국내 중·저준위 방사성폐기물 처분시설로 고려되고 있는 표층처분시설의 불포화대에서 핵종 이동을 야기하는 지하수 유동을 평가하기 위하여 유한요소법 기반의 COMSOL Multiphysics을 이용한 수치모델을 개발하였다. 그리고, 처분장 가장자리를 대상으로 처분고, 뒤채움재, 처분덮개로 구성되는 표층처분시설과 그 아래에 위치한 불포화대를 포함한 수직 2차원의 모델 영역을 구성하여, 시나리오 별 모델링을 수행하였다. 지속적 강수 유입 조건과 간헐적 강수 유입 조건 비교에서 포화도의 파동 현상을 제외하고는 뚜렷한 차이점을 보이지 않는 것으로 판단되었다. 불포화대의 공극률이나 잔류함수비와 같은 입력 자료는 전반적으로 불포화대 지하수 유동에 큰 영향도가 없는 것으로 판단되었다. 하지만, 불포화대의 수리전도도는 지하수 유동에 큰 영향을 미치는 것으로 판단되었다. 즉, 처분고로의 지하수 유입 속도를 판단하기 위해서는 불포화대의 수리전도도 특성이 신중하게 고려되어야 할 것으로 판단되었다.
방사성폐기물 처분시설에 대한 운영 전, 운영 중 및 폐쇄 후 단계에서의 부지환경자료의 지속적 수집 및 관리를 목적으로 한 체계적인 데이터베이스와 전산분석 시스템 구축의 필요성에 의하여 부지환경종합관리시스템(SITES: Site Information and Total Environmental Data Management System)을 개발하였다. 본 시스템은 부지환경 자료관리 및 안전성 재평가에 활용 할 수 있는 통합적인 시스템으로서 부지환경데이터관리시스템(SECURE), 통합안전성평가시스템(SAINT), 부지환경감시시스템(SUDAL), 그리고 SITES지리정보시스템(SITES-GIS)의 4개의 모듈로 구성되어 있다. 각 모듈은 자체 데이터베이스를 통해 자료의 검색, 저장 및 보고서 작성 기능을 가지고 있으며, 부지환경자료를 통합안전성평가시스템에서 직접이용 가능토록 되어 있다. 통합안전성평가시스템은 다수의 평가자가 동시에 이용가능하며, 대상 부지별 안전성평가 결과의 품질보증 체제가 확보되어 있다. 부지환경감시시스템은 평가 예측자료와 환경감시 자료와의 비교분석 및 시각화가 가능하며, 또한 일반인을 위한 주기적 환경감시 자료를 인터넷 홈페이지와 연계하여 공개 가능토록 되어 있다. 부지환경종합관리시스템은 현재 중 저준위 방사성폐기물 처분을 위한 월성원자력환경관리센터에 적용되고 있으며, 원자력관계시설 및 기타 유해환경 산업시설에 대한 부지 및 환경 감시기능의 수준을 고도화하는 데에 기여할 수 있을 것으로 기대된다.
본 연구에서는 방사성폐기물 처분구조물의 안전성 및 건전성 평가를 위해 손상연동 수리-역학 복합 거동 해석 모델을 개발하였다. 콘크리트나 암반과 같은 취성재료의 파괴 모사에 널리 사용되는 Mazars 손상 모델을 선정하여 수리-역학 해석에 연동하였고, 예제 및 정해를 기반으로 개발된 해석 모델을 검증하였다. 개발된 해석 모델의 손상 입력 인자를 도출하기 위해 처분구조물 콘크리트 배합비로 제작한 시료를 대상으로 건조/포화 양생 조건에서 일축압축강도 및 간접인장강도 시험을 수행하였다. 실내 시험을 통해 도출한 입력 인자는 경주 월성 원자력 환경관리센터의 동굴처분 콘크리트 사일로를 모사한 2차원 유한요소해석에 적용하여 손상 고려 유무, 해석 기법 및 폐기물 하중 재하 조건에 따른 영향을 분석하였다. 연구를 통해 개발된 수리-역학-손상 모델은 향후 고준위 방사성폐기물 처분을 위한 심층처분장의 장기 거동 및 안정성 해석에 적용할 계획이다.
