Earticle

원자력발전소 및 산업계에서 발생하는 중·저준위방사성폐기물을 처분하기 위한 처분장이 2014년경 준공될 것으로 예상된다. 방사성폐기물 처분을 위해서는 물리적인 처분시설의 확보도 중요할 뿐만 아니라 발생자와 처분사업자 등 각종 이해관계자들이 모두 수긍할 수 있는 비용부과체계 마련도 중요하다. 우리나라의 처분비용은 해외의 다른 국가에 비하여 높은 편에 속하며 이는 폐기물 발생자와 처분사업자에게 많은 부담을 주고 있다. 우리나라의 처분비용이 높은 이유는 처분장 확보를 위한 사회적 비용 또는 건설비가 다른 국가에 비하여 상대적으로 높은 이유도 있겠으나, 처분장 건설을 위해 조달한 비용에서 발생한 금융비용이 보다 큰 요인으로 작용하고 있다. 본 연구에서는 처분사업의 지속가능한 사업체계 마련을 위해 비용 구조를 분석함으로서 처분비용 중 금융비용을 낮추기 위한 방안을 모색하고자 한다.

The repository for the disposal of LILW which is generated from nuclear power plants and industries is expected to becompleted in 2014. For the disposal of LILW, it is important to secure a disposal facility itself, but it is also very importantto establish a reasonable charging system which all shareholders are satisfied with. Korea’s disposal fee for LILW is higherthan other countries’ fee, which is a burden to waste generators as well as the waste management organization. The partialreason for the high disposal fee is put on the high social and construction cost when compared with other countries. Howeverthe major reason is put on the excessive borrowing cost that is used for the construction of the LILW disposal facility. In this study, we proposed the way to reduce the excessive borrowing cost for sustainable project managements of LILWdisposal by analyzing a cost structure.

HPGe 감마선 검출기를 이용하여 226Ra의 방사능을 직접 측정방법의 경우, 226Ra의 186.21 keV 감마선이 235U에서 방출되는185.7 keV 감마선에 의한 간섭을 받기 때문에 피크면적의 계산에서 반드시 보정이 필요하다. 비록 분해능이 아주 우수한HPGe 검출기를 사용한다 하더라도 그리고 분광시스템의 채널수를 최대로 늘린다고 할지라도 약 0.5 keV 차이의 두 감마선피크를 분리해 내기란 현실적으로 어려운 일이다. 본 연구에서는 감마분광분석을 이용한 226Ra의 직접 측정방법에 대한 적용성을 평가하기 위하여, 여러 가지 간섭피크 보정들을 이용한 직접 측정방법을 조사하였다. 이를 원료물질 및 공정부산물 시료들에 적용함으로써 직접 측정방법들에서 그 측정 불확도, 직선성 및 적용범위 등을 평가하였다. 최종적으로 방사평형 관계를 이용하여 226Ra의 방사능을 측정하는 간접 측정방법으로부터 얻은 214Pb 및 214Bi의 결과를 직접 측정방법의 결과와 비교함으로써 최적의 측정방법을 유도하였다.

In the case of the direct measurement of 226Ra using a HPGe gamma-ray spectrometer, the interference between gammarayswith 186.21 keV of 226Ra and 185.7 keV of 235U should be corrected to calculate the net peak area in the energy spectrum. In general, it is very difficult to conduct peaks stripping with difference of about 0.5 keV, although a HPGe with thesuperior resolution is applied and the maximum channels is applied to the spectrometer. In this study, several interferencecorrection techniques in the direct measurement were surveyed to evaluate the feasibility for the measurement of 226Ra usingthe gamma-ray spectrometery. Applying the interference corrections to the analysis of raw materials and by-products,the method validation for the direct measurement of 226Ra was conducted by evaluating the measurement uncertainty,linearity, and range. As a result, the optimum method of the interference correction was selected by comparing with theindirect measurement of which progenies of 226Ra, such as 214Pb and 214Bi, were analyzed in the secular equilibrium state.

