영구정지후 해체가 계획된 고리 1호기 원자력발전소는 해체과정에서 다양한 종류의 방사성폐기물이 대량으로 발생될 것으 로 예상되고 있으며, 이 중 원자로 및 내부구조물은 방사능 수치가 높으므로 1차측에서 적절한 크기와 중량으로 해체된다. 고리 1호기 해체시 원자로 및 내부구조물에서 발생되는 방사성폐기물에 대하여 기존 폐기물의 자체처분 현황 및 법적 제한 사항 분석 등을 통해 적절하고 효율적인 처분방법을 마련하는 것은 중요한 사안일 것으로 판단된다. 원자로 및 내부구조물 에서 발생되는 폐기물은 중준위에서부터 자체처분까지 다양한 준위의 폐기물들이 발생되며, 이 중 자체처분 준위에 해당되 는 폐기물은 방사화 평가 결과, 원자로 상부 헤드와 상부 헤드 인슐레이션에서 발생되는 것으로 나타났다. 본 논문에서는 방사화 평가 결과를 바탕으로 자체처분 준위에 해당되는 폐기물을 자체처분 평가 코드인 RESRAD-RECYCLE 코드를 사용하여 자체처분 안전성 평가를 수행하였다. 대상 폐기물의 자체처분 시나리오를 선정하고 자체처분시 개인 및 집단별 최대선량을 계산하여 국내 원자력안전법에서 규정하는 자체처분 기준 제한치의 만족 여부를 판단하였다. 평가 결과, 전체적으로 상당히 낮은 결과값을 보이며 기준 제한치를 만족하는 결과를 나타내었으며, 핵종별 자체처분 허용농도를 도출하였다.

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.

콘크리트 구조물 절단에 사용되고 있는 다이아몬드 와이어 쏘가 장착된 당김형 절단 장치의 단점을 개선하여 밀기형 절단장치를 개발하였다. 개발된 밀기형 절단장치에는 먼지 집진 커버가 부착되며 마찰열을 냉각하기 위한 건식이나 습식방법을 선택할 수 있다. 개발된 절단장치의 동작특성과 집진 먼지의 누설률 측정을 실험하였다. 시험결과 원활한 동작특성을 보였으며, 먼지의 누설률은 1.7%인 것으로 나타났다. 개발된 절단장비를 사용하여 생물학적 차폐 콘크리트 절단 시 작업자의 내부 피폭선량을 평가하였다. 보수적 평가를 위해 노심 중심부분을 절단하는 경우를 가정하였다. 비방사능이 99.5 Bq·g-1인 누설 먼지로 인해 반면마스크를 착용한 작업자의 예탁유효선량은 0.25 mSv로 평가되었다. 개발된 밀기형 절단장비 사용 시 미량의 먼지 누설률로 인해 작업자의 방사선 피폭이 저감되며, 사용의 편리성으로 세부 절단 계획을 수립할 수 있어 방사성 콘크 리트 폐기물 감량에도 기여할 수 있다. 따라서 원전의 방사화된 생물학적 차폐 콘크리트를 비롯하여 철근 콘크리트 구조물 해체 작업 시 절단 장비로서 사용될 수 있을 것이다.

최근 한국에서 원전해체는 중요한 이슈이다. 원전의 운영 시와 비교해볼 때, 원전 해체 시에는 방사성물질의 방출이 크지 않을 것으로 예상되지만, 주민은 항상 방사선피폭으로부터 보호되어야 한다. 이에 대한 효과적인 관리를 위해, 연간 방출관리치와 방출한도치를 원자력안전위원회 고시 및 일반인 선량한도 기준으로부터 유도하였다. 기체상 유출물에 의한 대기 확산 및 침적 인자는 신고리 발전소 기상탑에서 2008년부터 2010년까지 3년간 수집 된 기상자료를 토대로 XOQDOQ 컴퓨터 코드를 이용해서 평가하였다. 선량평가는 ENDOS-G 컴퓨터 코드를 사용하였다. 이 컴퓨터 코드를 이용하여 기체상 유출물의 연간 방출관리치 및 방출한도치를 평가한 결과, 핵종별로 차이가 있었는데, 이는 연령에 따른 방사선민감도의 차이에 기인한다고 할 수 있다. 본 평가 방법 및 결과는 향후 원전 해체 시 방사성유출물 관리에 중요한 정보를 제공할 수 있을 것으로 판단된다.