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.
국내 최초의 중 저준위 방사성폐기물 처분시설에 대한 건설 운영허가가 지난 2008년 7월 31일 발급되었다. 이 논문에서는 중 저준위 방사성폐기물 처분시설에 대한 국내 기본 규제체계, 규제요건 및 기술기준을 제시하고, 동 시설의 안전성 확인을 위해 실제 적용된 안전심사수행절차를 주요 단계별로 기술하였다. 원자력법은 부지선정, 설계, 건설, 운영, 폐쇄 및 제도적관리 등 중 저준위 방사성폐기물 처분시설의 전과정에 대한 단계별 안전규제체계를 규정하고 있으며, 하위 법령과 교육과학기술부고시 등은 관련 세부 규제요건 및 기술기준을 규정하고 있다. 한국원자력안전기술원은 원자력관계법령에 근거한 교육과학기술부의 위탁에 따라 처분시설에 대한 안전심사를 수행하였으며, 부지 및 구조안전성, 방사선환경 영향, 운영 안전성, 계통 및 설비의 안전성, 품질보증, 종합안전성평가 등 세부 기술 분야별 적합성을 종합적으로 검토하였다. 전체 안전심사 과정은 사전준비단계, 초기심사단계, 본심사단계, 완료단계 등으로 구분할 수 있으며, 한국원자력안전기술원의 심사결과는 원자력안전전문위원회 5개 전문분과의 심의를 거쳐 교육과학기술부에 보고되었고, 교육과학기술부는 원자력안전위원회의 최종 심의를 통해 처분시설에 대한 건설 운영허가를 발급하였다. 이후 처분시설의 안전성은 원자력관계법령에 규정된 일련의 규제검사 및 심사를 통해 확인될 것이며, 건설 운영자의 지속적인 안전성증진계획 이행을 통해 장기적인 안전성 증진과 안전사례에 대한 신뢰구축이 가능할 것이다.
한국원자력연구원 내 저장중인 중 저준위방사성폐기물의 안전한 영구처분을 위하여 방사성폐기물처리시설에서는 이들 저장폐기물의 핵종재고량 평가를 위한 드럼핵종분석장치의 도입을 기획하고 있으며, 이 장치를 운영하고 유지보수하기 위한 전용의 평가시설 구축을 추진하고 있다. 이 평가시설 외부에는 제1방사성폐기물저장시설이 인접하여 있으며 내부에는 평가대상드럼들과 드럼핵종분석장치의 밀도보정용 선원 등이 존재함으로 이들이 방사선원항으로 작용하여 평가시설 내 외부의 선량률에 영향을 미치게 된다. 따라서 방사선원항 주변의 콘크리트 구조물에 대한 방사선차폐 영향을 평가하여야 한다. 본 연구에서는 MCNP 코드를 이용하여 해당 방사선원항으로부터 평가시설 내부 방사선관리구역을 둘러싸고 있는 콘크리트 구조물에 대한 방사선 안전성을 평가하였다. 평가결과 현재 고려되고 있는 콘크리트 구조물의 약 30 cm 두께는 해당 방사선원항으로부터의 방사선을 차폐하기에 충분한 것으로 확인되었다.
