요 원소와 Co, Cs등의 모의 방사성핵종들의 농도를 분석하여 유효 확산도를 계산하였으며 각 방사성핵종에 대하여 10번의 침출구간에서 결정되어진 10개의 침출지수의 평균값을 그 원소에 대한 침출능지수(Leachability Index, Li)로 평가하였다.
ANSI/ANS 16.1의 침출시험결과를 나타낸 도 6.에서 보는 바와 같이 3개월의 시험기간 Co, Cs는 침출수로 빠져나오지 않았으며 모든 원소들의 침출지수가 미국 NRC 요구조건인 6이상으로 나타났다. 시험 초기 시편 표면오염이 빠르게 분리된 이후에 폐기물 고화체에서 초기에 관찰되는 침출은 주로 확산에 의한 것으로 설명되어진다. 어느 한 종류의 고화물질에서도 그 속에 존재하는 화학 원소들의 이동성이 크고 적음에 따라 방사성핵종들의 침출지수는 서로 달라지게 된다. 따라서 후보 유리의 모든 원소들에 대해 침출지수는 US NRC 요구조건인 6.0이상을 만족하며, 유리에 함유되어 있는 cobalt와 본 실험을 위하여 소량을 AG8W1 유리에 투입한 cesium은 검출되지 않았다.
(3) PCT(Product Consistency Test)
고화체의 안정성, 균일성 및 재현성 있는 구성비 등을 측정하기 위한 견고성 시험으로서 US DOE PCT(Product Consistency Test)는 최소 7일 또는 장기간(수백일)동안 용융고화체내 원소들의 침출거동을 기준(benchmark)유리의 침출거동과 비교하는 시험이다. 수행한 후보유리는 DG-2, AG8W1, SG와 프랑스의 R7T7, 기준유리로서 미국 Savannah River 연구소에서 제조한 SRL-EA (Environmental Assessment)유리를 사용하였다.
DG-2, AG8W1, SG 후보유리와 프랑스 R7T7 후보유리 그리고 SRL-EA 기준유리에 대해 7일 PCT를 수행한 결과를 도 7. 및 도 8.에서 보여주고 있는 바와 같이, 후보유리들이 R7T7 및 기준유리보다 상대적으로 우수한 내침출 특성을 나타내었다. Boron과 Sodium의 침출률이 다른 원소들에 비해 높게 나타났는데 이는 침출경계면에 silicate 화합물을 형성하여 침출액 중에 silicic acid의 농도가 감소한 반면 타 원소들의 침출은 증가하는 것으로 여겨진다. AG8W1 유리의 경우 DG-2 유리에 비해 네 가지 원소들의 침출저항력은 상대적으로 우수한 것으로 나타났다. SG 유리의 경우 미국 Hanford 고/저준위 유리화 규제치인 2g/㎡ 이하를 충족시켰다.
후보유리와 기준유리인 SRL-EA를 120일 동안 장기 침출시험을 수행한 결과는 도 9.에 표시한 바와 같다. 후보유리내의 각 원소별 침출률은 SRL-EA보다 우수하며 미국 Hanford 고/저준위 유리화 규제치인 2g/㎡ 이하보다 낮게 나타나는 것을 알 수 있었다.
(4) ISO(International Standarda Organization)
용융고화체를 구성하고 있는 원소들의 침출 메카니즘, 장기간 동안의 화학적 건전성 평가를 위해서 장기 침출시험법인 ISO(International Standards Organization) 표준시험법을 이용하여 침출시험법을 수행하였다.
AG8W1을 대상으로 장기간 침출시험을 수행하여 침출액으로 빠져나오는 유리 구조내 주요원소들의 침출거동을 평가하였다. 도 10.은 602일 동안 B, Na, Si의 침출률 변화 추이를 나타내었다. AG8W1안에 있는 세 원소의 침출률은 비교적 안정된 상태의 침출률을 나타내었다.
도 11.에서는 주요 원소별 누적침출분율을 나타내었다. B, Na의 누적침출분율은 매우 완만한 기울기를 유지하며 상승하는 곡선이나 유리 구조의 주요골격을 구성하고 있는 Si의 경우는 포화되는 것을 알 수 있었다. 침출액 중에 silicic acid의 농도가 감소하지만 다른 원소들의 경우 지속적인 확산은 계속해서 진행되는 것으로 여겨진다.
602일 동안의 ISO침출시험결과 세슘의 침출거동을 확인하기 위해 AG8W1에 소량 투입한 세슘은 검출되지 않았으나, 코발트는 간헐적으로 침출수에 검출되어 누적침출분율은 다른 원소들에 비해 극미량으로 나타났다.
