Earticle

후쿠시마 원전사고 이후 광역의 방사성 오염부지가 발생되었으며, 이에 대한 제염작업으로 인하여 다량의 제염폐기물이 발생하였다. 일본에서는 이를 보관하기 위하여 각 지역에 임시저장시설이 운영되고 있으며, 이들 시설들은 피난지시해제가이루어진 지역의 일반인에 대하여 방사선학적 영향을 미칠 것으로 판단된다. 본 연구에서는 임시저장시설 인근에 거주하는 일반인의 방사선학적 안전성 확보를 위하여 임시저장시설 특성에 따른 거리별 공간 방사선량률 및 선량제한치를 만족하는 임시저장시설로부터의 이격거리를 평가하였다. 이를 위해 임시저장시설의 형태 및 크기, 복토 두께 등을 고려하였으며, MCNPX를 이용하여 방사선량률을 평가하였다. 복토에 의한 차폐효과는 두께가 10 cm일 때 68.9%, 30 cm일 때 96.9%, 50 cm 일 때 99.7%로 나타났다. 임시저장시설 형태에 따른 공간 방사선량률은 지상 보관형일 때 가장 높게 나타났으며, 이어서 반지하 보관형, 지하 보관형일 순으로 나타났다. 임시저장시설 크기에 따른 공간 방사선량률은 5 × 5 × 2 m 시설을 제외한 시설에 대하여 유사하게 나타났다. 이는 임시저장시설 내 적재된 제염폐기물에 의하여 자기차폐가 이루어지기 때문이다. 최종적으로 크기가 50 × 50 × 2 m이고, 복토가 없는 임시저장시설의 경우, 지상 보관형의 평가된 이격거리는 14 m(최소농도), 33 m(최빈농도), 57 m(최대농도)이며, 반지하 보관형의 이격거리는 9 m(최소농도), 24 m(최빈농도), 45 m(최대농도), 지하보관형의 이격거리는 6 m(최소농도), 16 m(최빈농도), 31 m(최대농도)로 나타났다.

The object of this study was to evaluate the separation distance from a temporary storage facility satisfying the dose criteria. The calculation of ambient dose rates took into account cover soil thickness, facility size, and facility type by using MCNPX code. Shielding effects of cover soil were 68.9%, 96.9% and 99.7% at 10 cm, 30 cm and 50 cm respectively. The on-ground type of storage facility had the highest ambient dose rate, followed by the semi-ground type and the underground type. The ambient dose rate did not vary with facility size (except 5 × 5 × 2 m size) due to the self-shielding of decontamination waste in temporary storage. The separation distances without cover soil for a 50 × 50 × 2 m size facility were evaluated as 14 m (minimum radioactivity concentration), 33 m (most probably radioactivity concentration), and 57 m (maximum radioactivity concentration) for on-ground storage type, 9 m, 24 m, and 45 m for semi-underground storage type, and 6 m, 16 m, and 31 m for underground storage type.

파이로 공정에서 발생되는 염폐기물은 휘발성이 높아 고온공정에 적용하기 어려우며, 폐기물내에 존재하는 염소로 인해, 전통적인 유리매질에 대한 상용성이 낮은 특성을 가지고 있어, 새로운 고화방법이 필요하다. KAERI에서는 탈염소화법을 이용하여 염소를 탈리하고, 일반적인 유리매질에 고화하는 연구방법을 제안하였다. 본 연구에서는 기존의 탈염소화법에 사용된합성무기복합체(SAP, SiO2-Al2O3-P2O5)에 첨가물로서, Fe2O3 및 B2O3를 부가하여 5성분계의 복합체를 제조하고, 조성에 따른탈염소화반응 및 고화체의 특성을 조사하였다. 탈염소화 반응은 조성에 따른 생성물의 변화 경향은 크지 않았으며, 유사한반응메커니즘으로 주어진 시간 내에 반응이 진행되는 것으로 나타났다. Si-rich phase와 P-rich phase를 화학적으로 연결시켜주는 Al2O3와 B2O3의 함량이 높은 경우에는 고화체내 상분리의 정도는 상대적으로 낮게 나타나며, 구성원소의 분포가 보다 균일한 형태를 보였다. PCT-A 침출시험법을 통한 조성에 따른 내구성의 평가결과, 기준조성을 벗어나는 경우에는 내침출성이 낮게 나타났으나, EA glass(Environmental Assessment glass)의 값보다는 우수한 것으로 확인되었다. 이상의 결과로부터, 주어진 적정 Si와 P의 조성분율하에서, Al과 B의 함량변화는 고화체의 미세구조와 내침출성에 영향을 주는 것을 확인할 수 있었으며, 미세구조와 내침출성의 연관관계에 대한 추가적인 연구가 필요할 것으로 판단된다.

