Earticle

한국원자력연구원은 IAEA에서 권고하고 있는 안전조치기반설계(SBD)에 입각하여 파이로 안전조치 기술을 개발하고 있다. 한국원자력연구원은 파이로 안전조치접근방안 개발을 위한 IAEA 회원국지원프로그램(MSSP)을 수행하였다. IAEA 회원국 지원프로그램을 통하여 기준파이로시설(REPF) 개념을 설계하고, 이 시설에 대한 안전조치시스템을 개발하였다. 최근에 기 준파이로시설은 용량이 증대된 REPF+로 업데이트 되고 있다. 핵물질계량관리시스템 성능평가를 위하여 전산코드 PYMUS 를 개발하였으며, PYMUS는 전용탐지획률 통계평가 방안을 포함하여 업그레이드하고 있다. 파이로 입력물질 계량을 위한 비파괴분석장비로 ASNC가 개발되고 있으며, 파이로 출력물질인 U/TRU 잉곳을 계량하기위한 비파괴분석장비로 HIPAI가 개발되고 있다. 또한 컴프톤 억제 감마선분광기술, LIBS 기술, 균질화 공정의 샘플링 오차에 대한 평가도 진행 중이다. 이러 한 노력들은 국내에서 선진핵주기기술 실현에 크게 기여할 것이다.

The Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) has developed a safeguards technology for pyroprocessing based on the Safeguards-By-Design (SBD) concept. KAERI took part in a Member-State Support Program (MSSP) to establish a pyroprocessing safeguards approach. A Reference Engineering-scale Pyroprocessing Facility (REPF) concept was designed on which KAERI developed its safeguards system. Recently the REPF is being upgraded to the REPF+, a scaled-up facility. For assessment of the nuclear-material accountancy (NMA) system, KAERI has developed a simulation program named Pyroprocessing Material Flow and MUF Uncertainty Simulation (PYMUS). The PYMUS is currently being upgraded to include a Near-Real-Time Accountancy (NRTA) statistical analysis function. The Advanced Spent Fuel Conditioning Process Safeguards Neutron Counter (ASNC) has been updated as Non-Destructive Assay (NDA) equipment for input-material accountancy, and a Hybrid Induced-fission-based Pu-Accounting Instrument (HIPAI) has been developed for the NMA of uranium/transuranic (U/TRU) ingots. Currently, performance testing of Compton-suppressed Gamma-ray measurement, Laser-Induced Breakdown Spectroscopy (LIBS), and homogenization sampling are underway. These efforts will provide an essential basis for the realization of an advanced nuclear-fuel cycle in the ROK.

고준위폐기물을 처분하기 위한 심층 처분시설은 지하 500~1,000 m 깊이의 암반층에 설치된다. 심층 처분시스템의 구성 요 소로는 처분용기, 완충재, 뒷채움 및 근계 암반이 있다. 이 중 완충재는 심층 처분시스템에 있어 필수적인 요소인데, 완충재 는 지하수 유입으로부터 처분용기를 보호하고, 방사성 핵종 유출을 저지한다. 처분용기에서 발생하는 고온의 열량은 완충 재로 전파되기에 완충재의 열물성은 처분시스템의 안정성 평가에 상당히 중요하다고 할 수 있다. 완충재의 열전도도 규명 에 대한 연구는 많이 진행되고 있는 반면, 비열에 대한 연구는 미진한 상태이다. 따라서 본 연구에서는 국내 경주산 압축 벤 토나이트 완충재(KJ-II)에 대한 비열 추정 모델을 개발하고자 하였다. 압축 벤토나이트 완충재의 비열은 이중 탐침법을 이용 하여 다양한 포화도와 건조밀도에 따라 측정하였으며, 총 33개의 실험 데이터를 토대로 회귀분석을 이용하여 경주 압축 벤 토나이트의 비열을 추정할 수 있는 모델을 제시하였다.