본 연구에서는 한국원자력연구원 부지 내 KURT 연구시설에 심지층 처분실증시험을 수행할 목적으로 사전 해외현황조사를실시하였다. 고준위폐기물 심지층 처분을 목적으로 지하연구시설을 구축한 나라들을 대상으로 현재 수행되었거나, 수행이진행 중인 공학적방벽 성능평가 시험들을 조사하였다. 주요 실증시험으로는, 스웨덴/프랑스 TBT, 스웨덴 LOT, 스위스 HEE,벨기에 PRACLAY, 스페인 FEBEX, 일본 HORONOBE, 및 캐나다 BCE 등이었다. 각 실증시험에 대하여 시험의 목적, 시험체의 구성, 시험조건, 세부 구성도, 측정 항목, 측정기기, 및 도출된 결과 등을 구체적으로 조사하였으며, 시험결과보다는 시험목적 및 시험물의 구축방법 파악에 더 집중하였다. 왜냐하면, 각국의 공학적방벽 성능시험방법의 검토를 통해 향후 KURT에서 추진하게 될 공학적방벽 실증시설의 설계에 도움을 얻고, 다양한 성능시험을 동시에 수행할 수 있도록 하기 위해서였다. 향후 KURT 확장을 통해 공학적방벽 성능시험 터널을 확보하고, 중규모의 성능 시험시연을 추진하게 될 예정이다. 본 기술검토를 통해 이 때 추진할 시험내역과 시험체의 구성 및 크기 등의 상세 설계에 필요한 기초적인 지식을 얻고자 하였다.

The worldwide Status-of-Art survey for the in-situ experiments of the engineered barrier system for HLW underground disposalwas performed as a preliminary action for the design of the in-situ demonstration at KURT. Some nations, which haveexecuted or is ongoing the in- situ experiments at their underground research facilities, were summarized in this review. The demonstration projects reviewed were TBT/Sweden-France, LOT/Sweden, HE- E/Switzerland, PRACLAY/Belgium,FEBEX/Spain, HORONOBE/Japan, and BCE/Canada. The investigated items for the projects were mainly their purposes,constitutional structures, test conditions, monitoring parameters and the measuring tools, and test results. In this review,the hardware design and the assembling of the test system were more concentrated rather than their experimental results,because the purpose of this review is to achieve the necessary information for the practical design of the in-situ experimentto be installed at KURT. A mid scale in-situ demonstration of EBS at KURT, that is called IN-DBES, will be launched rightafter the completion the expanding project of KURT in 2015. It is hoped that the structural design, installing methods, hardwareequipments required in the establishment of IN-DEBS will be referred on this review.

사용후핵연료를 포함하는 고준위 방사성폐기물을 지질학적 조건이 안정적인 지하 3~5 km의 심도에 처분할 수 있다면 다음과 같은 많은 장점이 있는 것으로 평가되고 있다. 즉, (1)암반 수리전도도가 매우 낮아 지하수가 생태계까지 도달하는데 속도가 현저히 감소되며, (2)상부층 두께로 인하여 생태계와의 이격거리 확보에 유리하고, (3)지하수가 환원상태이므로 핵종의 용해도가 매우 낮을 뿐만 아니라 (4)오랜 연령의 지하수에서는 핵종이 흡착된 콜로이드 생성과 이동이 극히 제한된다는점이다. 이와 관련하여 심부시추공 처분(Deep Borehole Disposal) 연구는 심층 처분(Deep Geological Disposal) 시스템에대한 이상적인 처분 대안기술로서 꾸준하게 진행되어 왔다. 본 논문에서는 최근 심부 시추기술이 비약적으로 발전됨에 따라 의미있게 연구가 진행되고 있는 심부시추공 처분시스템을 국내 적용하기 위한 초기 단계로서 해외의 심부시추공 처분시스템 기술개발 사례를 분석하였다. 이를 통하여 심부시추공 처분에 대한 일반적인 개념과 심부시추공 처분시스템 개념을 도출한 연구사례를 국가별로 정리하였다. 이들 분석결과는 향후 심부시추공 처분기술의 국내 적용을 위한 입력자료로서 유용하게 활용될 수 있을 것이다.

