• 방사성폐기물학회지
• /
• 제17권4호
• /
• pp.437-445
• /
• 2019

고리1호기의 영구정지 이후 해체공정에 대해 관심이 집중되고 있다. 방사선관리구역 내부 방사화구조물의 해체는 2026년 이후 본격적으로 진행될 예정이다. 원자로와 내부구조물은 원자력발전소의 구조물 중 가장 높은 수준의 방사능을 갖고 있으며 1차측의 대표적인 중량물로, 절단해체 과정에서 방사선학적 측면과 산업안전 측면에서 주의가 요구된다. 효율적인 해체 폐기물 관리를 달성하기 위해 원자로와 내부구조물의 절단해체공정에 대한 연구가 수행되었다. 방사화 평가결과 내부구조물의 노심 측면부와 상/하부의 일부는 중준위 폐기물로 평가되었고 이외의 구성품은 저준위로 평가되었다. 상대적으로 방사화가 많이 되고 복잡한 형상을 갖는 내부구조물의 경우 작업자의 피폭을 저감하기 위해 수중에서 다양한 절단방법을 통해 원격절단하는 방안이 제안되었고, 절단물은 약 19개의 극저준위/저준위 포장용기와 9개의 중준위 포장용기에 적재될 것으로 예상되었다. 방사화 평가결과 원자로의 노심 측면부는 저준위 폐기물로 평가되었고 이외의 부분은 극저준위 또는 자체처분수준의 폐기물로 확인되었다. 상대적으로 방사화가 적게 된 원자로의 경우 열적절단 방법을 사용해 현재위치에서 인양하며 공기중에서 원격절단하는 방안이 제안되었고, 절단물은 약 42개의 극저준위/저준위 포장용기에 적재될 것으로 예상되었다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제14권2호
• /
• pp.157-168
• /
• 2016

방사성폐기물용기의 설계는 용도 (운반, 저장, 처분)의 안전요건에 부합돼야 할 뿐 아니라 경제성과 기술적 기준도 만족해야 한다. 이러한 기준은 장차 원전해체로부터 발생할 다량의 저준위/극저준위 해체폐기물의 관리에도 해당된다. 해체폐기물의 특성은 원전운영에서 발생하는 방사성폐기물과는 매우 다르므로 적합한 용기의 개발이 요구된다. 이 논문은 다목적용도의 표준용기 개발을 제시한다. 이 개념은 경주처분장과 같은 국가 인프라를 고려한 원전해체폐기물의 관리를 최적화하기 위한 용기이다. 이 연구는 일련의 시제품을 설계 또는 제작한 것이다 : 극저준위용 소프트백, 저준위용 금속용기 (해상운반용 표준 IP2 용기 및 도로운반용 ISO 용기), 이들 용기 설계의 안전성 분석을 위한 시뮬레이션 및 시험결과는 규제요건에 잘 부합되는 것으로 나타났다. 콘크리트 용기의 후속개발은 2016년에 수행예정이다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제9권1호
• /
• pp.49-62
• /
• 2011

최근 국제원자력기구와 방사성폐기물 분야 주요 선도국들은 리스크 차등접근법에 따라 방사성폐기물의 분류기준을 세분화하고 있는 추세이며, 이러한 맥락에서 극저준위폐기물을 새로운 방사성폐기물 범주로서 신설하거나 이에 대한 별도의 최적 관리방안을 모색하고 있다. 국제적으로 운영 사례가 점차 증가되고 있는 주요 국가의 극저준위폐기물 전용 공학적 표층매립형 처분시설들은 방사성핵종의 격리 및 지연 성능 측면에서 1960년대 주로 건설된 천층 트렌치형 중 저준위폐기물 처분시설 보다 개선된 것으로 분석되었다. 또한 주요 선도국들의 극저준위폐기물 관리방안은 규제해제 제도, 중 저준위폐기물 처분시설 및 비원자력 폐기물매립장의 활용 가능성, 사회수용성 등에 따라 차이가 있는 것으로 나타났다. 이와 관련하여, 국내에서도 향후 대형 원자력시설의 해체에 대비하여 극저준위폐기물의 최적 관리방안에 관한 종합적인 검토와 논의를 통해 리스크 차등접근법에 따른 최적화된 관리방안을 사전에 수립하고, 이를 국가 방사성폐기물 관리정책 및 관리계획의 틀 내에서 체계적으로 시행할 필요가 있다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제15권3호
• /
• pp.265-279
• /
• 2017