A geological repository for the disposal of high-level radioactive waste is generally constructed in host rock at depths of 500~1,000 meters below the ground surface. A geological repository system consists of a disposal canister with packed spent fuel, buffer material, backfill material, and intact rock. The buffer is indispensable to assure the disposal safety of high-level radioactive waste, and it can restrain the release of radionuclides and protect the canister from the inflow of groundwater. Since high temperature in a disposal canister is released to the surrounding buffer material, the thermal properties of the buffer material are very important in determining the entire disposal safety. Even though there have been many studies on thermal conductivity, there have been only few studies that have investigates the specific heat capacity of the bentonite buffer. Therefore, this paper presents a specific heat capacity prediction model for compacted Gyeongju bentonite buffer material, which is a Ca-bentonite produced in Korea. Specific heat capacity of the compacted bentonite buffer was measured using a dual probe method according to various degrees of saturation and dry density. A regression model to predict the specific heat capacity of the compacted bentonite buffer was suggested and fitted using 33 sets of data obtained by the dual probe method.

본 연구에서는 열분해잔사유(Pyrolysis Fuel Oil, PFO)를 이용한 Pitch계 활성탄소섬유를 제조하였다. 제조한 Pitch안정화 섬유의 탄화 및 활성화 온도를 850, 880, 900 ℃로 달리하여 각각 다른 샘플의 기공형성에 대한 영향을 알아보기 위해 BET 와 SEM을 이용하여 비교 분석하였다. 세 가지 샘플 ACF850, ACF880, ACF900를 분석한 결과 ACF880의 비표면적과 미세 기공표면적이 각각 1,420 m2·g-1, 1,270 m2·g-1으로 가장 높았으며, 외부비표면적과 BJH흡착누적공극표면에서 가장 낮은 중기공표면적이 도출되었다. 또한 N2가스 등온흡착곡선을 분석한 결과, 미세기공의 분포가 균일한 것을 확인할 수 있었다. ACF880은 흡착률 및 흡착속도에서도 가장 높은 결과값을 보이며, 흡착속도는 미세기공표면적과 비례하며 중기공표면적과 반비례함을 알 수 있었다. 제조한 Pitch계 활성탄소섬유를 라돈 연속측정방법을 통해 48시간 동안 측정한 결과 샘플 모두 라돈 흡착성능을 보였다. 제 조한 샘플 중 ACF880이 34.0%로 가장 높은 흡착률을 보였으며, ACF850이 29.5%로 가장 낮은 흡착률을 나타내었다. 이는 비표면적이 높을수록 흡착률이 높아지는 것을 알 수 있었다. 이를 선형회귀선 기울기로 환산하여 흡착속도로 확인한 결과 ACF880이 -1.89로 가장 빠른 것을 확인하였으며, ACF900이 -1.48로 가장 낮은 흡착속도를 보여 미세기공표면적이 높을수 록, 중기공표면적이 낮을수록 흡착속도가 증가하는 것을 알 수 있었다.

In this study, pitch-based activated carbon fibers (ACFs) were modified with pyrolysis fuel oil (PFO). Carbonized ACF samples were activated at 850℃, 880℃ and 900℃. A scanning electron microscope (SEM) and a BET surface area apparatus were employed to evaluate the indoor radon removal of each sample. Among three samples, the BET surface area and micropore area of ACF880 recorded the highest value with 1,420 m2∙g-1 and 1,270 m2∙g-1. Moreover, ACF880 had the lowest external surface area and BJH adsorption cumulative surface area of pores with 151 m2∙g-1 and 35.5 m2∙g-1. This indicates that satisfactory surface area depends on the appropriate temperature. With the above scope, ACF880 also achieved the highest radon absorption rate and speed in comparison to other samples. Therefore, we suggest that the optimum activation temperature for PFO containing ACFs is 880℃ for effective indoor radon adsorption.

