A solution combustion process for the synthesis of hollandite (BaAl2Ti6O16) powders is described. SYNROC (synthetic rock) consists of four main titanate phases: perovskite, zirconolite, hollandite and rutile. Hollandite is one of the crystalline host matrices used for the disposal of high-level radioactive wastes because it immobilizes Sr and Lns elements by forming solid solutions. The solution combustion synthesis, which is a self-sustaining oxi-reduction reaction between a nitrate and organic fuel, generates an exothermic reaction and that heat converts the precursors into their corresponding oxide products in air. The process has high energy efficiency, fast heating rates, short reaction times, and high compositional homogeneity. To confirm the combustion synthesis reaction, FT-IR analysis was conducted using glycine with a carboxyl group and an amine as fuel to observe its bonding with metal element in the nitrate. TG-DTA, X-ray diffraction analysis, SEM and EDS were performed to confirm the formed phases and morphology. Powders with an uncontrolled shape were obtained through a general oxide-route process, confirming hollandite powders with micro-sized soft agglomerates consisting of nano-sized primary particles can be prepared using these methods.

우리나라는 원자력 발전소를 운영하면서 발생하는 중·저준위 방폐물을 경북 경주시에 위치한 방폐물처분장을 통하여 영구적으로 처분하고 있다. 하지만 방폐물의 해상운송은 해양사고의 위험성에 노출되어 있고, 이에 관하여 해양경찰의 기능과 역할적 관점에서 안전성 확보를 위한 제도의 도입이 필요할 것이다. 특히 우리나라는 허베이스프리트 사고 또는 세월호 사고 등 국가적 재난에 해당하는 대형 해양사고로 인하여 사회적 영향을 받은 바 있으므로, 이를 대비한 대응체계가 필요할 것이다. 이러한 관점에서 우리나라의 방폐물 해상운송의 현황을 파악해 보고, 외국 주요국의 대응체계에 대해서 살펴보았다. 주요 사고 사례를 검토한 결과, 이와 유사한 핵물질 운반선 및 위험물 운반선의 사고 등 사회적, 지역적, 국제적 영향을 미칠 수 있는 해양사고에 긴급하게 대응하고자 유럽 국가를 중심으로 비상예인선(ETV) 선단을 운용하고 있었으며 일정 부분 효과를 증명하고 있다. 이를 바탕으로 한국형 ETV의 도입을 제시한다. 즉, 핵물질 운송선박, 대형 유조선, 대형 여객선 등의 해양사고와 같이 막대한 환경적, 재산적, 인명적 손해로 이어질 수 있는 대형 해양사고의 초기 대응을 위해 비상예인기능, 유류오염 방제기능과 구조 장비 및 인력 수송이 가능한 한국형 ETV의 도입이 필요하리라 보인다. 이를 통해 해양경찰의 해양사고 대응기능의 향상으로 이어지며, 국가적 재난에 대한 초기대응의 골든타임을 놓치지 않게 되어 귀중한 인명과 재산을 지키고 환경을 보호하는데 일조할 것이다.

원자력발전소의 가동은 방사성폐기물을 발생시키고 있으며, 다른 산업폐기물과는 달리 방사능을 포함하고 있는 방사성폐기물은 처리에 오랜 시간이 걸린다. 방사성폐기물의 관리 및 처분의 주된 목적은 인간과 환경을 보호하는 것이므로, 이를 위하여 방사성폐기물의 처분은 완전히 격리된 영구적인 처분장을 필요로 한다. 이에 따라 우리나라는 단계별 발생하는 방사성폐기물의 안전한 처리를 위해 2015년 8월 28일 경북 경주시에 중·저준위 방사성폐기물을 처분할 수 있는 방사성폐기물 처분장을 준공하였다. 이 과정에서 방사성폐기물은 전용운송선박인 청정누리호를 통해 해상운송되고 있으나, 이와 관련된 법적 및 물리적 안전성을 확보하고 있지 못하여 시급한 대처가 필요한 상황이다. 이에 이 논문에서는 현 상황을 검토하고 방사성폐기물의 안전한 해상운송을 위한 선박입출항법상의 안전성 확보방안을 입법론적으로 제시하고자 한다.

