한국원자력연구원에서 개발 중인 해체기술 현황 및 전망에 대해 기술하였다. 특히, 해체의 핵심기술인 제염, 원격절단, 해체 폐기물처리 및 부지 복원 분야를 중점적으로 다루었다. 제염기술로는 부품제염과 원자력시스템제염 부분을 고찰하였고, 원격절단기술 관련해서는 절단기술, 원격제어 및 해체공정 모사기술이 다루어졌다. 해체 폐기물처리기술 관련해서는, 비록 해체 후 다양한 폐기물이 발생하지만, 주 폐기물인 금속, 가연성폐기물과 난처리성 특수 폐기물인 고염 고방사성 폐액, 유기혼 성폐기물 및 우라늄 복합폐기물 처리기술 등을 주로 기술하였다. 마지막으로, 해체부지 복원 분야에서는 방사선 측정, 부지 재이용의 안전성평가 그리고 부지 복원기술 등을 중점적으로 기술하였다.

원전 해체를 준비함에 있어 정성적 또는 정량적 위험도 평가는 필수요소이다. 해체 공정간 발생하는 방사선학적 및 비방사선학적 위험요소는 해체 작업자 및 대중의 안전을 보장하기 위해 사전에 평가되어야 한다. 현재 해체 경험이 많은 미국의 기 존 사업자들 및 NRC의 경우 위험의 중대성만 평가하는 결정론적 위험도 평가에 집중하고 있다. 하지만 최근 IAEA는 위험도 매트릭스를 활용한 위험도평가를 결정론적 위험도 평가의 대체안으로 제안하고 있다. 따라서 본 연구에서는 위험도평가에 앞서 해체 공정 별 해체 활동을 Risk Breakdown Structure에 맞추어 정리하였고, 미국 20여개 해체 원전에서 해체 공정별 위험도 평가 시행 중 선정한 해체 활동간 잠재적 사고를 해체 활동에 맞게 체계적으로 정리하였다. 그리고 복합 리스크 매트릭 스를 개발 및 활용하여 해체 공정간 방사선학적 및 비방사선학적 위험요소의 위험도를 평가하여 정량적으로 수치화 하였다.

기술집약적 분야 산업은 영토 내 가용할 수 있는 자원이 극빈한 국가의 주요 성장 동력으로 활용되어질 수 있다. 예로, 한국의 경우 원자력 및 방사선 기술 산업을 고도로 육성시켜 자국 내 에너지 문제의 해결과 원자력발전소 수출 등 국익을 얻을 수 있었다. 반면 기술집약적 분야 산업에 대한 잘못된 정부정책결정에 의하여 국가적 손해가 발생한 경우도 존재한다. 본 연구에서는 기술집약적 산업에 대한 잘못된 정부정책사례를 분석하여 3가지 요인을 도출하였다. 그리고 3가지 모형의 앨리슨모델을 복합적으로 이용하여, 사례분석에서 도출된 3가지 요인의 문제점을 해결할 수 있는 합리적 정책결정 모형을 개발하고자 하였다. 궁극적으로, 본 연구의 결과는 기술집약적 산업에 대한 합리적인 정부정책결정 과정을 위해 향후 활용될 수 있을 것으로 기대한다.

Recently, the continuing operation of nuclear power plants has become a major controversial issue in Korea. Whether to continue to operate nuclear power plants is a matter to be determined considering many factors including social and political factors as well as economic factors. But in this paper we concentrate only on the economic factors to make an optimum decision on operating nuclear power plants. Decisions should be based on forecasts of plant accident risks and large and small accident data from power plants. We outline the structure of a decision model that incorporate accident risks. We formulate to decide whether to shutdown permanently, shutdown temporarily for maintenance, or to operate one period of time and then periodically repeat the analysis and decision process with additional information about new costs and risks. The forecasting model to predict nuclear power plant accidents is incorporated for an improved decision making. First, we build a one-period decision model and extend this theory to a multi-period model. In this paper we utilize influence diagrams as well as decision trees for modeling. And bayesian statistical approach is utilized. Many of the parameter values in this model may be set fairly subjective by decision makers. Once the parameter values have been determined, the model will be able to present the optimal decision according to that value.

