2017년 고리 1 호기 영구정지를 계기로 국내 원자력발전소의 해체가 점차 가시화되고 있다. 앞으로 원전 해체가 본격적으로 추진될 경우 원전 1기 당 약 16만 t의 콘크리트 폐기물이 발생될 것으로 예측되었으며, 이들 콘크리트 폐기물은 대부분 오염 준위가 매우 낮아 자체처분 대상으로 고려될 수 있다. 따라서, 국내 자체처분 폐기물(원자력안전위원회 고시 2017-65호에 따른 자체처분 허용농도 또는 자체처분 허용선량을 만족하는 폐기물)에 대한 현행 규제체계가 대량의 콘크리트 폐기물에 대한 무제한적 자체처분에 대해서도 유효성을 유지할 수 있는지를 사전에 확인할 필요가 있다. 이와 관련, 국내 자체처분 규정 개발 시 참조기준인 IAEA SRS No. 44를 심층분석하고, 국내 산업계 현황을 반영한 입력값과 계산식을 이용하여 4가지 자체 처분 시나리오에 대한 예상 피폭방사선량을 평가하였다. 그 결과, 재활용 시나리오에 대한 예상선량은 대부분 정상 시나리오에 대한 자체처분 선량 기준(즉, 0.01 mSv·y-1)보다 낮은 것으로 평가되었으나, 성토 후 거주 시나리오의 경우 보수적인 가정을 적용하면 자체처분 선량 기준을 초과할 가능성도 배제할 수 없는 것으로 나타났다. 따라서, 대량의 해체 콘크리트 폐기물의 안전하고 지속가능한 자체처분을 위해서는 폐기물 처리업체 다변화, 성토 시나리오에 대한 보다 구체적인 평가, 성토를 통한 자체처분에 대한 부분적 제한조건 설정 등을 고려할 수 있다.

국내 최초의 상업원전인 고리1호기가 2017년 6월에 영구 정지되었다. 고리1호기 해체를 시작으로 한국은 원전 해체시장에 본격적으로 발을 내딛는다. 원자력발전소 해체를 위해서는 고려해야 할 사항들이 많으며, 방사선환경영향평가 또한 그 중 하나이다. 방사선환경영향평가의 목적은 주변주민의 건강과 안전을 도모하기 위해, 해체 전 및 해체 중에 해당 시설에서 방 출되는 방사성물질로부터 주변주민이 받는 피폭방사선량이 규제 제한치를 초과하지 않음을 확인하는 것이다. 현재 국내에는 해체시 방사선환경영향평가서를 작성하는데 필요한 세부지침이 미비한 상황으로, 다수의 원전 해체 경험을 보유한 미국의 해체시 방사선환경영향평가서를 비교·분석하여 국내 상황에 맞는 해체시 방사선환경영향평가 방안을 개발하였다.

국내 원자력발전소의 사용후핵연료는 소내저장시설에 보관되어 있으나 저장시설의 용량 확장이 어려움이 있으며, 연구기관 의 연구로에서 발생하는 고준위 방사성폐기물도 자체 보관중이나 영구적으로 저장할 수 없다. 또한 원전의 해체 시에도 고 준위 방사성폐기물이 발생할 것으로 예상된다. 이에 따라, 본 연구에서는 현재 개발된 사용후핵연료 운반용기를 사용하여 고준위 방사성폐기물을 가상의 관리시설로 철도를 통하여 운반하는 경우에 대하여 작업자 및 운반경로 주변 일반인의 예상 피폭선량을 평가하였으며, 그 결과를 국내 법적기준치와 비교하였다. 또한, 고준위 방사성폐기물의 상하차 작업 시 작업자 와 운반용기 간 거리와 운반사고 시 방사성핵종의 누출율의 변화에 따른 피폭선량의 변화에 따른 피폭선량 추이와 운반에 사용되는 열차의 구성에 따른 운반작업자의 피폭선량 변화를 분석하였다. 본 연구에서 설정한 모든 조건에서의 예상피폭선 량은 국내 법적제한치 이하임을 확인하였다.