다수호기 부지에 위치한 원전의 해체는 인근에 위치한 운영중인 원전으로 인해 작업자에게 추가적인 방사선 피폭 위험을 야기할 수 있다. 따라서 인근의 운영중인 다수호기 원전에 의한 해체 작업자에 대한 피폭 선량 평가가 필요하다. ENDOS프로그램은 한국원자력연구원(KAERI)에서 개발된 선량평가 전산코드로, 하위 프로그램으로 대기 확산 평가 프로그램인 ENDOSATM과 기체 방사성 배출물에 의한 피폭 선량 계산을 수행하는 ENDOS-G가 있다. 이 프로그램들을 이용하여 고리 1호기 해 체작업자에 대한 다수호기 원전 운영에 의한 피폭 선량을 계산한 결과, 2.31×10-3 mSv·y-1로 일반인에 대한 피폭선량 기준치인 1 mSv·y-1에 비교해 보았을때 큰 영향이 없을 것이라는 판단에 도달할 수 있었다. 앞으로 예상되는 국내 해체 원전의 경우 모두 다수호기 부지에 위치하여 이 연구 방법과 결과가 활용될 수 있을 것이라고 기대한다.

원전 해체 공정 중 절단 및 용융작업에서 발생되는 방사성 에어로졸은 작업종사자의 호흡을 통해 내부 피폭을 유발하게 된다. 이에 따라 해체 중 방사성 에어로졸로 인한 작업종사자의 내부피폭 평가가 필요한 실정이다. 정확한 내부피폭평가를 위해서는 작업종사자의 작업환경 실측값이 필요하지만 실측에 어려움이 있을 시에는 국제방사선방호위원회(ICRP)에서 제시하는 섭취량 분율 및 입자 크기 등의 권고 값을 통해 내부피폭선량을 추정할 수 있다. 본 논문에서는 입자 크기의 선정은 ICRP에서 권고하는 작업종사자의 고려 입자 크기인 5 μm을 적용하였다. 발생량의 경우, 불가리아의 Kozloduy 부지 내의 용융시설에서 발생 된 에어로졸의 포집량 데이터를 이용하여 섭취량을 산정하였다. 또한 이를 이용해 작업종사자의 체내 및 배설물에서의 방사능 수치를 계산하고 BiDAS 전산코드를 통해 내부피폭 평가를 수행하였다. Type M이 0.0341 mSv, Type S가 0.0909 mSv로 두 흡수 형태 각각 국내 연간 선량 한도의 0.17%, 0.45% 수준을 나타내었다.

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.

2017년 6월에 영구정지 된 고리 1호기의 해체는 한국의 상업 원전에 대한 첫 해체 사례가 될 것이다. 해체 과정 중에 발생하 는 폐기물에 대한 처분은 전체 해체 비용의 많은 부분을 차지한다. 따라서 방사화 및 오염된 콘크리트 구조물은 적절한 해체 전략을 수립하여 경제적이고 안전하게 해체되어야 한다. 본 논문에서는 생물학적 차폐체에 대한 최적화된 해체 및 처분 시 나리오를 연구하였다. 해체사례, 폐기물 처분 규정 및 처리 기술을 분석하였다. 그리고 생물학적 차폐체 제거 과정의 폐기물 발생량을 최소화하기 위해서, 최적 해체 시나리오를 제시하였고 폐기물 처분 방안을 도출하였다.

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 평가 치로 고려하였다.

원자력발전소 해체 시 발생하는 금속폐기물은 폐기물 중에서 많은 비중을 차지하고 있다. 본 연구에서는 국내 자체처분 규제 요건 및 국내 기관별 자체처분현황을 조사하였다. 실제 원자력발전소 해체 시 발생되는 금속폐기물의 자체처분을 위하여 RESRAD-RECYCLE 코드를 이용하였으며 26가지 시나리오에 대한 선량평가를 수행하였다. 평가결과는 원자력발전소 해 체 시 자체처분 및 재활용에 관한 사전자료로서 활용가치가 있을 것으로 사료된다. 추후 자체처분을 통한 처분비용 저감효 과 연구가 추가로 가능할 것으로 판단된다.

노후 원전 해체의 경우 부지 특성 및 최종 상태 조사 보고서에 해당 부지내 잔존가능성이 있는 방사성 핵종 정보에 대한 내용 을 포함하여야 한다. 미국 NRC의 경우 이에 해당하는 해체기술관련문서(DTBD)를 부지 특성 조사시에 부지이력조사(HSA) 와 같이 사업자 측이 제출하도록 규제하고 있다. 또한 해체기술관련문서는 방사선학적 부지 조사와 해체완료계획서에 포함 되어야 하는 내용으로써 부지 규제 해제와 재이용에 관해서 중요한 자료를 제공한다. 이 논문은 부지 별 잠재적 핵종에 대해 미국 원전의 해체 사례중 부지 특성 및 최종 상태조사 과정에서 결정하는 방법론을 분석하고 2017년 고리 1호기의 영구 운 전정지 후 이루어질 해체 과정에 필수적인 규제 지침과 기술적 근거 수립에 도움이 되고자 한다.