Waste salt generated from a pyro-processing for the recovery of uranium and transuranic elements has high volatility at vitrification temperature and low compatibility in conventional waste glasses. For this reason, KAERI (Korea Atomic Energy Research Institute) suggested a new method to de-chlorinate waste salt by using an inorganic composite named SAP (SiO2-Al2O3-P2O5). In this study, the de-chlorination behavior of waste salt and the microstructure of consolidated form were examined by adding B2O3 and Fe2O3 to the original SAP composition. De-chlorination behavior of metal chloride waste was slightly changed with given compositions, compared with that of original SAP. In the consolidated forms, the phase separation between Si-rich phase and P-rich phase decreases with the amount of Al2O3 or B2O3 as a connecting agent between Si and P-rich phase. The results of PCT (Product Consistency Test) indicated that the leach-resistance of consolidated forms out of reference composition was lowered, even though the leach-resistance was higher than that of EA (Environmental Assessment) glass. From these results, it could be inferred that the change in the content of Al or B in U-SAP affected the microstructure and leach-resistance of consolidated form. Further studies related with correlation between composition and characteristics of wasteform are required for a better understanding.

본 연구는 AgX (Ag-함침 X zeolite)에 의해 고방사성해수폐액 (HSW)의 발생초기에 함유되어 있는 고방사성 요오드(131I)의흡착, 제거를 목표로 수행하였다. AgX에 의한 I의 흡착 (AgX-I 흡착)은 AgX 내 Ag-함침농도가 증가할수록 증가하며, 함침농도 30wt% 정도가 적당하였다. AgX (Ag-함침 약 30~35wt%)로부터 Ag의 침출농도는 해수폐액에 함유되어 있는 chloride 이온에 의한 AgCl 침전 등으로 증류수보다 덜 침출 (＜1 mg/L) 되었다. AgX-I 흡착은 초기 I 농도 0.01~10 mg/L의 경우 m/V (흡착제량/용액부피의 비)=2.5 g/L에서 99% 이상 흡착제거 되어 I의 효율적 제거가 가능함을 알 수 있다. AgX-I 흡착제거는 해수폐액 보다는 증류수에서 수행하는 것이 효과적이고, 온도의 영향은 미미한 것 같으며, 흡착평형등온선은 Languir 보다는 Freundlich 등온선으로 표현하는 것이 양호하였다. 한편 AgX-I 흡착속도는 유사 2차 속도식을 만족하고 있으며, 속도상수 (k2)는 Ci 증가에 따라 감소하고 있지만, m/V 비 및 온도 증가에 따라서는 증가하고 있다. 이때 흡착 활성화에너지는약 6.3 kJ/mol 로 AgX-I 흡착은 약한 결합형태의 물리적흡착이 지배적일 것으로 보인다. 그리고 열역학적 매개변수를 평가(음수 값의 Gibbs 자유에너지 및 양수 값의 엔탈피)에 의해 AgX-I 흡착이 자발반응(정반응)의 흡열반응이며, 고온에서 반응이 양호함을 나타내었다.

This study aimed to the adsorption-removal of high- radioactive iodide (I) contained in the initially generated high-radioactive seawater waste (HSW), with the use of AgX (Ag-impregnated X zeolite). Adsorption of I by AgX (hereafter denoted as AgX-I adsorption) was increased by increasing the Ag-impregnated concentration in AgX, and its concentration was suitable at about 30 wt%. Because of AgCl precipitation by chloride ions contained in seawater waste, the leaching yields of Ag from AgX (Ag-impregnated concentration : about 30~35 wt%) was less than those in distilled water (< 1 mg/L). AgX-I adsorption was above 99% in the initial iodide concentration (Ci) of 0.01~10 mg/L at m/V (ratio of weight of adsorbent to solution volume)=2.5 g/L. This shows that efficient removal of I is possible. AgX-I adsorption was found to be more effective in distilled water than in seawater waste, and the influence of solution temperature was insignificant. Ag-I adsorption was better described by a Freundlich isotherm rather than a Langmuir isotherm. AgX-I adsorption kinetics can be expressed by a pseudo-second order rate equation. The adsorption rate constants (k2) decreased by increasing Ci, and conversely increased by increasing the ratio of m/V and the solution temperature. This time, the activation energy of AgX-I adsorption was about 6.3 kJ/mol. This suggests that AgX-I adsorption is dominated by physical adsorption with weaker bonds. The evaluation of thermodynamic parameters (a negative Gibbs free energy and a positive Enthalpy) indicates that AgX-I adsorption is a spontaneous reaction (forward reaction), and an endothermic reaction indicating that higher temperatures are favored.