과학기술 전문가가 근거를 제시하고 정책관료가 결정을 내리던 기존의 정책결정체계와는 달리, 불확실성과 이해관계 대립으로 특징지어지는 기술위험 영역에서 참여적 의사결정방법이 바람직한 모델로 상정되어왔다. 이어 여러 가지 정책실험이 이루어졌다. 그러나 의사결정과정에 있어서 ‘누가 어떤 역할을 할 것인가’에 대해서는 여전히 다양한 견해가존재한다. 본 연구는 기술위험 거버넌스에 대한 사회적 배경이 다른 두 나라인 영국과 한국에서 각각 수행된 방사성폐기물 관리방안 모색을 위한 공론화 프로그램을 역할분담의 관점에서 분석한다. 본고는 영국과 한국의 공론화 프로그램이 전개되는 과정에서 다양한 참여자그룹이 어떻게 정의되고, 어떠한 근거로 역할이 상정되며, 적용된 의사결정방법은 무엇인지에 관해 논의한다. 공론화과정의 사례연구를 통해 많은 기술선진 민주주의 사회에서 지지 받고 있는 ‘참여를 통한 의사결정’이라는 기술위험 거버넌스의 규범이자 방법론이 실제 각기다른 정치사회 환경에서 어떻게 구현되는 지를 살펴본다. 방사성폐기물 관리와 공론화에 대한 오랜 경험을 가진 영국과의 비교분석은 한국의 방사성폐기물 관리정책과 나아가 기술위험 거버넌스를 위한 정책도구를 정교화 하는 데 기여할 것이다.

본 연구에서는 중저준위 방사성 폐기물 처분장의 지진위험도 평가를 위한 평가용 입력지반운동을 도출하였다. 방사성 폐기물 처분장 부지를 대상으로 한 지진재해도 평가를 수행하여 재해도 곡선을 도출하였으며 도출된 재해도 곡선을 바탕으로 등재해도 스펙트럼을 산정하였다. 등재해도 스펙트럼에 부합하는 30개의 인공지진파를 생성하여 해당 부지의 지반을 대상으로 한 부지응답해석을 수행하였다. 대상부지에 대한 부지응답해석을 통하여 지표면과 처분동굴의 상단과 하단부에서의 입력지진운동을 구하였고 각각의 평균값을 구하여 방사성 폐기물 처분장의 리스크 평가를 위한 평가용 응답스펙트럼을 제시하였다.

Graphite is widely used as a reflector or moderator in nuclear reactors, and since it is exposed to high flux neutron irradiation, long-lived radioactive isotopes such as C-14 are formed. Therefore, quantitatively prediction of production amount is a very essential task for reliable radioactive waste management. In this study, considering nuclear reactions such as (􀝊, 􀟛) reaction by thermal neutrons and elastic scattering, various characteristics such as the rate of formation of C-14 and energy distribution of thermal neutrons according to the penetration depth from the graphite surface were numerically analyzed. The evaluation was carried out in consideration of the average energy of neutrons and reaction/collision cross-sectional area at given energy, and a comparative study was also performed when the thermal neutrons were in thermal equilibrium and when they were not. The numerically evaluated results were compared qualitatively with the experimental study, and methods to further increase the accuracy were also discussed.

For the final disposal of radioactive waste generated during the operation of nuclear power plants, concentrations of 14 radionuclides including gross alpha have to be determined to meet nuclear regulatory requirements. In order to determine the gross alpha radioactivity in radioactive waste, the sample must be preprocessed into a solution which is usually a strong acid. When this solution is used to prepare the gross alpha measurement sample, it produces a lot of salt, which makes an accurate measurement difficult. Also it causes corrosion of a planchet, which causes problems in the disposal of waste in the future. For these reasons, an acid treatment of the solution was added to the existing preprocess procedure, which is also expected to improve the measurement error. Although the gross alpha measurement is known to be easy to perform and able to give rapid results, it cannot be used for quantitative analysis. This is because the energies emitted by the individual alpha nuclides are assumed to be produced from a single alpha emitted by the individual alpha nuclides are assumed to be produced from a single alpha emitter used as the standard calibration source. Also, due to self-absorption of alpha particles a counting rate depends on the thickness (or weight) of the residues on the planchet. In this study, we compared gross alpha radioactivity with and without an acid treatment to prepare gross alpha measurement samples. The weights of the treated samples increased by at most 5% after about 12 hours of evaporation to dryness, and then saturated or slightly decreased, while the weights of the untreated samples increased up to 20% over time. In addition, the radioactivities of the untreated samples were about two times those of the treated samples. This is considered to be due to differences both in the geometric shapes of the samples and the weights of their residues which resulted from whether acid treatment was applied or not. The results of this study showed that an acid treatment was beneficial in reducing both production corrosion and salts which could result in more reliable and constant measurements of gross alpha activity. The results showed that acid treatment was beneficial in reducing corrosion and measurement errors.

