Earticle

방사성폐기물 심지층 처분시스템의 안전성평가에서는 일반적으로 정상 시나리오 이외에 심지층 처분시스템이 외부요인에의해서 영향을 받는 비정상 시나리오를 추가적으로 고려하게 된다. 본 연구에서는 방사성폐기물 심지층 처분시스템의 비정상 시나리오를 포함하는 복합 시나리오에 대한 안전성평가를 위하여 비정상 시나리오를 구성하는 비정상 사건으로 국내우물침입 발생 특성을 조사하였다. 이를 위하여, 국내의 우물 개발 자료에 대한 통계·확률적인 접근법으로 우물 개발 특성을 조사하고, 이를 통해 미래의 우물침입 발생 특성을 예측하는 방법론과 함께 계산 예를 소개하였다. 그 결과 국내 단위 면적 당 연간 우물 개발율은 보수성을 고려하여 최근 기록의 최대치인 0.8 공/년/km2로 설정되었다. 처분시스템 영향권 면적인 1.5 km2을 고려하면, 처분시스템 전체에 연간 우물 개발이 발생할 확률은 1.2 공/년으로 계산된다. 즉, 처분시스템의 제도적 관리기간 이후에는 매년 1 공 이상의 우물이 처분시스템 영향권 내에 설치가 될 것으로 예측된다는 것이다. 여기서, 설치된 우물은 정호 심도를 고려하지 않은 것이다. 설치된 우물의 정호 심도는 기존 자료들의 분포 특성을 분석한 결과, 평균= 3.0363 m와 표준편차 = 1.1467 m의 로그정규분포로 예측될 수 있었다. 본 연구는 앞으로 우물침입이 처분시스템에 미치는 영향에 대한 추가 연구와 함께 향후 복합 시나리오를 고려한 심지층 처분시스템의 안전성평가 신뢰도 향상에 크게 기여할 수 있을 것으로 판단된다.

In the safety assessment of the geological disposal system of the radioactive wastes, the abnormal scenarios, in whichthe system is impacted by the abnormal events, need to be considered in addition to the reference scenario. In this study,characterization and prediction of well intrusion as one of the abnormal events which will impact the disposal system wereconducted probabilistically and statistically for the safety assessment. The domestic well development data were analyzed,and the prediction methodologies of the well intrusion were suggested with a computation example. From the results, theannual well development rate per unit area in Korea was about 0.8 well/yr/km2 in the conservative point of view. Consideringthe area of the overall disposal system which is about 1.5 km2, the annual well development rate within the disposalsystem could be 1.2 well/yr. That is, it could be expected that more than one well would be installed within the disposalsystem every year after the institutional management period. From the statistical analysis, the probabilistic distribution ofthe well depth followed the log-normal distribution with 3.0363 m of mean value and 1.1467 m of standard deviation. Thisstudy will be followed by the study about the impacts of the well intrusion on the geological disposal system, and the bothstudies will contribute to the increased reliability of safety assessment.

원자력발전소 증설에 따라 핵연료 피복관의 생산량이 증가 할 것으로 예상되며, 튜브 제조 시 발생되는 지르코늄(Zr) 스크랩역시 증가 할 것으로 판단된다. 지르코늄(Zr) 정련기 대용량화와 회수율 향상을 위한 사전 연구로서 LiF-KF-ZrF4 불화물의 염에서 다전극을 이용하여 전해정련실험을 실시하였다. LiF-KF-ZrF4염에서는 -0.8 V(vs.Ni)에서 환원전위가 관찰되었으며, 분극 거동 관찰 결과 전극의 개수가 증가할수록 셀의 저항이 낮아져 인가전류량이 증가하였다. 6개의 다 전극을 이용하여 정련 실험을 한 결과 가장 낮은 전류밀도인 25.64 ㎃/㎠조건에서 98%의 회수율로 가장 높은 회수율은 보였다. XRD 및 TG 분석 결과 순수한 Zr이 회수되었으며, ICP 분석결과 양극재의 기본 불순물 함량을 포함한 순도 97.8% 보다 낮은 불순물의 함량을 포함한 순도 99.92%의 Zr을 나타내었다. 폭 20 mm 높이 65 mm의 전극 6개를 사용시 전력소모율은 7.15 kWh/Kg으로 크롤 공정대비 39.7% 전력을 소모하게 된다. 다 전극 사용 시 단일 전극 사용에 비해 인가전류와 셀 효율 및 회수율 증대로 대용량화를 위한 효율적인 기술로 판단된다.

