• 제목/요약/키워드: 원전해체폐기물

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원전 방사화 폐기물 저감을 위한 저방사화 시멘트의 개발 (Development of Low-activation Cement for Decreasing the Activated Waste in Nuclear Power Plant)

  • 이빛나;이종석;민지영;이장화
    • 한국건설순환자원학회논문집
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    • 제5권3호
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    • pp.223-229
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    • 2017
  • 원전 구조물에 주로 사용되는 중량 콘크리트의 경우 중성자에 오랜 시간 노출되면 콘크리트 자체가 방사선을 방출하는 방사화가 발생하게 된다. 이러한 경우 원전 구조물 해체시 많은 양의 방사성 폐기물이 발생되고 이를 처리하기 위한 비용이 큰 폭으로 증가하게 된다. 따라서, 본 연구에서는 원전 해체시 폐기물의 처리비용을 저감하기 위하여 방사화에 밀접한 관련이 있는 Eu 및 Co를 포함하고 있는 시멘트를 대상으로 저방사화 시멘트를 제작하였다. 또한, 저방사화 시멘트 개발을 위하여 원재료 수급부터 제조방법을 제안하였으며 이를 일반 시멘트 및 저발열 시멘트와 비교 분석하였다. 방사화 분석 결과 Eu는 검출되지 않았으며, Co는 3.75ppm으로 보통포틀랜드 시멘트보다 낮게 측정되었으며, 물리적 화학적 특성 역시 1종 보통포틀랜드 시멘트와 4종 저발열 포틀랜드 시멘트 기준에 부합하는 것으로 나타났다.

롤 컴팩션을 이용한 분말 방사성폐기물의 펠렛화 연구 (A Study on the Pelletization of Powdered Radioactive Waste by Roll Compaction)

  • 송종순;임상현;정민영;김기홍
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제17권2호
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    • pp.203-212
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    • 2019
  • 처분 부적합 폐기물이란 원전운영이나 해체 시 처리, 고화 및 포장이 요구되는 방사성폐기물 등을 일컬으며, 대표적으로 분산 특성을 갖는 입자성 방사성폐기물을 예로 들 수가 있다. 이들 폐기물에는 원전 운영과정에서 발생되는 농축폐액의 건조분말, 슬러리 및 슬러지, 향후 원전 해체과정에서 발생되는 온갖 분말 상태의 폐기물(콘크리트 파쇄물, 제염 슬러지 등), 그리고 제염이 용이치 못한 미세 크기의 방사능오염 토양 등이 있다. 입자성 폐기물을 기존의 고화방식으로 처리할 경우에는 최종 폐기물의 부피가 증가하는 단점을 갖게 되어 처분 비용의 증가 및 처분장의 수용성을 감소하는 결과를 야기할 수가 있다. 따라서 이들 문제를 해결하고자 본 연구에서는 최종 폐기물 부피의 감용화를 위해 롤 압축 기술을 이용하여 분말의 펠렛화 연구를 수행하였다.

RESRAD-RECYCLE을 활용한 원전 해체 시 발생하는 금속폐기물의 자체처분 기준 적용 연구 (A Study on the Application of Standards for Clearance of Metal Waste Generated During the Decommissioning of NPP by Using the RESRAD-RECYCLE)

  • 송종순;김동민;이상헌
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제14권4호
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    • pp.305-320
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    • 2016
  • 원자력발전소 해체 시 발생하는 금속폐기물은 폐기물 중에서 많은 비중을 차지하고 있다. 본 연구에서는 국내 자체처분 규제 요건 및 국내 기관별 자체처분현황을 조사하였다. 실제 원자력발전소 해체 시 발생되는 금속폐기물의 자체처분을 위하여 RESRAD-RECYCLE 코드를 이용하였으며 26가지 시나리오에 대한 선량평가를 수행하였다. 평가결과는 원자력발전소 해체 시 자체처분 및 재활용에 관한 사전자료로서 활용가치가 있을 것으로 사료된다. 추후 자체처분을 통한 처분비용 저감효과 연구가 추가로 가능할 것으로 판단된다.