본 연구는 경주 중·저준위처분장 2단계 표층처분시설의 폐쇄 후 안전성에 대한 불확실성을 예측·평가하기 위하여 수행되 었다. 다중덮개와 처분고의 건전/열화를 고려한 총4가지의 시나리오를 도출하여 강우침투 시 예상되는 처분시설 내부의 유 체 이동을 모사하였다. 강우 조건은 총 30년(1985~2014) 간의 월평균 데이터를 적용하였으며, 시뮬레이션 기간은 제도적 관 리기간인 300년으로 설정하였다. 처분덮개와 처분고 콘크리트 모두 건전성을 유지하는 조건의 기본 시나리오 평가 결과, 처 분시설 내부의 처분고를 완전히 포화시키지 못하는 것을 확인할 수 있었다. 다중 덮개층을 구성하는 8개 층의 각 매질의 모 세관 압력과 투과도 차이로 인하여 다중 덮개층이 효과적으로 차수·배수 역할을 하는 것으로 나타났다.

This study was conducted to predict and evaluate the uncertainty of safety after closure of the second phase surface disposal facility of the Gyeongju intermediate and low level repository in Korea. In this study, four scenarios are developed considering both intact and degraded states of multi-layered covers and disposal containers; also, the fluid flow by a rainfall into the disposal facility is simulated. The rainfall conditions are implemented based on the monthly average data of the past 30 years (1985~2014); the simulation period is 300 years, the management period regulated by institutional provisions. As a result of the evaluation of the basic scenario, in which the integrity of both of the containers and the covers is maintained, it was confirmed that penetration of rainfall does not completely saturate the inside of the disposal facility. It is revealed that the multiple cover layers and concrete containers effectively play the role of barrier against the permeation of rainfall.

본 논문에서는 원전해체 시 적용 가능한 제염기술을 조사하여 분석하였다. 이를 기반으로 최적의 제염기술을 선정하기 위 해 의사결정 기법(EXPERT-CHOICE)을 사용하여 기술성을 평가하였다. 이 평가방법은 해당 분야의 전문가로 이루어진 전 문가 집단에 의해 수행되는 것이 일반적이다. 가중치를 고려한 결과는 각 기준에 대한 가중치에 평가점수를 곱한 총합을 구 하는 식으로 수행하였다. 평가 점수를 3단계로 하여 High, Medium, Low로 구분한 후 가중치를 부여하여 차별화 시킬 수 있 다. 하위분류 기준의 세분화와 각 기준 별 가중치의 추가 정량화를 통하여 기술성 분석의 수준을 제고할 수 있고, 좀 더 설 득력 있는 결과의 도출을 예상할 수 있다. 평가의 기본 가정은 각 기준 별 가중치를 전문가 조사에 의해 부여하며, 평가 기 준은 High에 좀 더 비중을 주는 식으로 차별화 하였다. 이를 반영하면 H, M, L는 대략 “10:5:1”의 비율로 평가 점수를 부여 받는데, 이는 EXPERT-CHOICE 기법의 최적화 분석에 따른 것이다. 최고 및 최저값을 제외한 나머지 결과값의 평균을 평가치로 고려하였다.

The present study researched and analyzed decontamination technology for decommissioning a nuclear power plant. The decision-making technique (EXPERT-CHOICE) was used to evaluate and select the optimal decontamination technology. In principle, this evaluation method is generally performed by a group of experts in the relevant field. The results of the weights were calculated by multiplying the weights with regard to each criterion and evaluation score. The evaluation scores were categorized into 3 ranges (high, medium, and low), and each range was weighted for differentiation. The level of the technology analysis was improved by additionally quantifying the weights with regard to each criterion and subdividing criteria into subcriteria. The basic assumption of the evaluation was that the weight values would decided on in an expert survey and assigned to each criterion. The evaluation criteria followed high weight for the 'High' range. Accordingly, H, M, and L were assigned weights of 10:5:1, respectively. This was based on the EXPERT-CHOICE optimal analysis. The minimum and maximum values were excluded, and the average value was used as the evaluation value for each scenario.