The production of nuclear fuel cladding tube is expected to increase with the nuclear power plant expansion. Zirconium(Zr)scrap that is generated during manufacturing is also expected to increase. Zr electrorefining experiment was carried out inthe fluoride salt of LiF-KF-ZrF4 using multiple electrode for scale up and improving throughput Zr electrorefiner development. The Zr reduction peak observed at -0.8 V(vs.Ni). Polarization behavior showed that the amount of applied currentincreases because of decreasing cell resistance as the number of cathode increases. Experimental results showed the highestrecovery rate about 98% at lowest current density of 25.64 mA/cm2 using 6 electrodes. XRD and TG analysis result showthat pure Zr was recovered 99.92% and ICP analysis shows that lower impurity content than conventional impurity contentof the Anode(97.8%). Electrorefining consumes energy about 7.15 kWh/kg less than 39.7% compared to the Kroll processusing 6 electrode width of 20 mm and height of 65 mm. Because of increasing cell efficiency and recovery rate, using multiplecathode is determined as an efficient technique for scale up electrorefining Zr scrap.

원자력발전소 해체를 준비하기 위해서는 해체대상 발전소에 대한 선원항 평가가 선행되어야 한다. 해체전략 수립단계에서선원항 평가 결과를 토대로 해체 폐기물을 분류하고 비용평가를 수행한다. 본 연구에서는 월성 1호기의 예비 선원항 계산을수행할 수 있도록 MCNP/ORIGEN-2 모델의 타당성 평가를 수행하였다. 연소도가 다른 핵연료 다발의 악티나이드 계열과핵분열 생성물의 핵종 수밀도는 싱글 채널 모델을 이용하여 MCNPX 코드로 연소 계산하여 구하였다. 선원항의 정확도에 영향을 미치는 두가지 요인에 대해 조사하였다. 첫번째 요인으로 선원항 계산에 영향을 미치는 중성자 스펙트럼을 MCNP로 계산하여 해당 핵종의 1군 미시 핵단면적에 반영하였다. 중성자 스펙트럼이 반영된 라이브러리로 계산한 선원항과 ORIGEN-2코드 package에 내장된 library (CANDUNAU.LIB)로 구한 선원항을 비교하였다. 두번째 요인으로 선원항에 대한 출력이력의 영향을 조사하였다. 해체 폐기물의 저준위 폐기물 처분 가능성을 살펴보기 위해, 2010년도 교체된 압력관, 칼란드리아관과 기존 칼란드리아 동체에 대하여 중성자 스펙트럼을 반영한 library를 적용하여 MCNP/ORIGEN-2로 선원항 평가 계산을 수행하였다.

Source term analysis should be carried out to prepare the decommissioning of the nuclear power plant. In the planningphase of decommissioning, the classification of decommissioning wastes and the cost evaluation are performed based onthe results of source term analysis. In this study, the verification of MCNP/ORIGEN-2 model is carried out for preliminarysource term calculation for Wolsung Unit 1. The inventories of actinide nuclides and fission products in fuel bundles withdifferent burn-up were obtained by the depletion calculation of MCNPX code modelling the single channel. Two factorsaffecting the accuracy of source terms were investigated. First, the neutron spectrum effect on neutron induced activationcalculation was reflected in one-group microscopic cross-sections of relevant radio-isotopes using the results of MCNPsimulation, and the activation source terms calculated by ORIGEN-2 using the neutron spectrum corrected library werecompared with the results of the original ORIGEN-2 library (CANDUNAU.LIB) in ORIGEN-2 code package. Second, operationhistory effect on activation calculation was also investigated. The source terms on both pressure tubes and calandriatubes replaced in 2010 and calandria tank were evaluated using MCNP/ORIGEN-2 with the neutron spectrum correctedlibrary if the decommissioning wastes can be classified as a low level waste.

선행핵연료 주기관련 시설의 해체/복원 시 방사능으로 오염된 다량의 자갈폐기물이 발생할 수 있다. 하지만 현재 방사성 오염 자갈을 제염하기 위한 기초자료가 부족하므로, 본 연구에서는 토양세척법을 응용하여 방사능 오염 자갈을 제염하는데 필요한 기초실험을 수행하였다. 효율적인 제염을 위하여 제염제를 비교하여 선정하였는데, 우라늄으로 오염된 자갈의 제염제로는 증류수나 계면활성제보다 0.1 M의 질산을 사용하였을 때 제염이 잘 되었다. 또한, 제염효율을 높이고 제염시간을 단축하기 위하여 우라늄 오염 자갈을 파쇄/분쇄한 후 세척한 결과, 입자의 크기가 작으면 작을수록 제염효율이 높고 자체처분허용농도를 만족하는 것으로 나타났다.