우리나라를 포함한 많은 국가들에서 향후 원전 해체로 저준위폐기물이 대량으로 발생할 전망이다. 본 논문에서는 미국의저준위방사성폐기물 처분 관련 규제 기준을 분석하고, 특히 원자력발전소의 운영 및 해체를 포함하는 전주기에서 발생하는 폐기물의 처분 옵션을 확장하는 방안으로 사용되고 있는 저준위방사성폐기물의 블랜딩에 대해 검토하였다. 2007년 미국 NRC는 미국 저준위폐기물 관리 프로그램에 대한 전략분석 결과, 방사선위험도와 성능평가에 기반한 새로운 저준위폐기물 관리 규제의 필요성을 제기하였는데, 특히 방사성핵종 농도가 다른 폐기물의 블랜딩을 처분에 대한 옵션을 다양화할 수있는 안전한 방안으로 제시하였다. NRC는 블랜딩을 처분에 적합하도록 방사성핵종의 농도가 다른 저준위폐기물을 비교적균일하게 혼합(mixing)하는 것으로 정의하였다. 2015년 2월 농도 평균과 포장에 대한 NRC BTP의 개정판으로 공표된 블랜딩에 대한 구체적인 기술요건을 분석하였고 국내 해체폐기물에 대한 적용 방안도 예시하였다. 대량으로 발생할 해체폐기물에 대해 블랜딩과 농도평균을 적용하면 처분 효율성을 향상시킬 수 있다. 바이오쉴드 콘크리트에 대한 농도평균 적용에 대해 예시하였다.

In the near future, many countries, including the Republic of Korea, will face a significant increase in low level radioactive waste (LLW) from nuclear power plant decommissioning. The purpose of this paper is to look at blending as a method for enhancing disposal options for low-level radioactive waste from the decommissioning of nuclear reactors. The 2007 U.S. Nuclear Regulatory Commission strategic assessment of the status of the U.S. LLW program identified the need to move to a risk-informed and performance-based regulatory approach for managing LLW. The strategic assessment identified blending waste of varying radionuclide concentrations as a potential means of enhancing options for LLW disposal. The NRC’s position is that concentration averaging or blending can be performed in a way that does not diminish the overall safety of LLW disposal. The revised regulatory requirements for blending LLW are presented in the revised NRC Branch Technical Position for Concentration Averaging and Encapsulation (CA BTP 2015). The changes to the CA BTP that are the most significant for NPP operation, maintenance and decommissioning are reviewed in this paper and a potential application is identified for decommissioning waste in Korea. By far the largest volume of LLW from NPPs will come from decommissioning rather than operation. The large volumes in decommissioning present an opportunity for significant gains in disposal efficiency from blending and concentration averaging. The application of concentration averaging waste from a reactor bio-shield is also presented.

발전소 해체 및 핵종누출 시 원자력 관련 시설 주변의 방사성오염 토양은 주민의 거주 및 공업용지로의 재사용을 위해 토양제염이 불가피하다. 본 논문에서는 기존 토양복원 기술을 생물학적, 물리/화학적, 열적 처리로 분류하고 각 기술의 원리 및처리 물질을 분석 및 조사를 통해 방사성물질로 오염된 토양에 적용 가능한 기술을 선정하였다. 선정된 기술을 평가하기 위해 경제성, 적용성, 기술성을 고려하였다. 또한 High, Medium, Low로 가중치를 적용하여 평가하였다. 이에 따른 결과값을바탕으로 방사성물질로 오염된 토양에 가장 적합한 토양제염 방법을 제시하고자 한다.

Soil can be contaminated by radioactive materials due to nuclide leakage following unexpected situations during the decommissioning of a nuclear power plant. Soil decontamination is necessary if contaminated land is to be reused for housing or industry. The present study classifies various soil remediation technologies into biological, physics/chemical and thermal treatment and analyzes their principles and treatment materials. Among these methods, this study selects technologies and categorizes the economics, applicability and technical characteristics of each technology into three levels of high, medium and low by weighting the various factors. Based on this analysis, the most applicable soil decontamination technology was identified.

