방사성 폐기물의 지층 처분장 건설 및 운영을 위한 개념 선정 단계에서는 폐기물 운반 및 거치뿐 아니라, 처분장의 건설/운영/폐쇄 기간 동안 지하 처분장의 작업 환경 및 위생, 안전, 그리고 처분장내의 수분 제거와 같은 향후 처분장의 환경을 위해 처분장 환기시스템에 대한 고려가 향후 처분장의 환경을 위해 반드시 필요하다. 본 논문은 동굴처분 방식의 중-저준위 처분장 및 지하 심부에 위치하게 될 고준위 처분장에 대한 환기시스템 개념설계 기준 및 요구사항에 대한 내용이다. 방사성폐기물 처분장의 환기 시스템에서 가장 주된 기본 설계 개념은 처분장 건설과 폐기물저장을 위한 작업활동을 위해 각각 독립적이고 분리된 환기시스템을 적용하여야 한다는 것이다. 본 논문에서는 방사성폐기물 처분장의 환기시스템의 설계과정에 대해 기술하고 환기회로 모델링 방법, 자연 환기, 환기 모니터링 시스템과 실시간 환기 시뮬레이션, 화재 시뮬레이션 및 비상 방재 시스템에 관한 사항도 논의하였다

Most of the low-level liquid radioactive wastes generated from PWR plants are classified into high or low total suspended solid(HTDS or LTDS), and into radiochemical and radioactive laundry waste. Although the evaporation process has a high decontami- nation ability, it has several problems such as corrosion, foam, and congestion. A new liquid waste disposal process using the ion-exchange demineralizer(IED), instead of the current evaporation process, has been introduced into the Yonggwang NPP #5 and 6. These two methods have been compared to understand the differences in this study. Aspects compared here were the released radioactivity amount of the liquid radioactive wastes, the dose of off-site residents, the decontamination factor, and the amount of the solid radioactive wastes. The IED system is designed to discharge higher radioactivity about 20% than the evaporating system, and the actual radioactivity released from the evaporating and IED system were 0.473mCi and 1.098mCi, respectively. The radioactivity released from the IED was 2.32 times higher than that of the evaporating system. The dose of off-site residents was mSv for the evaporating system, and mSv for IED. The decontamination factor(DF) of the evaporator is, in most cases, far lower than the lower limits of detection(LLD) with the Ge-Li detector. Due to the low concentration of the liquid wastes collected from the liquid waste system, the decontamination factor of IED is very low. Since there is not enough data on the amount of solid radioactive wastes generated by the evaporation system, the comparison on these two systems has been conducted on the basis of the design, and the comparison result was that the evaporating system generated more wastes about 40% than IED.

파일럿 규모의 유리화플랜트에서 일련의 시험을 통해 고온 세라믹 캔들 필터 시스템의 주요 운전 변수 및 성능을 평가하였다. 실증 시험결과 매 시험초기에는 필터 표면 먼지층(Dust cake)의 생성으로 인해 필터 매질에 걸리는 차압이 급격히 상승하였다. 그런 다음 차압은 곧 일정한 범위에서 안정되었고, 표면유속(Face velocity)에 비례하여 계속적으로 변화하였다. 이와 반대로, 필터 투과율(Permeability)은 매시험 초기에 급격히 감소하였다. 필터표면 먼지의 역세정은 공기압 3～5 bar범위 일때 효율적이었다. 필터 입구 및 출구에서 동시에 등속으로 채취한 먼지농도를 바탕으로 필터의 먼지 포집율(Dust collection efficiency)을 평가한 결과 필터 성능은 설계값인 99.9%과 같은 것으로 나타났다. 100시간의 장기시험을 포함한 일련의 실증시험을 수행하는 동안 고온 필터 시스템의 성능에 영향을 주는 특별한 문제점은 발견되지 않았다.