다수호기 원전 운영에 따른 원전 해체 작업자에 대한 방사선학적 영향 (Radiological Impact on Decommissioning Workers of Operating Multi-unit NPP)

  • 이은희;김창락
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제17권1호
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    • pp.107-120
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    • 2019
  • 다수호기 부지에 위치한 원전의 해체는 인근에 위치한 운영중인 원전으로 인해 작업자에게 추가적인 방사선 피폭 위험을 야기할 수 있다. 따라서 인근의 운영중인 다수호기 원전에 의한 해체 작업자에 대한 피폭 선량 평가가 필요하다. ENDOS프로그램은 한국원자력연구원(KAERI)에서 개발된 선량평가 전산코드로, 하위 프로그램으로 대기 확산 평가 프로그램인 ENDOS-ATM과 기체 방사성 배출물에 의한 피폭 선량 계산을 수행하는 ENDOS-G가 있다. 이 프로그램들을 이용하여 고리 1호기 해체작업자에 대한 다수호기 원전 운영에 의한 피폭 선량을 계산한 결과, $2.31{\times}10^{-3}mSv{\cdot}y^{-1}$로 일반인에 대한 피폭선량 기준치인 $1mSv{\cdot}y^{-1}$에 비교해 보았을때 큰 영향이 없을 것이라는 판단에 도달할 수 있었다. 앞으로 예상되는 국내 해체 원전의 경우 모두 다수호기 부지에 위치하여 이 연구 방법과 결과가 활용될 수 있을 것이라고 기대한다.

해체부지의 잔류방사능 조사 절차 수립에 관한 연구 (Study on the Establishment of Residual Radioactivity Investigation Procedure in Decommissioning Site)

  • 김학수;임용규;박경록;손중권;강기두;김경덕;정찬우
    • 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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    • 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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    • pp.24-31
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    • 2004
  • 원자력발전소를 안전하게 해체하기 위해서는, 해체부지 개방기준의 준수여부를 확인하기 위해 수행되는 환경이나 설비의 방사선학적 조사의 계획, 실시 그리고 평가에 대한 상세 지침을 제공하는 절차가 필요하다. 본 연구에서는 해외 원전 해체 사례와 MARSSIM을 근간으로 부지운영이력평가, 오염범위조사, 오염현황 상세 조사, 제염복구 지원조사, 최종부지조사의 순으로 해체 부지내 잔류방사능을 조사하는 절차를 제시하였다.

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원전해체시 독립된 사용후핵연료저장조 국내 적용 검토 (Review for Applying Spent Fuel Pool Island (SFPI) during Decommissioning in Korea)

  • 백준기;김창락
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제13권2호
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    • pp.163-169
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    • 2015
  • 국내 원자력발전소에서는 사용후핵연료 저장용량의 확대를 위해 사용후핵연료저장조에 조밀저장대를 설치하고 있지만 한빛원전은 2024년에 포화가 예상된다. 또한 10개의 원자력발전소가 2029년까지 설계수명에 도달하게 된다. 하지만 원전운영과 해체를 위한 국내 사용후핵연료 관리정책은 아직 결정되지 않은 상황이다. 미국의 경우 원전해체시 사용후핵연료를 중간 저장시설 또는 영구처분장으로 이송하기 전까지 임시적으로 독립된 사용후연료저장조(이하 'SFPI') 방식을 운영하는 사례가 있다. SFPI는 원전해체시 운전정지 후 사용후핵연료를 저장하는데 있어서 방사선 노출 저감, 운영비용 절감, 안전성 보강 등의 효과를 기대할 수 있다. 따라서 이 논문에서는 미국의 SFPI 운영경험, 시스템, 적용규정 등에 대한 사례연구를 수행하였다. 결론적으로 SFPI 국내 적용을 위해서는 사용후핵연료저장 계통의 설계변경 범위 및 예상 소요비용 확정, 원전 해체계획에 설비개선 계획 반영제출, 주기적안전성평가(PSR) 방법 등을 활용한 안전성 평가(운영기간 10 년), 설계변경을 위한 운영 변경허가 신청, 규제기관 심사 및 허가 취득, 설계변경 수행, 규제기관의 확인점검, SFPI 운영을 위한 교육 및 시운전, SFPI 운영 및 정기검사, SFPI 해체 등의 절차가 필요하다.