실험예 3. 실증 시험
상기 실시예 2.에 의해 선정한 3종의 후보유리를 이용하여 이들 유리의 유리화 공정 용이성 및 유리화 과정에서 발생된 용융고화체의 품질을 확인하고자 실증설비를 이용한 실증시험을 수행하였다.
AG8W1 후보유리의 실증시험 특성을 분석하기위하여 총 5회의 실증시험을 성공적으로 수행하였으며, DG-2 후보유리조성의 실증시험 특성을 확인하기 위하여 두 번의 실증시험을 수행하였으며, SG 후보유리조성의 경우 한 번의 실증시험을 수행하였다. 폐기물별 주요 실증시험결과들은 하기 표 2.에 정리하였다.
표 2 실증시험 결과 요약
폐기물 실증시험회수 운전변수 공급률 공급형태
초기점화 유리용탕 건전성 시험시 공급률(㎏/h) 적정 예상 공급률(㎏/h)
W1 폐기물 5 양호 양호 18 18 알갱이(폐수지)/절삭(잡고체)
잡고체 2 양호 양호 20 20 절삭
폐수지 1 양호 양호 7 7 알갱이(폐수지)
W1 폐기물 실증시험시 초기 유리용탕은 AG8W1 후보유리 70kg을 이용하여 준비하였고 6시간 동안 폐기물과 base 유리 frit AG8을 연속공급하고 1시간 동안 잔여물 연소, 혼합 및 증가한 유리량 배출을 하나의 운전 사이클로 하여 길게는 약 10여일을 연속운전 하였다. 시험에 사용한 AG8W1 후보유리의 초기점화와 폐기물 공급이 없을 경우 용탕제어는 매우 수월하였다. 배출된 용융고화체를 분석한 결과 균질한 용융고화체가 생산되었음을 알 수 있었다.
잡고체의 경우 시간당 20㎏, 25㎏으로 공급하여도 공정변수 조절 측면이나 용융고화체 품질 측면에서 별다른 영향을 초래하지 않은 것으로 평가되었다. 잡고체는 시간당 20㎏으로 공급할 경우 8시간 연속으로 DG-2base 유리 frit과 함께 공급이 가능했으며 1시간의 잔여물연소, 혼합, 그리고 증가한 유리량의 배출을 통하여 총 9시간이 한 사이클인 운전 모드를 성공적으로 운영할 수 있었다. 잡고체 내에 PVC, 고무류, 랜싱필터, 목재를 원전에서 공급하고자 하는 목표치(0, 11.62, 03, 0.5wt%) 함량들보다 높게(5, 15, 1wt%)하여 공급하였지만 발생되는 유해가스의 농도, 분진발생량 및 색깔은 매우 양호하였다. 따라서 상용 운전시 잡고체의 분류과정에서 인위적 실수에 의해 이들 폐기물이 일정량 섞여 들어왔을 경우에 발생될 수 있는 문제점들은 특별히 없는 것으로 평가되었다. 실증시험의 초, 중, 말기에서 배출한 용융고화체의 화학적 견고성 평가 결과 본 실증시험에서 배출된 유리는 미국 고준위 용융고화체의 기준유리인 SRL-EA 유리 보다 견고한 것임을 알 수 있었다. 실증시험을 통하여 잡고체의 유리화는 타 가연성 폐기물들(폐수지 등) 보다 유리화의 운전변수 조절이 매우 용이하며 고품질의 용융고화체 생산이 가능함을 알 수 있었다. 이를 위해 사용한 유리조성과 유리화 공정용 운전모드를 상용화 과정에서도 적용할 경우 예상되는 단순 감용비는 175정도로 높게 평가되었다. 그러나 세정폐액 발생량, 수명이 다한 고온필터 등의 이차발생 폐기물을 고려하게 되면 종합적인 감용비는 다소 감소할 것으로 판단되었고, 그렇게 되더라도 100 이상의 매우 높은 감용비 달성이 가능할 것으로 판단되었다.
폐수지 실증시험시 초기 유리용탕은 SG 후보유리 70kg을 이용하여 준비하였고 20시간 동안 폐기물과 base 유리 frit SG-F를 연속공급하고 1시간 동안 잔여물 연소, 혼합 및 증가한 유리량 배출을 하나의 운전 사이클로 하여 연속운전 하였다. 시험에 사용한 SG 후보유리의 초기점화와 폐기물 공급이 없을 경우 용탕제어는 매우 수월하였다. 폐수지 유리화 공정용 운전모드를 상용화 과정에서도 적용할 경우 예상되는 단순 감용비는 50 정도로 평가되었으며, 이차발생 폐기물을 고려하게 되더라도 30 이상의 감용비 달성이 가능할 것으로 판단되었다.