2014년 12월 사용 승인된 경주 중저준위 방사성폐기물 동굴처분시설은 중저준위 방사성폐기물의 처분을 위해 운영중이나 중준위 방사성폐기물을 처분할 수 없다. 왜나하면 기존 중준위 방사성폐기물이 원자력안전위원회 고시 2014-003호에 따라 방사성폐기물 준위가 세분화되었으며, 기존의 중저준위 방사성폐기물 핵종별 처분농도제한치 값이 변경되었으나 이를 고려하지 못하였기 때문이다. 중준위 방사성폐기물의 안전한 처분을 위해 IAEA에서 제시한 방법론과는 달리 방사능량 산출 시 적용된 가용데이터를 기반으로 기존의 설정된 극저준위 및 저준위 방사성폐기물의 처분농도제한치를 고려하여 1단계 동굴처분시설의 중준위 방사성폐기물에 대한 처분농도제한치를 설정하였다. 단, $^{14}C$의 경우 처분농도제한치 외에 추가적인 방사능량 제한이 필요함을 확인하고 우물이용시나리오를 통해 1단계 동굴처분시설의 총방사능량을 제한하였다. 설정된 중준위 방사성폐기물 처분농도제한치와 $^{14}C$의 총방사능량이 적용된 방사능량에 대해 운영 중 및 폐쇄 후 시나리오의 평가결과가 모두 성능목표치를 만족함을 확인하여, 도출된 중준위 방사성폐기물 처분농도제한치가 1단계 동굴처분시설의 중준위 방사성폐기물 처분농도제한치로 사용할 수 있음을 확인하였다. 처분 안전성 증진을 위해 방사성폐기물 발생기관의 데이터를 추가 확보하며, $^{14}C$의 누적방사능량을 관리해 나갈 계획이다.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제22권3호
• /
• pp.219-226
• /
• 1997

환경시료 및 Swipe시료에서 방출되는 감마선을 측정 분석하기 위하여 극저준위 백그라운드 감마선 측정시스템을 설치하였다. 본 측정시스템은 백그라운드를 저감하기 위해 극저방사능 물질로 구성된 수동적 차폐방법, 우주선 영향을 차단하기 위한 역동시 측정법, 그리고 공기중 방사성 핵종인 라돈가스를 시스템 내부에서 제거하는 방법 등을 적용하고 있다. 적용된 백그라운드 저감법에 대한 성능시험 결과, 실험실 조건의 백그라운드 준위가 관심 대상 에너지 영역($50\;keV{\sim}2\;MeV$)에서 $10^{-2}$ order 정도로 저감되었다. 그리고 미신고 핵활동을 탐지하기 위한 관심 대상 핵종의 감마선 에너지 영역에서 평가된 시스템의 최소검출하한(MDA)값은 환경시료 분석에 적합한 것으로 평가되었다. 그러나 저에너지 영역에서는 여전히 우주선에 의한 중성자 영향이 백그라운드 요인으로 작용하고 있는 것으로 분석되었다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제18권1호
• /
• pp.91-102
• /
• 2020

국내 3단계 매립형 처분시설은 2018년도 한국원자력환경공단의 중·저준위 방폐물관리시행계획에 의하면 주로 원전 해체 현장에서 발생하는 극저준위방폐물을 수용하기 위해 2019년 4월부터 2026년 2월까지 총 104,000드럼(2개 트렌치)을 수용하기 위해 건설이 계획 중이다(총 2,246억원 투입). 이후 총 5개 트렌치에 260,000드럼이 총 34,076 ㎡의 면적에 단계적으로 수용되며 따라서 현재 한국원자력환경공단은 관련 인수기준을 마련 중에 있다. 극저준위방폐물 처분시설 인수기준의 경우 프랑스, 스페인 등이 전용 처분시설을 운영하면서 자국의 인수기준을 합리적으로 잘 준용하고 있으나 본 논문에서는 해체방폐물의 처분에 가장 경험이 많은 미국의 처분시설을 고려하여 국내 매립형 처분시설에 우선적으로 반영되어야 할 사항이 있는지 분석하였고 이를 통하여 경주내 3단계 매립형 처분시설의 인수기준 마련에 도움이 되고자 하였다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제13권1호
• /
• pp.45-53
• /
• 2015