In order to vitrify the combustible dry active waste (DAW) generated from Korean Nuclear Power Plants, a glass formulation development based on waste composition was performed. A borosilicate glass, DG-2, was formulated to vitrify the DAW in an induction cold crucible melter (CCM). The processability, product performance, and volume reduction effect of the candidate glass were evaluated using a computer code and were measured experimentally in the laboratory and CCM. The glass viscosity and electrical conductivity as the process parameters were in the desired ranges. Start-up and maintaining glass melt of the candidate glass were favorable in the CCM. The product of the glass product such as chemical durability, phase stability, and density was satisfactory. The vitrification process using the candidate glass was also evaluated assuming that it was operated as economically as possible.

원자력발전소에서 발생하는 이온교환수지와 가연성잡고체 혼합폐기물을 유리화하기 위하여 유도 가열식 저온용융로를 이용한 실증시험을 수행하였다. 금속 티타늄 고리(Ti-ring)를 이용한 유리의 초기점화에 필요한 에너지는 약 290 kWh로 평가되었다. 혼합폐기물의 투입 중 고주파발생기의 출력은 160∼190 kW로 임피던스는 0.55∼0.65 범위 내에서 안정적으로 유지되었다. 이온교환수지 단독투입 시 보다 가연성잡고체와 혼합 할 경우 CO 발생농도는 1/40 정도로 낮아졌는데, 이는 1.8배 정도 높은 연소에너지를 갖는 가연성잡고체가 혼합폐기물의 완전연소를 유도한 것으로 평가되었다. 혼합폐기물의 공급량에 적당한 최적 산소 버블링에 의해 유리 용탕 내부로의 미연폐기물의 함침은 발생하지 않았으며 유리 용탕은 지속적으로 공정 건전성을 유지하였다. 유리 용탕의 부피가 증가하는 팽창(swelling) 현상 때와 정상 일 때 발생가스를 측정, 비교한 결과 swelling 현상 때는 NO와 같이 환원성 가스의 농도 보다 산화성 기체인 의 농도가 높은 것으로 나타났다. 실증시험에 사용된 이온교환 수지와 가연성잡고체의 각각 투입량은 368kg과 751kg 이었으며, 74 정도의 감용비를 달성하였다.

IAEA, FT-04-020 및 ANS 16.1의 침출시험법을 각각 수행하여 얻은 시험결과를 이용하여 상호 비교 평가하였다. 붕산을 함유한 파라핀 및 시멘트 고화체에서의 Co 과 Cs의 ANS 16.1의 침출지수는 6이상이었으나 고화매질과 탈염수의 종류에 따라 상반되는 침출거동을 보였다. 침출수로 합성해수와 탈염수를 사용하였을 경우 Co는 시멘트 고화체에서는 합성해수, 파라핀 고화체에서는 탈염수에서 침출이 높았다. 반면에 Cs의 침출정도는 시멘트에서는 탈염수, 파라핀에서는 합성해수에서 높았다. Co의 침출분율은 시멘트 고화체에서 IAEA ＞ ANS ＞ FT의 순으로 높았으며, 반대로 파라핀고화체에서는 이의 역순이었다.

1992년 리우 환경개발회의에서 채택된 Agenda 21에서 방사성폐기물의 안전관리를 위한 정책방향이 결정된 후, 국제연합은 방사성폐기물 안전관리를 지속 가능한 발전의 범위에 포함하여 국제원자력기구의 주관 하에 관련 지표의 개발 및 적용을 추진하고 있다. 2002년 국제원자력기구는 방사성폐기물관리에 관한 지속가능 발전지표를 확정하고 현재 운영중인 방사성폐기물 데이터베이스 시스템인 NEWMDB와 연계하여 회원국의 방사성폐기물관리 체계 및 현황을 정량적인 지표로 평가할 예정이다. 본 논문에서는 방사성폐기물에 관한 지속가능 발전지표의 도입근거와 적용상의 한계점을 분석하고, 국제원자력기구가 제시한 지표의 평가방법과 표준화된 절차를 도식화하였다. 도출된 평가절차에 따라 우리나라를 포함한 주요 국가의 방사성폐기물관리 체계 및 현황자료를 이용하여 각 국의 방사성폐기물관리에 관한 지속가능 발전지표를 평가하고 그 결과를 비교 분석하였다. 또한 지표의 향상을 통해 국내 방사성폐기물관리의 지속 가능성을 제고할 수 있는 방안을 도출하였다.