The amount of radioactive waste generated during decommissioning directly affects the disposal cost of waste. Most of the radioactive waste generated is a concrete waste. Therefore reducing the amount of concrete waste can ensure the economic feasibility of the decommissioning project. The activated concrete in a concrete waste can reduce waste only by physical cutting. Therefore it is most important to accurately identify and categorize radionuclides, radioactivity levels, and radioactivity distribution. In the case of radioactive concrete, radiological characteristics are generally evaluated by laboratory analysis after sampling. However it is difficult to apply to all facilities (accelerator & NPP, etc.) because it is a destructive method. Therefore it is necessary to secure verified in-situ measurement technology that can be applied to operational monitoring or decommissioning plans. In this study, the applicability of cyclotron facilities was evaluated based on the evaluation algorithm derived from the Peak to Compton (PTC) method of in-situ measurement technology. And the reliability of the PTC method was verified through qualitative analysis and quantitative analysis. In the case of qualitative analysis, the analysis results of KAERI which has core technology are compared. To this end SAEAN and KAERI conducted field application tests on the front concrete shielding wall of the cyclotron facility at the same time. After removing the background spectrum from the measured spectrum the PTC method was applied to calculate the Q-value for the counting rate in the peak area per counting rate in the Compton continuum area was calculated. As a result the Q-values of SAE-AN and KAERI were 0.52 and 0.24 respectively, and the result of deriving activation distribution(β) by substituting this for the β-Q correlation equation was found that 14.78 and 12.94. As a result of evaluating the activation by the thickness of the shielding wall it was found that 89.1% (SAE-AN) and 91.9% (KAERI) of the total radioactivity were exist at a depth of 5 cm. And it was found that 97.7% and 99.05% of the total radioactivity exists at a depth of 10 cm. The relative error between SAE-AN and KAERI is 1.35%, indicating that the analysis results of the two institutions are highly consistent. A core drill was performed on the concrete shielding wall in the cyclotron facility for the technical verification of the quantitative analysis method. A core sample (6 cm in diameter, 10 cm in depth) was cut to a depth of 2 cm and analyzed in the laboratory. The activation distribution(β) was calculated based on the radioactivity level of each depth sample, and it was found to be 16.99. The relative error between the quantitative analysis and the on-site measurement results was 14.95% confirming that the accuracy is relatively high.

Detritiation of low-level tritiated water has become global issue after Fukushima accident. Several attempts have been made to reduce the radioactivity of Fukushima tritiated water below legal limit of nuclear plant effluents (~104 Bq·L−1). Various technologies such as water distillation, electrolysis, and catalytic exchange were tested to treat the tritiated water, however, those demand enormous expense to achieve the goal due to low process efficiency. It highlights that the performance enhancement of current technologies is necessary to improve economic feasibility. We have quantitatively evaluated the separation performance of various polymers toward low-level tritium (~105 Bq·L−1) through batch experiments. The polystyrene with grafted by 20 types of functional groups (Tris (2-aminoethyl) amine, dimethylaminomethyl, isocyanate, mercaptomethyl, aminomethyl, hydroxymethyl, triphenylphosphine, morpholine, 2-chlorotrityl amine, 4-(dimethylamino) pyridine, poly (vinyl chloride) carboxylated, poly (4-vinyl pyridine), p-toluenesulfonic acid, p-toluenesulfonyl hydrazide, piperidine, acetyl polystyrene, 2-chlorotrityl chloride, piperazine, diethylene triamine, poly (vinyl chloride)) were suspended in HTO solution (initial activity = 4.7 × 105 Bq·L−1). After the equilibration, the suspension was filtered using 3 kDa membrane filter and the activity in filtrates were quantified by LSC (HIDEX-300 SL). The results demonstrate the detritiation efficiency and separation factors of functional groups toward tritium. Carboxylic group (COOH) showed the most reactive performance as detritiation efficiency of ~4%. Compared to other functional groups, styrene sulfonyl groups including sulfonyl amide (SNH2) and sulfonyl hydrazide (SNHNH2) revealed promising performance for tritium separation as separation factor of 10.97 and 3.85, respectively. However, sulfonyl hydroxide (SOH) which is known as reactive functional group to tritium exchange showed the poor performance (detritiation efficiency: 0.68%; separation factor: 3.02). This study could suggest the promising functional groups for detritiation of low-level tritiated water which can be utilized to enhance the performance of current technologies. For example, reactive functional groups can be grafted on the surface of packing material within distillation tower resulting in the increasing detritiation efficiency.