If the spent fuels or the high-level radioactive wastes can be disposed of in the depth of 3~5 km and more stable rock formation,it has several advantages. For example, (1)significant fluid flow through basement rock is prevented, in part, bylow permeability, poorly connected transport pathways, and (2)overburden self-sealing. (3)Deep fluids also resist verticalmovement because they are density stratified and reducing conditions will sharply limit solubility of most dose-criticalradionuclides at the depth. Finally, (4) high ionic strengths of deep fluids will prevent colloidal transport. Therefore, as analternative disposal concept to the deep geological disposal concept(DGD), very deep borehole disposal(DBD) technologyis under consideration in number of countries in terms of its outstanding safety and cost effectiveness. In this paper, for thepreliminary applicability analyses of the DBD system for the spent fuels or high level wastes, the DBD concepts which havebeen developed by some countries according to the rapid advance in the development of drilling technology were reviewed. To do this, the general concept of DBD system was checked and the study cases of foreign countries were described andanalyzed. These results will be used as an input for the analyses of applicability for DBD in Korea.

상용의 GoldSim과 GoldSim 이동 모듈 (GoldSim Transport Module; GTM)을 이용하여 방사성폐기물 처분시스템과 같이 복잡한 질량 이동 시스템을 신뢰성 있고 효율적으로 모사할 수 있다. 그러나 GTM의 특성을 보다 정확하게 이해하여야 이를사용하여 실제 처분시스템의 안전성 평가 프로그램을 개발할 때 발생할 수 있는 오류를 피할 수 있다는 것을 인지하는 것이중요하다. 이를 위하여 GTM에서 다양하게 제공되는 요소 (element) 중, 질량 이동 모사에 유용한 Transport pathway의 특징에 대하여 소개하고, 방사성폐기물 처분시스템 안전성 평가를 위해 시스템 내 핵종의 거동과 같은 질량 이동 모사에서 이에 대한 올바른 활용 방안을 제시하였다.

It is very important to properly understand such “Transport Pathways” elements as “Pipe” and “Cell” pathways incommercial GoldSim Transport Module (GTM) for developing higer quality models and programs for performanceassessment of complex radioactive waste repositories. With an illustrative case under an earthquake scenario, by whichan increasement in the groundwater flow rate occurs though the geological medium, ways of avoiding possible modelingerrors in the nuclide transport modeling in the radioactive waste repository system for its safety assessment by utilizing suchpathways are discussed and a proper usage of the pathways is proposed.

현재 전 세계적으로 설계단계에서 부식 생성물과 방사성 핵종의 양을 예측하는 프로그램에 대해서는 개발되거나 개발중인프로그램이 다양하다. 그러나 원자력 발전소 해체 시 발생하는 방사화 부식생성물의 양을 평가하는 코드에 대한 개발은 이루어지지 않고 있어 정확한 산정에 어려움이 있다. 원자로 용기, 원자로 구성품 및 인접 구조물에서의 특성 원소의 중성자 조사로 인한 방사화재고량을 평가하기 위해서는 원자로의 고정된 구조물을 대표하는 모든 영역에서의 평균 중성자속과 구조물의 물질조성 및 원자로 운전이력 등을 이용하여 평가해야 한다. 본 논문에서는 설계단계에서 사용되는 1차 계통의 부식생성물과 방사성 핵종의 양을 예측하는 CORA, PACTOLE, CRUDSIM, CREAT 및 ACE 코드를 분석하였다. 향후 연구에서는 제염해체 폐기물 발생량 평가에 대한 사용가능성과 개선점을 찾아 부식생성물량 산정에 정확성을 높이고자 한다.