In this paper, we study the existing results of the structure-soil-structure interaction (SSSI) effect on seismic responses of structures and summarize important parameters. The parameters considered in this study are a combination of buildings in the power block of a nuclear power plant, the characteristics of earthquake ground motions and its direction, and the characteristics embedded under the ground. Based on these parameters, the seismic analysis model of the structures in the power block of the nuclear power plant is developed and the structure-soil-structure interaction analyses are performed to analyze the influence of the parameters on the seismic response. For all analyses, the soil-structure interaction (SSI) analysis program CNU-KIESSI, which was developed to enable large-sized seismic analysis, is used. In addition, the SSI analyses is performed on individual structures and the results are compared with the SSSI analysis results. Finally, the influence of the parameters on the seismic response of the structure due to the SSSI effect is reviewed through comparison of the analysis results.

The probabilistic seismic safety assessment is one of the methodology to evaluate the seismic safety of the nuclear power plants. The site characteristics of the nuclear power plant should be reflected when evaluating the seismic safety of the nuclear power plant. The Korea seismic characteristics are strong in high frequency region and may be different from NRC Regulatory Guide 1.60, which is the design spectrum of nuclear power plants. In this study, seismic response of a nuclear power plant structure by Pohang earthquake (2017.11.15. (KST)) is investigated. The Pohang earthquake measured at the Cheongsong seismic observation station (CHS) is scaled to the peak ground acceleration (PGA) of 0.2 g and the seismic acceleration time history curve corresponding to the design spectrum is created. A nuclear power plant of the containment building and the auxiliary buildings are modeled using OPENSEES to analyze the seismic response of the Pohang earthquake. The seismic behavior of the nuclear power plant due to the Pohang earthquake is investigated. And the seismic performances of the equipment of a nuclear power plant are evaluated by the HCLPF. As a result, the seismic safety evaluation of nuclear power plants should be evaluated based on site-specific characteristics of nuclear power plants.

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.

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.

본 연구에서는 한국원자력연구원의 핵연료가공시설 굴뚝 내에서 9곳의 시료채취 위치를 선정하여 ANSI/HPS N13.1-1999 지침에서 제시하는 기준에 따라 그 적절성을 평가하였다. 유체를 포함한 다중물리 해석 소프트웨어인 COMSOL을 활용하여 유동교란 지점으로부터 굴뚝 직경의 배수 높이 위치(L/D) 단면에서의 속도분포, 유동각 및 10 μm 크기의 입자분포 등의 항 목에 대하여 기준만족 여부를 평가하였다. 평가 결과, 5 L/D 이상에서 속도분포에 대한 기준을 만족했으며, 평균 유동각에 대한 기준은 모든 위치에서 만족했다. 입자분포에 대한 기준은 5 L/D 와 9 L/D 에서 만족하였으나, 그 분포가 일부에서 기 준을 만족하지 못하였다. 균일한 입자분포를 얻기 위한 방법으로 굴뚝 내 정적 혼합장치(static mixer)와 둘레링(perimeter ring)을 추가하는 것을 제안하고, 이에 대한 평가를 수행하였다. 정적 혼합장치를 추가한 경우에는 5-10 L/D, 둘레링을 추가 한 경우에는 5 L/D 및 7-10 L/D 에서 입자분포에 대한 기준을 만족하였다. 보완을 위하여 추가한 2 가지 조건에서, 입자분포 에 대한 기준을 만족하는 지점은 속도분포 및 평균 유동각에 대한 기준 역시 만족하고 있음을 확인하였다. 본 연구에서 사 용한 방법은 신규시설뿐만 아니라, 현장입증시험 수행이 어려운 운영중인 시설에 대하여 시료채취 위치의 적절성을 평가하 기 위한 방법으로 활용될 수 있다.