1978년 고리 1호기의 상업 운전을 시작으로 현재 우리나라에서는 총 23기의 원전이 운영 중에 있다. 운영 중인 원전으로부터 방사성폐기물이 계속 발생되고 누적되어 갈 것이다. 또한 원전의 수명 연장과 신규 원전의 추가 건설 이외에도 제염해체 연구시설 등 각종 원자력 시설에서 발생하는 방사성폐기물은 꾸준히 증가하고 있다. 우리나라는 최근 IAEA에서 권고하는 신 분류기준을 적용한 신분류기준에 대해 원자력안전위원회 고시를 개정하였다. 중·저준위폐기물을 IAEA 신 분류기준을 적용하여 세분화한다면, 약 98%를 차지하는 저준위 및 극저준위 방사성폐기물과 규제면제폐기물을 효과적으로 처분 할 수 있게 된다. 본 논문에서는 신 분류기준을 적용한 해외 적용 사례와 처분 방안 현황을 분석하여 국내에 적용 가능한 최적의 합리적인 적용 방안 및 해체 방사성폐기물량을 산정해 보고자 한다.

• 분석과학
• /
• 제20권5호
• /
• pp.419-423
• /
• 2007

환경준위의 삼중수소 측정법을 확립코자 극저준위 액체섬광계수기(LSC)와 1 TU(Tritium Unit) 미만까지 측정이 가능한 전기분해 농축 장비의 특성을 연구하였다. 삼중수소의 측정한계를 알기위해 다양한 측정용기에 의한 장비의 바탕값을 조사한 결과 테프론 코팅된 폴리에틸렌 측정용기에서 1.86 cpm 수준이었으며 5 시간동안 계측할 경우 2.01 Bq/L로 17 TU의 검출한계를 얻었다. 400 mL 시료를 전기분해하여 20 mL까지 농축할 경우 0.8 TU의 검출한계를 얻었다. 전해농축시 수소와 삼중수소의 분리효율은 20 이상이었으며, 전해농축과정에 따른 삼중수소 회수율은 약 90%정도였다. NIST 삼중수소 표준시료를 사용하여 LSC의 측정효율을 검증한 결과 10 mL의 시료와 10 mL의 cocktail 용액을 사용한 경우 $28.70{\pm}0.27%$의 측정효율을 얻었다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제15권3호
• /
• pp.281-299
• /
• 2017

핵종재고량 관리는 처분시설의 안전한 관리를 위해서는 필수적이다. 본 논문에서는 원자력발전소의 잡고체폐기물에 대하여 기존 발생된 폐기물 자료를 반영한 예측방사능량과 실제 처분시설을 운영하면서 인수되어 처분검사까지 완료된 실제방사능량을 비교분석하였다. 극저준위방사성폐기물에서는 $^{137}CS$, $^{90}Sr$, $^{99}Tc$ 그리고 $^{129}I$ 핵종이 예측방사능량보다 실제방사능량이 높게 평가되었으며, 저준위방사성폐기물에서는 모든 핵종에서 예측방사능량이 실제 방사능량보다 높게 평가되었다. 또한 척도인자에 의한 예측방사능량의 민감도 분석을 통해 준위별 수량 및 총방사능량의 변화추이를 분석하였다. 향후 중저준위방사성폐기물 처분시설의 안전한 운영과 Safety Case 구축을 위한 기초자료로 활용될 것으로 판단된다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제14권1호
• /
• pp.79-90
• /
• 2016

The second-stage near surface disposal facility for low and very low level radioactive waste's permanent disposal is to be built. During the institutional control period, the inadvertent intrusion of the general public is limited. But after the institutional control period, the access to the general public is not restricted. Therefore human who has purpose of residence and resource exploration can intrude the disposal facility. In this case, radioactive effects to the intruder should be limited within regulatory dose limits. This study conducted the safety assessment of human intrusion on the second-stage surface disposal facility through drilling and post drilling scenario. Results of drilling and post drilling scenario were satisfied with regulatory dose limits. The result showed that post-drilling scenario was more significant than drilling scenario. According to the human intrusion time and behavior after the closure of the facility, dominant radionuclide contributing to the intruder was different. Sensitivity analyses on the parameters about the human behavior were also satisfied with regulatory dose limits. Especially, manual redistribution factor was the most sensitive parameter on exposure dose. A loading plan of spent filter waste and dry active waste was more effective than a loading plan of spent filter waste and other wastes for the radiological point of view. These results can be expected to provide both robustness and defense in depth for the development of safety case further.