Currently, there are many programs which are now being developed or already developed to predict radionuclide and corrosionproduct at the stage of designing NPP. However, since there are not many developments in evaluating quantity ofactivation corrosion products occurring when disassembling a nuclear power plant there exist some difficulties in calculatingaccurately. In order to evaluate activation products inventory for the research of effect of neutron activation in thereactor vessel, component of nuclear reactor and adjacent structures, it should be evaluated by using operation history ofnuclear reactor, material composition of structure and average neutron flux in every field representing fixed structure ofnuclear reactor. In this study, CORA, PACTOLE, CRUDSIM, CREAT and ACE codes are analyzed to predict the quantityof radionuclide and corrosion product of primary reactor which is used at the stage of designing. As a future study, the accuracyin calculating the quantity of product corrosion can be increase by finding out the possibility of use and improvementfor evaluation of the decontamination.

원자력발전을 지속가능한 에너지원으로 활용하기 위해서는 원전 해체 및 운영 과정에서 발생하는 방사성폐기물의 안전하고효율적인 처분이 매우 중요하다. 방사성폐기물 종류는 다양하지만 해체과정에서 가장 많이 발생할 것으로 예상되는 극저준위방사성폐기물 인수기준수립은 원전해체전략수립에 큰 영향을 줄 것으로 보인다. 본 연구에서는 영국과 미국의 극저준위방사성폐기물처분장 인수기준을 경주에 건설 중인 원자력환경센터의 인수기준과 비교분석을 통해 향후 우리나라 극저준위방사성폐기물 처분을 위한 폐기물 인수기준을 분석하고자 한다.

In order to use the nuclear energy as the sustainable energy source, the safe and efficient management of radioactive wastesgenerated from the nuclear fuel cycle including NPP decommissioning is one of the most important factors. The establishmentof acceptance criteria for very low level radioactive wastes generated from decommissioning of nuclear power plantin a large quantity is seemed to play a key role for developing a radioactive wastes disposal strategy as well as NPP decommissioningstrategy. In this thesis, we want to review the acceptance criteria of low-and-intermediate-level radioactivewastes in this country through the analysis of other country’s acceptance criteria.

원전 해체 시 원자력설비는 안전하게 해체되어야 한다. 고리 1호기나 월성 1호기와 같은 노후화된 원전의 경우 곧 원전 해체를 계획하고 있는 대상 원전이지만, 이 원전들의 가동 중단 후 해체 시 선원항 평가 기준, 제염 및 해체 기술 등의 독자적인 국내 기술 확보는 미흡한 실정이다. 본 연구의 목적은 원전 선원항 평가 기술 중 하나로 In-Situ 기법을 이용하여 대형 원전 기기를 직접 측정하여 측정대상체에 대한 선원항 평가방법을 개발하는 것이다. 원자로 헤드를 별도의 해체 없이 이동형감마핵종분석기를 이용하여 직접 측정법으로 분석하고 간접 측정을 병행하여 측정 결과를 보완하였다. 그리고, 표면오염시료는 방사화학분석을 수행하였다. 분석 결과를 확장하여 원자로의 핵종 재고량을 계산하였다. 본 연구 결과를 토대로 각 핵종별 방사능량 변화에 따라 해체 시점을 결정할 수 있으며, 원전 해체 시 작업자의 피폭 저감에 도움이 될 것으로 기대한다.

After the expiration of operating license of a plant, all infrastructures within the plant must be safely dismantled to the pointthat it no longer requires measures for radiation protection. Despite the fact that Kori 1 and Wolsong 1 are close to the expirationof their operating license, sufficient technologies for radiological characterization, decontamination and dismantlingis still under development. The purpose of this study is to develop one of methods for radiological inventory assessment onmeasuring object by using direct measure of large component with In-Situ measurement technique. Radiological inventorywas assessed by analyzing nuclide using portable gamma spectroscopy without dismantling reactor head, and the result ofdirect measurement was supplemented by performing indirect measurement. Radiochemical analysis were performed onsurface contamination samples as well. During the study, radiological inventory of reactor vessel calculated expanding theresult. Based on the result and the radioactivity variation of each radionuclides time frame for decommissioning can bedecided. Thus, it is expected that during the decommissioning of plants, the result of this study will contribute to the reductionof radiation exposure to workers.