고리1호기 증기발생기 제염해체 시 작업자 피폭선량 평가 및 저감화 방안 (The Assessment and Reduction Plan of Radiation Exposure During Decommissioning of the Steam Generator in Kori Unit 1)

  • 손영직;박상준;변지향;안석영
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제16권3호
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    • pp.377-387
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    • 2018
  • 대한민국 첫 상업원전인 고리1호기는 40년간의 성공적인 운전을 끝내고 2017년 6월 18일 영구정지 되었다. 고리1호기는 본격적인 해체에 앞서 터빈건물에 폐기물처리시설 건설을 계획하고 있다. 각종 방사성폐기물은 폐기물처리시설에서 제염, 해체, 절단, 용융되어 자체처분 되거나 방사성폐기물 처분장으로 보내 진다. 해체폐기물 중 대형금속방사성폐기물은 주로 1차 계통측 기기들로 높은 방사능을 띄고 있어 해체활동 중 작업자의 피폭관리가 필요하다. 본 논문에서는 대형금속방사성폐기물 중 크기가 가장 크고 형상이 복잡한 증기발생기를 선정하여 RESRAD-RECYCLE 코드를 이용하여 작업자 피폭선량을 평가하고 저감화 방안을 수립 하고자 한다.

국내 건설폐기물 재활용 체계를 반영한 해체 콘크리트 폐기물 자체처분 방사선 영향 예비평가 (Screening Assessment of Radiological Effect From Clearance of Decommissioning Concrete Waste Based Upon Recycling Framework of Construction Waste in Korea)

  • 임근수;정재학;황주호
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제16권4호
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    • pp.441-454
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    • 2018
  • 2017년 고리 1 호기 영구정지를 계기로 국내 원자력발전소의 해체가 점차 가시화되고 있다. 앞으로 원전 해체가 본격적으로 추진될 경우 원전 1기 당 약 16만 t의 콘크리트 폐기물이 발생될 것으로 예측되었으며, 이들 콘크리트 폐기물은 대부분 오염준위가 매우 낮아 자체처분 대상으로 고려될 수 있다. 따라서, 국내 자체처분 폐기물(원자력안전위원회 고시 2017-65호에 따른 자체처분 허용농도 또는 자체처분 허용선량을 만족하는 폐기물)에 대한 현행 규제체계가 대량의 콘크리트 폐기물에 대한 무제한적 자체처분에 대해서도 유효성을 유지할 수 있는지를 사전에 확인할 필요가 있다. 이와 관련, 국내 자체처분 규정 개발 시 참조기준인 IAEA SRS No. 44를 심층분석하고, 국내 산업계 현황을 반영한 입력값과 계산식을 이용하여 4가지 자체처분 시나리오에 대한 예상 피폭방사선량을 평가하였다. 그 결과, 재활용 시나리오에 대한 예상선량은 대부분 정상 시나리오에 대한 자체처분 선량 기준(즉, $0.01mSv{\cdot}y^{-1}$)보다 낮은 것으로 평가되었으나, 성토 후 거주 시나리오의 경우 보수적인 가정을 적용하면 자체처분 선량 기준을 초과할 가능성도 배제할 수 없는 것으로 나타났다. 따라서, 대량의 해체 콘크리트 폐기물의 안전하고 지속가능한 자체처분을 위해서는 폐기물 처리업체 다변화, 성토 시나리오에 대한 보다 구체적인 평가, 성토를 통한 자체처분에 대한 부분적 제한조건 설정 등을 고려할 수 있다.