복합제품시스템이란 고도의 엔지니어링과 설계 기술이 집약되어 있는 복잡한 시스템 형태의 제품으로 국가 경제 발전 및 에너지, 교통, 통신 등 사회 인프라 구축과 밀접 하게 연계되어 있다. 이에 따라 복합제품시스템의 기술진화를 이해하기 위해서는 기술개발 주체의 기술진보 노력을 넘어서 복합제품시스템을 둘러싼 거시환경요인이 기술진화에 미친 영향을 복합적으로 고찰하는 것이 필요하다. 이에 따라 본 연구에서는 원자력 발전 플랜트 사례를 중심으로 복합제품시스템 기술진화에 대한 정책, 경제, 그리고 사회적 요인의 영향을 종단적으로 서술하였다. 인터뷰에 기반한 1차 자료와 다양한 참고 문헌에 기반한 2차 자료를 복합적으로 활용한 결과, 원전 기술의 진화는 “원자력의 평화적 활용을 위한 응용연구”(1950년대～1960년대), “원자력 발전 시장 확산－1차 르네상스”(1970년대), “원자력 발전 안전성 제고와 후발국의 추격”(1980년대～2000년대 후반), 그리고 “원자력 발전 시장 2차 르네상스 를 위한 안전성의 최우선화와 차세대 원자로 기술 개발”(2010년대 후반～현재)의 4단계에 걸쳐 진행되는 것으로 나타났다. 또한 각 단계별 기술진화에 있어 각국의 에너지 정책과 원자력 발전 연구개발 투자와 같은 정책적 요인, 경기 사이클에 의한 전력 수요의 변화, 전력원 간 경쟁과 같은 경제적 요인, 그리고 안전성에 대한 사회적 수용과 환경오염에 대한 인식 등 의 사회적 요인 등이 중요한 영향을 미쳤음을 확인하였다. 본 사례 연구는 보다 거시적인 관점에서 복합제품시스템의 기술진화를 고찰할 수 있는 이론적 접근방법을 제시하였다는 점에서 그 의의가 있다. 따라서 복합제품시스템을 육성하고자 하는 국가들은 기술개발 투자와 노력뿐 아니라 정책과 경제, 사회적 요인을 통합적으로 고려하여 이를 기술진화에 활용하기 위한 노력을 경주해야 할 것이다.

The Gyeong-Ju earthquake in the magnitude of 5.8 on the Richter scaleoccurred in September 12, 2016. Because there are many nuclear power plants (NPP) near the epicenter of the Gyeong-Ju earthquake, the seismic stability of nuclear power plants is becoming a social problem. In order to evaluate the safety of seismically isolated NPP, the seismic response of a NPP subjected to the Gyeong-Ju earthquake was compared with those of 30 sets of artificial earthquakes corresponding to the nuclear standard design spectrum (NSDS). A 2-node model and a simple beam-stick model were used for the seismic analysis of seismically isolated NPP structures. Using 2-node model, the effect of internal temperature rise, decrease of shear stiffness, increase of lateral displacement and decrease of vertical stiffness according to nonlinear behavior of lead-rubber bearing (LRB) were evaluated. The displacement response, the acceleration response, and the shear force response of the seismically isolated nuclear containment structure were evaluated using the simple beam-stick model. It can be observed that the seismic responses of the isolated nuclear structure subjected to Gyeong-Ju earthquake is significantly less than those to the artificial earthquakes corresponding to NSDS.

본 연구는 원자력기술의 혁신특성을 심층조사 함으로써 4세대 원자력에너지기술의 전환 시 발생 가능한 이슈를 이해하고 한국의 정책현황을 분석하여 4세대 원자력에너지기술의 성공적 안착을 위한 시사점을 도출하였다. 이는 현재 세계 5강의 원자력에너지기술강국인 한국에서 4세대 원자력에너지기술의 도래에도 지속가능한 경쟁력을 유지하기 위한중요한 정책적인 시사점으로 활용할 수 있을 것으로 사료된다. 정성적 문헌연구방법을 통해 원자력기술혁신에 관한 문헌들을 조사한 결과, 4세대 원자력에너지기술의 전환에 영향을 미치는 요인은 크게 4가지로 확인할 수 있었다. 이는 장기간의안정적인 자원 할당, 혁신을 위한 이해당사자 간의 지속적인 상호작용, 완전한 시스템을 위한 기술과 노하우의 축적, 적용 및 실증을 위한 정책적인 시장이었다. 이를 한국의 4세대 원자력에너지기술과 연관한 정책을 대상으로 적용하여 사례분석을 한 결과, 현재 4세대 기술이기술개발의 초기단계에서 실증단계로 넘어가는 시점임을 감안하더라도 연관한 정책은 실증과 운영을 위한 전문인력의 체계적인 양성 방안, 사회적 수용성과 저항에 대한 대응, 실증에대한 구체적인 계획 수립, 4세대 원자력시스템을 적용하기 위한 정책적인 시장을 제안하는장기적인 노력, 이해당사자들 간의 구체적이고 지속적인 상호작용을 적극 장려하는 것이 체계적으로 필요함을 제시하였다.