본 기술보고에서는 세계 최초로 사용후핵연료의 지층처분장 건설에 착수한 핀란드의 방사성폐기물 처분사업과 연구현황을 기술하였다. 핀란드는 1977년 원자력발전을 시작하였고, 현재 4기의 원자력발전소를 운영 중에 있다. 1993년부터 상세 부지조사가 진행되어 2001년에 올킬루오토(Olkiluoto)가 지층 처분의 부지로 최종 확정되었으며, 2015년에 건설허가가 발급되었다. 2020년대에 정부에 의해 운영허가가 나면 세계 최초로 지층처분장을 운영하는 사례가 될 것이다. 올킬루오토 부지에 있는 부지특화 지하연구시설인 온칼로(ONKALO)에서는 처분장의 안전성 검증을 위한 다양한 연구들이 수행되었다. 핀란드의 사용후핵연료 처분 부지 암반은 결정암질로 KBS-3 처분개념을 사용하기에, 결정암질 암반이 주를 이루는 한국 또한 유사한 처분개념을 고려 중이다. 핀란드 내의 중저준위 폐기물 처분장 운영 현황과 현재까지 진행된 지층처분장 부지조사 및 선정단계를 포함한 전 과정을 소개하고, 현지 지하연구시설인 온칼로에서의 최신 암반역학 및 수리지질학적 실험 및 수치해석 등의 연구들을 정리하였다. 마지막으로 핀란드의 사례를 바탕으로 한국의 방사성폐기물 처분사업을 위한 방향을 제시한다.
중 저준위 방사성패기물 처분장 부지의 지하수 시스템을 개념화하기 위해 부지 내 유동성 배경 단열의 통계적 특성을 분석하였다. 이를 위해 부지 내 시추공에서 얻어진 시추공 로깅 자료의 배경 단열의 주향과 경사 자료를 분석하여 부지 내 배경 단열들을 4개의 단열군으로 분류하였다. 그리고 시추공에서의 수리 시험 결과로 얻어진 시추공 구간별 투수량계수 분포 자료로부터 배경 단열의 투수량계수 분포를 추정하였다. 각 단열군의 단열 크기 분포는 관찰된 단열 밀도와 지표지질조사 자료로부터 유추하였다. 이렇게 얻어진 배경 단열의 통계적 특성을 부지에서 관찰된 투수량계수 분포와 분석 된 통계적 특성을 이용하여 생성된 단열망 모형으로부터 계산된 투수량계수 분포를 비교하여 검증하였고, 검증 결과 관측치와 계산치가 비슷함을 확인하였다.
일본 정부는 사용후핵연료의 중간저장시설의 입지로 아우모리현의 무쯔시를 선정했다. 2000년부터 시작된 유치활동이 5 년만에 결실을 맺은 것이다. 한국은 사용후핵연료를 원자력 발전소 내에 저장하고 있는데 2016년이면 저장한계에 이를 것으로 전망되고 있어 일본의 사례연구는 한국에 시사하는 바가 크다. 한국은 경주에 중, 저준위 방사성 폐기물 저장시설을 성공적으로 유치한 경험이 있어 사용후핵연료의 저장시설을 유치하는 학습경험을 축적한 바 있는데 두 나라의 큰 차이점은 한국은 경쟁적인 주민투표를 통하면서 막대한 지역지원금을 지원한다는 점이고 일본은 주민투표를 시행하지 않고 지방자치 정치의 리더쉽이 문제를 해결하는 방식을 택했다는 점이다. 엄청난 지역지원금이 지원되지 않은 점도 일본의 특징이다. 본 연구가 한국의 사용후핵 연료 저장시설을 유치하는 데 도움이 되었으면 하는 바람이다.
DOSE, LIMCAL 그리고 PABLM을 포함한 방사선피폭선량프로그램에 대하여 비교 연구가 행하여졌다. DOSE 프로그램은 국내 중 저준위 방사선폐기물 처분 예비안전성평가를 위해 확립되었으며, 나머지 두 프로그램은 안전성 평가에 적용한 바 있는 프로그램들이다. 연구 결과는 C-14과 Pu-239를 제외하고 1승(mrem/yr)범위에서 잘 일치하고 있다. PABLM은 DOSE와 LIMCAL과 비교할 때 Pu-239의 경우에서 작게 나타나고 있는 반면에 C-l4의 경우에는 크게 나타나고 있다. C-14의 편차는 소개된 이동모델에서의 차이 때문이며 Pu-239의 차이는 두 프로그램과 다른 선량전환인자 값을 적용함으로써 발생한 것임을 알 수 있다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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