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

한국원자력연구원 내 저장중인 중·저준위방사성폐기물의 안전한 영구처분을 위하여 방사성폐기물처 리시설에서는 이들 저장폐기물의 핵종재고량 평가를 위한 드럼핵종분석장치의 도입을 기획하고 있으며, 이 장치를 운영하고 유지보수하기 위한 전용의 평가시설 구축을 추진하고 있다. 이 평가시설 외부에는 제 1방사성폐기물저장시설이 인접하여 있으며 내부에는 평가대상드럼들과 드럼핵종분석장치의 밀도보정용 선원 등이 존재함으로 이들이 방사선원항으로 작용하여 평가시설 내·외부의 선량률에 영향을 미치게 된 다. 따라서 방사선원항 주변의 콘크리트 구조물에 대한 방사선차폐 영향을 평가하여야 한다. 본 연구에서 는 MCNP 코드를 이용하여 해당 방사선원항으로부터 평가시설 내부 방사선관리구역을 둘러싸고 있는 콘 크리트 구조물에 대한 방사선 안전성을 평가하였다. 평가결과 현재 고려되고 있는 콘크리트 구조물의 약 30 cm 두께는 해당 방사선원항으로부터의 방사선을 차폐하기에 충분한 것으로 확인되었다.

Construction of tunnels in a deep crystalline host rock for a potential High-Level Radioactive Waste(HLW) repository inevitably generates an excavation disturbed zone (EDZ). There have been a series of debates on whether a permeability in an EDZ increases or not and what would be the maximum depth of an EDZ. Recent studies show mixed opinions on permeability. However, there has been an international consensus on the thickness of an EDZ; 30 cm for TBM and 1 meter for controlled blast. One of the impacts of an EDZ is on determining the distance between adjacent deposition holes. The void gap by the excavation hinders relaxation of temperature profiles so that the current Korean reference designing distance between holes should be stretched out more to keep the maximum temperature in a buffer region below 100 degrees Celsius. The other impact of an EDZ is on the long-term post closure radiological safety. To estimate the impact, the reference scenario, the well scenario, is chosen. Released nuclides diffuse through a bentonite buffer region experiencing strong sorption and reach a fracture surrounded by a porous medium. Inside a fractured porous region, radionuclides migrate by advection and dispersion with matrix diffusion into a porous medium. Finally, they reach a well assumed to be a source of potable water for local residents. The annual individual dose is assessed on this well scenario to find out the significance of an EDZ. A profound sensitivity study was performed, but all results show that the impact is negligible. Even though the role of an EDZ turns out to be limited on overall safety assessment, still it is worthwhile to study the chemical role of an EDZ, such as a potential source for natural colloids, potential sealing of an open fracture by fine clay particles generated by the process of an EDZ, and alteration of a sorption mechanism by an EDZ in the future.

사용후핵연료의 효율적인 관리를 위하여 원자력연구소에서 개발중인 사용후핵연료 차세대관리 종합공정(ACP)은 공정타당성연구 단계를 마치고 이의 실증을 위한 - type핫셀 건설 단계에 이르렀다. 핫셀의 설계에 앞서 사용후핵 연료를 취급하게 되는 과정에서 발생할 수 있는 방사능에 대한 환경영향평가를 정상운전 시와 사고발생 시로 나누어 수행하였다. 평가에 필요한 자료들은 공정의 개념설계 보고서와 최근 연구소부지 기상 테이터 및 부지특성 자료를 바탕으로 하였으며 기존의 유사한 시설에 대한 평가방법을 참조하였다. 각 핵종별 발생량과 방출량을 계산하여 피폭선량을 계산하였으며 평가결과 원자력법관련 규제기준과 핫셀이 위치하게 되는 IMEF 건물의 안전성분석 기준보다 매우 안전한 결과를 얻어 시설 운영에 대한 안전성을 확보하였다.