이상, 본 발명내용의 특정한 부분을 상세히 기술하였는바, 당업계의 통상의 지식을 가진 자에게 있어서, 이러한 구체적인 기술은 단지 바람직한 실시태양일 뿐이며, 이에 의해 본 발명의 범위가 제한되는 것이 아닌 점은 명백할 것이다. 따라서 본 발명의 실질적인 범위는 첨부된 청구항들과 그것들의 등가물에 의해 정의된다고 할 것이다.

Claims (8)

  1. 혼합 폐기물을 유리화하기 위한 유리조성물에 있어서,
    SiO2, Al2O3, B2O3, CaO, K2O, Li2O, MgO, Na2O, TiO2 및 VO2를 포함하는 혼합 폐기물용 유리조성물.
  2. 제 1 항에 있어서,
    상기 혼합 폐기물용 유리조성물은 As2O5, CeO2, CoO, Fe2O3, MnO2, P2O5, ZrO2를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 혼합 폐기물용 유리조성물.
  3. 제 1 항에 있어서,
    상기 혼합 폐기물용 유리조성물은 SiO2 40 내지 50중량%, Al2O3 11 내지 16중량%, B2O3 8 내지 15중량%, CaO 3 내지 6중량%, K2O 1 내지 3중량%, Li2O 1 내지 3중량%, MgO 1 내지 3중량%, Na2O 15 내지 19중량%, TiO2 0.5 내지 3중량% 및 VO2 0.5 내지 3중량%를 포함하는 것을 특징으로 하는 혼합 폐기물용 유리조성물.
  4. 제 2 항에 있어서,
    상기 혼합 폐기물용 유리조성물은 SiO2 40 내지 50중량%, Al2O3 11 내지 16중량%, B2O3 8 내지 15중량%, CaO 3 내지 6중량%, K2O 1 내지 3중량%, Li2O 1 내지 3중량%, MgO 1 내지 3중량%, Na2O 15 내지 19중량%, TiO2 0.5 내지 3중량%, VO2 0.5 내지 3중량% 및 As2O5 0.5 내지 3중량%, CeO2 0.5 내지 3중량%, CoO 0.1 내지 2중량%, Fe2O3 1 내지 3중량%, MnO2 0.01 내지 0.1중량%, P2O5 0.1 내지 1.0중량%, ZrO2 0.5 내지 3중량%를 포함하는 것을 특징으로 하는 혼합 폐기물용 유리조성물.
  5. 혼합 폐기물을 유리화하는 방법에 있어서,
    용융로에 혼합 폐기물과 SiO2, Al2O3, B2O3, CaO, K2O, Li2O, MgO, Na2O, TiO2 및 VO2를 포함하는 유리조성물을 함께 투입하는 것을 특징으로 하는 혼합 폐기물 유리화 방법.
  6. 제 5 항에 있어서,
    상기 유리조성물은 As2O5, CeO2, CoO, Fe2O3, MnO2, P2O5, ZrO2를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 혼합 폐기물 유리화 방법.
  7. 제 5 항에 있어서,
    상기 유리조성물은 SiO2 40 내지 50중량%, Al2O3 11 내지 16중량%, B2O3 8 내지 15중량%, CaO 3 내지 6중량%, K2O 1 내지 3중량%, Li2O 1 내지 3중량%, MgO 1 내지 3중량%, Na2O 15 내지 19중량%, TiO2 0.5 내지 3중량% 및 VO2 0.5 내지 3중량%를 포함하는 것을 특징으로 하는 혼합 폐기물 유리화 방법.
  8. 제 6 항에 있어서,
    상기 유리조성물은 SiO2 40 내지 50중량%, Al2O3 11 내지 16중량%, B2O3 8 내지 15중량%, CaO 3 내지 6중량%, K2O 1 내지 3중량%, Li2O 1 내지 3중량%, MgO 1 내지 3중량%, Na2O 15 내지 19중량%, TiO2 0.5 내지 3중량%, VO2 0.5 내지 3중량% 및 As2O5 0.5 내지 3중량%, CeO2 0.5 내지 3중량%, CoO 0.1 내지 2중량%, Fe2O3 1 내지 3중량%, MnO2 0.01 내지 0.1중량%, P2O5 0.1 내지 1.0중량%, ZrO2 0.5 내지 3중량%를 포함하는 것을 특징으로 하는 혼합 폐기물 유리화 방법.
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