방사성폐기물 처리, 처분의 안정성 평가를 위하여 방사성 고화체에서 용출되는 $^{137}Cs$과 $^{90}Sr$의 방사능 용출율과 누적용출분율을 계측 분석하여 시멘트를 사용한 방사성 고화체에서 $Cs^+$과 $Sr^{++}$의 용출특성을 조사하였다. 모의방사성 폐액의 몰농도, 시멘트의 종류, 첨가물질 및 붕산농도 등을 변화시키면서 sodium silicate 법과 중화법으로 원주형 시멘트 고화체를 제작하였다. 여기에서 가압경수로형 원자력 발전소의 모의 농축폐액의 시멘트 고화체로부터 용출연구는 IAEA의 추천방법에 따라서 수행되었다. 실험결과는 대부분 이미 보고된 연구자료들과 잘 일치하고 있으나 수밀성 시멘트 고화체에서는 상당히 높은 방사능 용출율을 보여주고 있음으로써 방사성 폐기물 고화체에 그 사용이 적합하지 않음을 알게 된다.
For the safety assessment of radwaste treatment and disposal, the leaching characteristics of $Cs^+;and;Sr^{++}$ from the cement-solidified radwastes was investigated by means of the survey and analysis of the activity leach rate and cumulative leach fraction of $^{137}Cs;and;^{90}Sr$ leaching from solidified radwastes. The cylindrical cement-solidified samples were made by the sodium silicate method and neutralization method changing the mole density of simulated liquid radwaste, type of cement, adding material and concentration of boric acid. The leaching study was carried out by the method using simulated PWR concentrated liquid radwaste solidified in cement that had been processed following the recommendations of IAEA. All the experimental results are in well accordance with the research data reported previously, but the watertight cement-solidified radwastes show rather high leach rate of radioactivity. It is learned, therefore, that the watertight cement is not adequate as the material for the solidified radwastes.