A large amount of radioactively-contaminated gravel can be produced on the demolition/restoration of facilities related theback end of fuel cycle. However, because of the lacking in basic knowledge for decontamination of radioactive-contaminatedgravel, this study has performed the basic tests using for soil-washing. To find effective decontamination condition,several experiments were carried out for the selection of optimal decontamination agents. Washing by 0.1 M nitric acid wasproved to be more effective than that by distilled water or surfactant for decontamination of uranium-contaminated gravel. In addition, crushing/grinding of uranium-contaminated gravel prior to washing was contributed to increase in of removalefficiency of uranium and reduction of decontamination time. The smaller the sizes of crushed gravel was, the more theremoval efficiency increased. Also, small the sized particles improved chances for meeting the clearance requirement ofthe treated gravel.

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 할수 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.

Since the commercial operation of Kori Unit #1 nuclear power plant(NPP) started in 1978, 23 units at present are operatingin Korea. Radioactive wastes will be steadily generated from these units and accumulated. In addition, the life-extensionof NPPs, construction of new NPPs and decontamination and decommissioning research facilities will cause radioactivewastes to increase. Recently, Korea has revised the new classification criteria as was proposed by IAEA. According to therevised classification criteria, low-level, very-low-level and exempt waste are estimated to about 98% of total disposalamount. In this paper, current status of overseas cases and disposal method with new classification criteria are analyzed topropose the most reasonable method for estimating the amount of decommissioning waste when applying the new criteria.

방사선검출기를 이용한 고방사성물질의 측정이나 방사선사고 등의 신속한 대응을 위하여 주위의 선량률 준위에 따라 크기별로 여러 종류의 콜리메이터들을 구비해야 하며, 이는 무거운 콜리메이터의 특성상 효율적인 현장 측정에 심각한 장애가될 수 있다. 본 연구에서는 콜리메이터의 모양을 카메라의 렌즈 조리개 형식으로 제작하여 사용자가 직접 카메라 렌즈를 돌려 초점을 맞추듯이 콜리메이터의 내경을 조절하고 방사선의 감쇄율을 쉽게 알아볼 수 있도록 IRIS형 콜리메이터를 제작하였다. 먼저, 콜리메이터를 위상을 달리한 2 중의 텅스텐 셔터 구조로 제작하여 기계적 공차에 의한 방사선의 침투를 차단하고자 하였다. 그리고 셔터의 재질별로 콜리메이터 내경에 따른 방사선 감쇄율을 MCNP 코드를 이용하여 계산함으로써 이론적인 성능평가를 수행하였다. 계산된 내경의 크기별 감쇄율을 콜리메이터 외부 눈금링에 표시함으로써, 카메라 렌즈에 표시된 배율과 같은 방법으로 사용자가 해당 표시지점으로 콜리메이터 내경을 조절하였을 때, 방사선의 세기가 얼마만 큼 감소되는지 쉽게 알아볼 수 있도록 구현하였다. 끝으로 개발된 IRIS형 콜리메이터를 장착한 소형 방사선검출기를 현장 측정에 활용할 경우, 콜리메이터의 교체 없이 주위 방사선의 세기에 따라 콜리메이터 내경을 적절한 크기로 신속히 교체가 가능하며,방사선 세기의 감쇄 정도를 쉽게 알아보게 함으로써 신속하고 정확한 대처가 가능할 것으로 판단된다.

When a radiation detector is applied to the measurement of the radioactivity of high-level of radioactive materials or therapid response to the nuclear accident, several collimators with the different inner radii should be prepared according tothe level of dose rate. This makes the in-situ measurement impractical, because of the heavy weight of the collimator. Inthis study, an IRIS collimator was developed so as to have a function of controlling the inner radius, with the same methodused in optical camera, to vary the attenuation ratio of radiation. The shutter was made to have the double tungsten layerswith different phase angles to prevent the radiation from penetrating owing to the mechanical tolerance. The performanceevaluation through the MCNP code was conducted by calculating the attenuation ratio according to the inner radius of thecollimator. The attenuation ratio was marked on the outer scale ring of the collimator. It is expected that when a radiationdetector with the IRIS collimator is used for the in-situ measurement, it can change the attenuation ratio of the incidentphoton to the detector without replacing the collimator.