현행 규제요건에 따르면 국내에서 발생된 모든 폐밀봉선원은 자체처분 대상, 극저준위 또는 중·저준위 방사성폐기물에 해당하며, 기본적으로 방사능 농도를 기준으로 한 처분방식 제한규정을 준수해야 한다. 본 연구에서는 이러한 분류체계 이외에 IAEA 및 국외 폐밀봉선원 사용국의 방사성폐기물 분류체계, 폐밀봉선원 고유 특성 등에 대한 검토 및 분석결과를 토대로 반감기 및 A/D 값(각 선원의 방사능(A)을 작업자 및 일반 대중에 대한 잠재적 위험도를 의미하는 방사성핵종 고유의‘D 값’을 활용하여 정규화한 수치로 선원의 상대적 위험을 평가하는 기초적인 기준으로 사용)에 대한 기준을 추가적으로 적용하여 국내 폐밀봉선원 분류체계에 대한 방안을 제시한 후, 각 범주에 대한 처분방식을 도출하였다. 다양한 처분시점을 상정한 국내 폐밀봉선원 특성 분석 및 처분방안별 대상 수량·체적 평가결과를 통해 본 연구에서 도출된 처분방안을 처분 예상시기와 무관하게 2015년 3월말 기준으로 임시저장 중인 모든 폐밀봉선원에 대해 적용할 수 있음을 확인하였다. 단, 방사능량을 확인할 수 없거나 비방사능 또는 A/D 값을 산출할 수 없는 선원에 대해서는 본 연구결과를 적용할 수 없으므로 처분방안 이행을 위해서는 사전에 비방사능, 체적 등의 선원 고유 특성이 반드시 확인되어야 한다.

In accordance with the classification system of radioactive waste in Korea, all the disused sealed radioactive sources (DSRSs) fall under the category of EW, VLLW or LILW, and should be managed in compliance with the restrictions for the disposal method. In this study, the management and disposal method are drawn in consideration of half-life of radionuclides contained in the source and A/D value (i.e. the activity A of the source dividing by the D value for the relevant radionuclide, which is used to provide an initial ranking of relative risk for sources) in addition to the domestic classification scheme and disposal method, based on the characteristic analysis and review results of the management practices in IAEA and foreign countries. For all the DSRSs that are being stored (as of March 2015) in the centralized temporary disposal facility for radioisotope wastes, applicability of the derivation result is confirmed through performing the characteristic analysis and case studies for assessing quantity and volume of DSRSs to be managed by each method. However, the methodology derived from this study is not applicable to the following sources; i) DSRSs without information on the radioactivity, ii) DSRSs that are not possible to calculate the specific activity and/or the source-specific A/D value. Accordingly, it is essential to identify the inherent characteristics for each of DSRSs prior to implementation of this management and disposal method.

노후 원전 해체의 경우 부지 특성 및 최종 상태 조사 보고서에 해당 부지내 잔존가능성이 있는 방사성 핵종 정보에 대한 내용을 포함하여야 한다. 미국 NRC의 경우 이에 해당하는 해체기술관련문서(DTBD)를 부지 특성 조사시에 부지이력조사(HSA) 와 같이 사업자 측이 제출하도록 규제하고 있다. 또한 해체기술관련문서는 방사선학적 부지 조사와 해체완료계획서에 포함되어야 하는 내용으로써 부지 규제 해제와 재이용에 관해서 중요한 자료를 제공한다. 이 논문은 부지 별 잠재적 핵종에 대해미국 원전의 해체 사례중 부지 특성 및 최종 상태조사 과정에서 결정하는 방법론을 분석하고 2017년 고리 1호기의 영구 운전정지 후 이루어질 해체 과정에 필수적인 규제 지침과 기술적 근거 수립에 도움이 되고자 한다.

For the decommissioning of a nuclear power plant, a site characterization and final status survey require a site-specific suite of radionuclides that could potentially still be present in the site during or after the decontamination processes. The United States Nuclear Regulatory Commission (U.S. NRC) requires a Decommissioning Technical Base Document (DTBD) along with a Site Characterization and Historical Site Assessment (HSA) from the utility for decommissioning to proceed. Both the DTBD and HSA are preliminary components of the Radiological Site Survey investigation process and should be included in the final License Termination Plan (LTP) for site release and reuse consideration from the U.S. NRC and the utility company. This study reviews the United States Nuclear Power Plants (U.S. NPPs) decommissioning cases and is especially focused on the methodologies used for determining a site-specific suite of radionuclides before and during the site characterization and final status surveys. In 2017, Kori-1 will be ready for decommissioning and related preparations are ongoing, this review will help Korea to prepare regulatory guidelines and give technical background for the safe and successful decommissioning of NPPs.