방사성폐기물 지층 처분을 위한 부지 선정 과정에서 심층 처분장의 안전성을 평가하는데 필요한 입력 자료를 제공하기 위해 부지특성조사를 수행한다. 본 논문에서는 부지특성조사를 선도하여 수행하였던 해외 사례를 분석하고, 국내에서 방사성폐 기물 처분을 위해 수행해야 할 부지특성조사 방법을 제안하고자 하였다. IAEA가 고려하는 부지특성조사 방법은 단계별 부 지특성조사로 본 논문에서 소개된 해외의 경우도 이 방법을 따르고 있는데, 부지특성조사는 시기별, 조사 항목별로 다수의 지역에서 개략적인 부지의 정보를 도출하는 예비 부지특성조사와 조사 결과 선정된 지역에서 보다 자세한 부지특성자료를 생산하기 위한 상세 부지특성조사로 구분할 수 있다. 특히, 상세 부지특성조사 단계에서는 조사지역에 장심도 시추공을 굴 착하여 심부 영역에 대한 지질 특성을 바탕으로, 수리지질, 수리-지화학, 암석역학, 열, 용질이동에 대한 특성을 도출해야 한 다. 단계별 부지특성조사를 통해 도출된 부지 고유의 지질환경 특성은 부지특성모델로 구축되어야 하는데, 이를 종합하여 해석해야 비로소 조사지역의 부지특성을 이해하고, 지층 처분에 보다 유리한 부지를 최종 후보지역으로 선정할 수 있는 것 이다. 해외 사례를 살펴본 결과, 부지특성조사 단계에 소요되는 시간은 대략 7~8년이 소요될 것으로 예상되나, 이를 계획하 고 수행하는 시스템이 뒷받침 되지 않을 경우 보다 지연될 수 있을 것이다.

In the process of site selection for a radioactive waste disposal, site characterization must be carried out to obtain input parameters to assess the safety and feasibility of deep geological repository. In this paper, methodologies of site characterization for radioactive waste disposal in Korea were suggested based on foreign cases of site characterization. The IAEA recommends that site characterization for radioactive waste disposal should be performed through stepwise processes, in which the site characterization period is divided into preliminary and detailed stages, in sequence. This methodology was followed by several foreign countries for their geological disposal programs. General properties related to geological environments were obtained at the preliminary site characterization stage; more detailed site characteristics were investigated during the detailed site characterization stage. The results of investigation of geology, hydro-geology, geochemistry, rock mechanics, solute transport and thermal properties at a site have to be combined and constructed in the form of a site descriptive model. Based on this site descriptive model, the site characteristics can be evaluated to assess suitability of site for radioactive waste disposal. According to foreign site characterization cases, 7 or 8 years are expected to be needed for site characterization; however, the time required may increase if the no proper national strategy is provided.

중저준위 방사성폐기물의 처분안전성 확보와 중저준위 방폐물관리 시행계획에 따른 안정적인 처분시설 개발을 위해 중준위 방사성폐기물 처분농도제한치에 대하여 IAEA 방법론에 따라 고찰하였다. 고찰결과 IAEA 방법론에 따라 도출된 결과는 1단 계 동굴처분시설 중준위 방사성폐기물의 처분농도제한치로 사용하기 부적합하였다. 1단계 동굴처분시설은 다양한 준위 및 여러 종류의 방사성폐기물이 처분 대상이 되나, IAEA 방법론은 본래 천층처분시설의 처분농도제한치를 설정하는 방법으로 서, 단일종류의 방사성폐기물로만 구성된 처분시설의 처분농도제한치를 설정하기 적합하기 때문이었다. 따라서 처분대상 방사성폐기물의 준위별 수량을 고려한 방사능 도출, 이에 대한 시나리오별 평가결과 및 성능목표치를 고려한 1단계 동굴처 분시설 중준위 방사성폐기물 처분농도제한치 산출 방법의 개발 및 적용이 동굴처분시설의 안정적인 운영을 위해 필요하다.

For the safe disposal of intermediate level radioactive waste according to the Nuclear Safety and Security Commission’s notice and KORAD’s management plan for low and intermediate level radioactive waste, the disposal concentration limit was derived based on the IAEA methodology. The evaluation of the derived disposal concentration limit revealed that it is not suitable as a practical limit for intermediate level radioactive waste. This is because the disposal concentration limit according to the IAEA methodology is derived using a single value of radioactive waste density and the disposal facility's volume. The IAEA methodology is suitable for setting the concentration limit for vault type disposal, which consists of a single type of waste, whereas an underground silo type disposal facility is composed of several types of radioactive waste, and thus the IAEA methodology has limitations in determining the disposal concentration limit. It is necessary to develop and apply an improved method to derive the disposal concentration limit for intermediate level radioactive waste by considering the radioactivity of various types of radioactive waste, the corresponding scenario evaluation results, and the regulatory limit.