우리나라의 중·저준위 방사성폐기물은 월성환경관리센터를 이용하여 처분된다. 처분시설의 안전성을 확인하기 위하여 자연현상에 의한 시나리오뿐만 아니라 인간침입에 의한 시나리오도 고려하여 평가한다. 인간침입 시나리오는 제도적관리기간 이후 처분시설의 존재를 모르는 인간에 의해 시추 등과 같은 행위로 인해 일어나는 시나리오로서, 우물이용 시나리오는처분부지 내 우물의 시추확률이 수십 년 생애기간에 시나리오에 의한 피폭을 한번이라도 경험할 수 있는 가능성이 낮음을보여 인간침입 사건범주로 구분하였으며, 보수적인 가정을 사용하여 평가하였다. 이를 위하여 우물의 위치 및 처분시설로부터 누출된 오염물질의 우물 유입비율을 지하수 유동 모델링을 통하여 계산되었으며, 이에 대한 방법론을 소개하였다. 또한, 이 방법론을 핵종이동 모델링에 적용하여 처분시설에 미치는 영향을 평가하여, 평가된 시나리오는 성능목표치를 만족하고 있음을 보였다.

The low and intermediate-level radioactive waste generated in Korea is disposed of at Wolsong Disposal Facility. For thesafety of a disposal facility, it must be assessed by considering some abnormal scenarios including human intrusion as wellas those by natural phenomena. The human intrusion scenario is a scenario that an incognizant man of the disposal facilitywill be occurred by the drilling. In this paper, the well usage scenario was classified into the human intrusion event as theprobability of the well drilling is very low during the man’s lifecycle and then was assessed by using conservative assumptions. This scenario was assessed using the dilution factor of contaminants released from a disposal facility and then it wasintroduced the applied methodology in this study. The assessed scenario using this methodology is satisfied the regulatorylimits.

방사성폐기물 처분시설을 보유하고 있는 국가들은 방사성폐기물 처분시설 시스템의 이해도 제고 및 신뢰성 증진을 위해서는다양한 보조지표를 선정하여 평가하고 있다. 본 논문에서는 처분시설에 적용되는 국외 처분시설의 보조지표들을 조사하고,우리나라 월성 중·저준위 방사성폐기물 처분시설에서 근계지역의 공학적 방벽과 원계지역의 자연방벽 성능평가를 위해 연속적인 방벽에서의 방사성 핵종 이동을 보여줄 수 있는 방벽 간의 방사성 핵종 플럭스를 보조안전지표로 선정하여 적용하였다. 처분시설의 정상시나리오를 콘크리트 사일로의 건전조건과 열화조건으로 나누어 방벽별 성능평가를 수행하였으며, 방사성 핵종에서 방벽별 지연성능 기여도를 확인하였다. 콘크리트가 건전한 경우에서 공학적 방벽의 방벽별 상세성능을 파악하였으며, 열화콘크리트의 경우, 공학적 방벽의 성능저하도 및 자연암반과의 상대적 중요도를 정량적으로 확인하였다. 향후본 연구 결과는 2단계 표층처분시설 설계 최적화 및 방벽성능의 검증방법으로 활용할 수 있다. 아울러, 향후에는 처분시설의Safety Case 구축과 안전성의 이해 제고 및 신뢰성 증진을 위하여 지속적으로 보조지표를 추가 선정하여 평가하고자 한다.

The use of complimentary indicators, other than radiation dose and risk, to assess the safety of radioactive waste disposalhas been discussed in a number of publications for providing the reasonable assurance of disposal safety and convincing thepublic audience. In this study, the radionuclide flux was selected as performance indicator to appraise the performance ofengineered barriers and natural barrier in the Wolsong low- and intermediate-level waste disposal facility. Radionuclide fluxshowing the retention capability by each compartment of the disposal system is independent of assumptions in biospheremodel and exposure pathways. The scenario considered as the normal scenario of disposal facility has been divided intointact or degraded silo concrete conditions. In the intact silo concrete, the radionuclide flux has been assessed with respectto the radionuclide retardation performance of each engineered barrier. In the degraded silo concrete, the radionuclide fluxhas been explored based on the performance degradation of engineered barriers and the relative significance of naturalbarrier quantitatively. The results can be used to optimally design the near-surface disposal facility being planned as thesecond project phase. In the future, additional complimentary indicators will be employed for strengthening the safety casefor improving the public acceptance of low- and intermediate-level waste disposal facility.