한국원자력환경공단은 처분시설 내 1단계 인수·저장구역의 인수검사 공간 및 드럼 취급 공간 부족에 대한 문제를 해결하기 위하여 방폐물검사건물을 건설하여 저장·처리능력을 확충할 예정이다. 본 연구에서는 MCNP 코드를 이용하여 방폐물검사 건물 내 저장구역에서 취급하는 해체 방사성폐기물 대상 신형처분용기를 대상으로 작업종사자의 피폭선량을 평가하였다. 평가결과, 시설 내 저장 가능한 최대 용기 개수(304개)와 방사선작업에 대한 연간 예상 작업시간(약 306시간)에 대하여 연간 집단선량은 총 84.8 man-mSv로 계산되었다. 시설 내 총 304개의 신형처분용기(소형/중형 타입)가 저장 완료된 시점에서 인수검사, 처분검사를 위한 작업종사자의 투입인력은 총 25명, 작업종사자 당 예상피폭선량은 연평균 3.39 mSv로 산출 되었다. 소형용기 취급 시 작업종사자의 고방사선량 작업에 따른 작업효율과 방사선적 안전성 확보를 위해서는 콘크리트 라이너의 두께를 증가시키는 추가적인 차폐가 필요할 것으로 평가되었다. 향후 본 연구를 바탕으로 실측기반의 해체폐기 물의 선원항과 특성을 활용하여 방사선작업 당 작업시간 및 투입인력을 산출함으로써 작업종사자의 최적의 방사선작업조건을 도출할 수 있을 것으로 사료된다.

우리는 실험과 MCNP 시뮬레이션을 통해 전알파 분석법의 한계를 설명하였다. 국내에서 중·저준위 방사성폐기물 인도 규 정 관련, 전알파 분석법은 방사성폐기물을 처분하기 위해 반드시 규명해야 할 방사성 특성평가 인자이다. 전알파 분석법은 시료 준비 절차가 간단하고 신속한 분석 결과를 제공하지만, 정량분석 인자로 사용하는 것은 적절하지 않다. KCl과 241Am 을 이용하여 시편 건조고형물 무게에 따른 전알파 계측효율을 평가하였다. 동일한 무게의 시편일지라도 계측효율의 차이가 20% 나는 것을 확인하였고, 이는 시편의 물리적 형태가 서로 다르기 때문인 것으로 보인다. 토양 중 우라늄을 화학분리 한 후, ICP-MS로 우라늄을 직접 측정한 결과와 전알파 농도를 비교하였다. 전알파는 실제 우라늄 농도에 비해 50% 과소평가되 었다. 알파핵종별 전알파 계측효율이 최대 3배 차이 나기 때문에, 전알파 분석결과는 개별 알파핵종의 합과 비교하기 보다는 스크리닝 개념으로 사용하는 것이 적절하다.

해체 원전에서 총 폐기물의 약 70~80%에 해당하는 많은 양의 콘크리트 폐기물은 해체 폐기물의 대부분을 차지한다. 해체 시 발생된 콘크리트 폐기물은 핵종별 농도에 따라 규제해제 폐기물과 방사성폐기물로 정의할 수 있다. 따라서, 방사성 콘크리 트 폐기물의 처분 비용을 저감하기 위하여 자체 처분 및 제한적 재활용을 위한 제염 작업의 수행이 중요하다. 그러므로 콘크리트 폐기물의 효율적인 제염 작업을 위해 내부 방사능 분포를 예측하는 것이 필수적이다. 본 연구는 원전 해체 시, 발생되는 콘크리트 폐기물의 내부 방사능 분포를 예측하기 위하여 다양한 컴프턴 영상 재구성 방법의 성능을 비교하였다. 다양한 컴프턴 영상 재구성 방법으로 단순 역투사(SBP), 필터 후 역투사(FBP), 최대우도 기댓값 최대화 방법(MLEM), 그리고 기존 의 MLEM의 시스템 반응 함수에 에너지 정보가 결합되어 확률적으로 계산하는 최대우도 기댓값 최대화 방법(E-MLEM)이 사용되었다. 재구성된 영상을 획득한 후, 정량적인 분석 방법을 이용하여 재구성된 영상의 성능을 정량적으로 비교 및 평가하였다. MLEM 및 E-MLEM 영상 재구성 방법은 각각 재구성된 영상에서 높은 이미지 분해능과 신호 대 잡음비를 유지하는데 있어 가장 좋은 성능을 보여주었다. 본 연구에서 도출된 결과들은 원자력 시설 해체 시 방사성 콘크리트 폐기물의 내부 방사능 분포를 예측하기 위한 수단으로 컴프턴 영상을 사용할 수 있는 가능성을 보여주었다.