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 고려 하지 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 동굴 처분시설의 중준위 방사성폐기물에 대한 처분농도제한치를 설정하였다. 단, 14C의 경우 처분농도제한치 외에 추가적인 방사 능량 제한이 필요함을 확인하고 우물이용시나리오를 통해 1단계 동굴처분시설의 총방사능량을 제한하였다. 설정된 중준위 방사성폐기물 처분농도제한치와 14C의 총방사능량이 적용된 방사능량에 대해 운영 중 및 폐쇄 후 시나리오의 평가결과가 모 두 성능목표치를 만족함을 확인하여, 도출된 중준위 방사성폐기물 처분농도제한치가 1단계 동굴처분시설의 중준위 방사성 폐기물 처분농도제한치로 사용할 수 있음을 확인하였다. 처분 안전성 증진을 위해 방사성폐기물 발생기관의 데이터를 추가 확보하며, 14C의 누적방사능량을 관리해 나갈 계획이다.

The Gyeongju underground silo type disposal facility, approved for use in December 2014, is in operation for the disposal of low and very low-level radioactive wastes, excluding intermediate-level waste. That is why the existing low-level radioactive waste level has been subdivided and the concentration limit value for intermediate-level waste has been changed in accordance with Nuclear Safety Commission Notice 2014-003. For the safe disposal of intermediate-level wastes, new optimization methodology for calculating the concentration limit of intermediate radioactive level wastes at an underground silo type disposal facility was developed. According to the developed optimization methodology, concentration limits of intermediate-level wastes were derived and the inventory of radioactive nuclides was evaluated. The operation and post closure scenarios were evaluated for the derived radioactive nuclide inventory and the results of all scenarios were confirmed to meet the regulatory limit. However, in case of 14C, it was confirmed that additional radioactivity limitation through a well scenario was needed in addition to the limit of disposal concentration. It was confirmed that the derived intermediate concentration limit of radioactive waste can be used as the intermediate-level waste concentration limit for the underground disposal facility. For the safe disposal of intermediate-level wastes, KORAD plans to acquire additional data from the radioactive waste generator and manage the cumulative radioactivity of 14C.

핵종재고량 관리는 처분시설의 안전한 관리를 위해서는 필수적이다. 본 논문에서는 원자력발전소의 잡고체폐기물에 대하 여 기존 발생된 폐기물 자료를 반영한 예측방사능량과 실제 처분시설을 운영하면서 인수되어 처분검사까지 완료된 실제방 사능량을 비교분석하였다. 극저준위방사성폐기물에서는 137CS, 90Sr, 99Tc 그리고 129I 핵종이 예측방사능량보다 실제방사능량 이 높게 평가되었으며, 저준위방사성폐기물에서는 모든 핵종에서 예측방사능량이 실제 방사능량보다 높게 평가되었다. 또 한 척도인자에 의한 예측방사능량의 민감도 분석을 통해 준위별 수량 및 총방사능량의 변화추이를 분석하였다. 향후 중저준 위방사성폐기물 처분시설의 안전한 운영과 Safety Case 구축을 위한 기초자료로 활용될 것으로 판단된다.

The inventory management of radionuclides is essential for the safe management of disposal facilities. In this study, we compared the activity of dry active waste predicted using the generated waste data and that measured for the accepted waste in the disposal facility. For very low level waste, the measured activity was higher than the predicted activity for 137Cs, 90Sr, 99Tc and 129I. In low level waste, the predicted activity was higher than the measured activity for all radionuclides. We also evaluated the variation in the predicted quantity and total activity of each level of dry active waste through a sensitivity analysis on a scaling factor. This result will contribute to the construction of a Safety Case and safe operation of disposal facilities.