경주 중·저준위 방사성폐기물 처분시설의 운영에 따라, 한국원자력연구원(대전)에 임시보관 중인 방사성동위원소폐기물을 처분시설로 육상운반하였다. 본 연구에서는 방사성동위원소폐기물의 국내육상운반에 따른 작업자 및 일반인에 대한 방사선 피폭선량을 평가하고 그 결과를 국내 방사선피폭 법적제한치와 비교하였다. 또한 방사성폐기물의 상하차 작업 시 작업자와 드럼 간 거리 및 방사성핵종 누출율의 변화에 따른 예상피폭선량의 민감도를 분석하였다. 정상 및 사고조건에서의 예상피폭선량은 국내 법적제한치를 충분히 만족하였음을 확인하였다.

Korea Radioactive Waste Agency (KORAD) began to operate the low and intermediate level radioactive waste disposal facility in Gyeongju and to transport the radioactive waste containing radioactive isotopes from Daejeon to the disposal facility for the first time at 2015. For this radioactive waste transportation, in this study, radiological impact assessment is carried out for workers and public. The dose rate to workers and public during the transportation is estimated with consideration of the transportation scenarios and is compared with the Korean regulatory limit. The sensitivity analysis is carried out by considering both the variation of release ratios of the radioactive isotopes from the waste and the variation of the distances between the radioactive waste drum and worker during loading and unloading of radioactive waste. As for all the transportation scenarios, radiological impacts for workers and public have met the regulatory limits.

국내 최초로 건설된 가압경수로형 발전소인 고리1호기는 1978년 4월 첫 상업운전을 개시하였고, 2017년 6월 18일 영구정지될 계획이다. 고리1호기에서는 사용후핵연료가 사용후핵연료저장조로 모두 이송된 이후, 계통 표면의 선량율을 감소시키기위한 목적으로 전계통 제염을 실시할 계획이다. 이 논문에서는 해외 원전의 계통제염 사례분석을 통해 국내 최초로 시행될예정인 고리1호기의 계통제염 운전개념을 기술하고자 하였다.

Kori Unit 1, the first PWR (Pressurized Water Reactor) plant in Korea, began its commercial operation in 1978 and will permanently shut down on June 18, 2017. After moving the spent fuels to SFP (Spent Fuel Pool) system, Kori Unit 1 will perform a full system chemical decontamination to reduce radiation levels inside the various plant systems. This paper will describe the operation concept of the full system chemical decontamination for Kori Unit 1 based on experiences overseas.

본 연구에서는 방사성폐기물 처분장이 건설·운영되고, 폐쇄 후 제도적 관리기간이 끝나게 되어 그 곳에 처분장이 존재한다는 사실과 위해(hazard)의 정도가 잊혀 지면서 무의식적인(inadvertent) 처분장 인간침입이 일어날 경우 이를 어떻게 평가할것인지에 대해 기술하였다. 처분장 인간침입을 평가하기 위한 전제조건을 국내 또는 국제적으로 권고한 사항에 근거하여 설정하고 처분장 인간침입 평가방법론에 대해 기술하였다. 처분장 인간침입 평가 방법론에서는 사회적요인, 인간침입 시나리오, 방지대책 도출시 상호 관계에 대해 언급하였으며, 시나리오 도출절차에 대해서도 언급하였다. 인간침입 방지대책을 도출하기 위한 절차를 네 단계로 구분하여, 기본 정보를 도출하는 방법, 일반방지대책을 도출하는 방법, 후보방지대책을 도출하는 방법, 정형화된 시나리오를 고려하여 최종적으로 인간침입 방지대책을 도출하는 방법 등에 대해 체계적으로 기술하였다. 본 연구에서 도출된 인간침입 평가 방법론은 향후 인간침입의 가능성을 감소시키고 인간침입 발생 시 위해를 줄이기 위한 방지대책 마련 시 유용하게 활용될 것으로 판단된다.

An approach to assess inadvertent human intrusion into radwaste repository was proposed with the assumption that the intrusion occurs after a loss of knowledge of the hazardous nature of the disposal facility. The essential boundary conditions were derived on the basis of international recommendations, followed by an overall approach to deal with inadvertent human intrusion. The interrelation between societal factors, human intrusion scenarios, and protective measures is described to provide a concrete explanation of the approach, including the detailed procedures to set up the human intrusion scenario. The procedure for deriving protective measures is also explained with four steps, including how to derive a safety framework, general measures, potential measures, and eventual protective measures on the basis of stylized scenarios. It is expected that the approach proposed in this study will be used effectively to reduce the potential for and/or the consequences of human intrusion during the entire process of realizing a disposal facility.