기존의 확률론적 안전성 평가의 신뢰도 제고를 위하여 잘 알려진 입력 파라미터의 일반적인 분포에 새롭게 측정된 신뢰도 있는 데이터를 결합하여 사후분포를 구할 수 있는 베이지안 업데이팅 방법론을 제안하였다. 마코프체인 몬테 칼로 샘플링 기법의 알고리듬을 통한 GoldSim 모듈도 개발하였다. 복수의 입력 파라미터의 사전분포에 대해 연속적으로 사후분포를 구 해낼 수 있는 베이지안 업데이팅이 가능하도록 개발된 이 모듈을 GoldSim 템플릿 형태의 기존의 GSTSPA 프로그램으로 이행하여 보다 신뢰도 있는 확률론적 방사성폐기물 처분 시스템 안전성 평가가 가능하도록 하였다. 이는 기존에 존재하는 사 전분포의 일반적인 형태는 취하되 새롭게 얻어지는 실제 측정치나 전문가들의 의견을 기존의 분포에 적용하여 보다 더 높은 믿음을 갖는 입력 파라미터의 사후분포를 얻을 수 있게 한다. 균열암반 내 핵종 이동에 관련된 몇 개의 입력 파라미터의 사전분포의 세차례의 연속적 업데이팅을 통해 프로그램의 유용성도 예시하였다. 이 연구를 통하여 처분시스템과 같이 장기적 평가가 필요하고 넓은 모델링 지역을 가지며 측정된 입력자료가 부족한 경우 보다 더 믿음직한 방법으로 안전성 평가를 수행할 수 있는 것을 보였다.

고준위방사성폐기물의 처분은 고심도 암반내에 처분시스템을 구축하는 심층 처분방법이 고려된다. 심층 처분은 처분용기, 완충재, 뒷채움재, 근계암반의 설계 요소인 공학적방벽과 천연 방벽으로 구성된다. 공학적방벽 중에서 벤토나이트 완충재는 암반으로부터 유입되는 지하수 흐름을 최소화하고 핵종 유출을 저지하는 기능을 한다. 지하수 유입으로 인한 완충재의 수리전도도 특성 규명은 처분장 공학적방벽의 안정성 및 건전성에 대한 성능 평가에 있어 중요한 사안이다. 본 연구에서는 경주 벤토나이트를 이용하여 다양한 건조밀도와 온도 조건에 따라 포화 수리전도도 실험을 수행하였으며, 120개의 실험 결과 를 다중 회귀 분석을 통해 수리전도도 추정 모델을 제시하였다. 실험 결과에서는 건조밀도가 커질수록 수리전도도가 감소하는 경향이 나타났다. 또한, 온도가 증가할수록 수리전도도가 증가하였다. 이러한 실험 결과들을 종합한 다중 회귀 분석 결과에서는 수리전도도 추정식의 결정계수(R2)가 0.93으로 높게 나타났다. 본 연구에서 제시된 수리전도도 추정식은 벤토나이트 완충재의 성능과 연관된 건조밀도와 온도의 영향을 고려하여 처분시스템의 공학적방벽 설계에 활용 될 것으로 판단된다.

APR 1400 액체방사성폐기물관리계통 효율성 증가와 계통의 성능 개선을 위한 방안으로 핵종 이온 광물화 처리기술을 적용 하는 것을 고려하였다. 핵종 이온 광물화 처리기술은 현재까지 발전소에 실제적으로 적용되진 않았지만 원자력발전소의 액 체방사성폐기물에 존재하는 다양한 핵종 이온을 최소 95% 이상 선택적으로 제거 가능 하다는 것을 실험적으로 증명한 바 있다. 본 논문은 핵종 이온 광물화 처리기술의 제염율을 반영하여 기존 설계에 적용 가능성을 확인하였으며, 기존 설계를 개선할 수 있는 방안을 마련하였다. 핵종 이온 광물화 처리기술의 제염 특성과 기존의 액체방사성폐기물관리계통 설계 및 운전 경험을 고려하여 최적의 적용 위치를 결정하였다. 원자력발전 운영에 따라 발생하는 액체방사성물질이 수집되는 수집탱크에 핵종 이온 광물화 처리기술을 적용하는 것이 기존 설계의 영향이 가장 적을 것이며, 개선 효과도 가장 큰 것으로 해석되었다. 핵종 이온 광물화 처리기술이 현재의 APR 1400 발전소 또는 신규 원전에 적용될 경우 액체방사성폐기물관리계통의 운전 효율성 증가와 계통의 성능 개선이 기대된다.

처분 부적합 폐기물이란 원전운영이나 해체 시 처리, 고화 및 포장이 요구되는 방사성폐기물 등을 일컬으며, 대표적으로 분산 특성을 갖는 입자성 방사성폐기물을 예로 들 수가 있다. 이들 폐기물에는 원전 운영과정에서 발생되는 농축폐액의 건조 분말, 슬러리 및 슬러지, 향후 원전 해체과정에서 발생되는 온갖 분말 상태의 폐기물(콘크리트 파쇄물, 제염 슬러지 등), 그리고 제염이 용이치 못한 미세 크기의 방사능오염 토양 등이 있다. 입자성 폐기물을 기존의 고화방식으로 처리할 경우에는 최종 폐기물의 부피가 증가하는 단점을 갖게 되어 처분 비용의 증가 및 처분장의 수용성을 감소하는 결과를 야기할 수가 있 다. 따라서 이들 문제를 해결하고자 본 연구에서는 최종 폐기물 부피의 감용화를 위해 롤 압축 기술을 이용하여 분말의 펠렛화 연구를 수행하였다.

원자력발전소 운영 과정에서 발생되는 폐기물인 폐수지를 원천적으로 저감하기 위해, 새로운 폐수 정화기술을 개발하고 원전 폐수처리시스템에 가상적으로 적용하여 효용성을 평가하고자 하였다. 본 기술의 기본 원리는 폐수에 존재하는 주요 핵 종이온들을 생물학적 혹은 화학적 방법을 통해 무기 결정광물로 바꾸는 방식이다. 실험실에서 폐수를 대상으로 회분식실험을 통해 핵종 제거율을 측정한 결과, 생물학적 방법은 24시간 이내에 세슘을 80% 이상 제거하였고, 화학적 방법은 95% 이상 세슘을 선택적으로 제거할 수 있었다. 그리고 원전 폐수에 존재하는 다른 주요 핵종들(Co, Ni, Fe, Cr, Mn, Eu)에 대해서도 초기 99% 이상의 높은 제거율을 보여 주었다. 우리는 APR1400 원자력발전소의 폐수처리시스템 공정에서 역삼투압(R/O)과 유기 이온교환수지 모듈 사이에 가상으로 본 기술 모듈을 설치하였다. 가상의 모듈 설치를 통한 기술적 타당성 평가를 통해, 우리는 폐수의 주요 핵종들이 90% 이상 선택적으로 제거되고 폐수지의 발생량이 대폭 감소된다는 결과를 얻을 수 있었다. 이러한 결과가 의미하는 바는 본 기술이 향후 미래에 상용화되었을 경우, 폐수지 관리 비용을 크게 감소시키고 수지 수명도 대폭 연장시킬 수 있어, 결과적으로 월성 방사성폐기물 처분시설의 저장고 포화시점을 최대한 늦출 수 있는 이점이 있다.

향후 원자력시설 해체 시 막대한 양의 해체 콘크리트 폐기물이 발생할 수 있음을 감안하였을 때, 방사성 콘크리트 폐기물의 최적 처리기술에 대한 면밀한 검토와 향후 기술개발 방향에 대한 논의는 반드시 필요하다. 본 논문에서는 방사성 콘크리트 폐기물의 국내외 발생 사례를 종합해 보고, 처리 대상이 되는 방사성 콘크리트 폐기물의 특성을 검토하였다. 또한, 종래의 방사성 콘크리트 처리기술로써 기계적 제염기술, 화학적 제염기술, 부피감용기술, 재활용 및 고화기술에 대한 국내외 적용 사례를 정리하고 기술 개발 동향을 살펴봄으로써 기존 기술의 한계점을 파악하고 기술 고도화 방향을 고찰해 보고자 한다.