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.

우라늄 토양 및 콘크리트 폐기물의 동전기 제염 후 방사성폐기물의 시멘트 고화특성을 분석하기 위하여, 시멘트 고화 유동성 시험을 수행하고 시멘트 고화 시료를 제작하였다. 시멘트 고화시료에 대하여 압축강도, pH, 전기전도도, 방사선조사 효과 및 부피증가를 분석하였다. 방사성폐기물의 시멘트 고화의 작업 적정도는 175~190% 정도였다. 시멘트 고화시료의 방사선 조사 후 압축강도는 방사선 조사 전 압축강도 보다 약 15% 감소하였으나, 한국원자력환경공단 인수기준 (34 kgf·cm-2)을 만족하였다. 동전기 제염 후 방사성폐기물의 시멘트 고화 시료에 대한 SEM-EDS 분석결과, 알루미늄상은 시멘트와 잘 결합 한 형상을 나타낸 반면, 칼슘상은 시멘트와 분리된 형상을 나타내었다. 방사성폐기물의 시멘트 고화 부피는 시멘트에 대한 폐기물의 배합과 수분량에 따라 다르게 나타났다. 방사성폐기물의 시멘트 고화 부피(C-2.0-60)는 약 30% 증가였으며 동전기 제염 후 생성된 방사성폐기물의 영구처분은 적절하다고 판단되었다.

원자력발전소가 폐로 단계에 도달하게 될 경우, 다량의 방사성물질 및 폐기물이 발생한다. 특히, 해체 시 발생되는 콘크리트 폐기물은 경제적, 환경적 측면을 고려해서 재사용, 재활용, 처분 등이 관리방법 중 가장 적합한 방법을 선정해야 한다. 원자력시설의 해체 시 발생하게 되는 콘크리트 폐기물은 80%이상을 차지하고 있으며, EC(European Commission)의 보고서에 의하면 2060년까지 원자력 시설의 해체에 따라 유럽에서만 약 500만 톤의 콘크리트 폐기물이 발생할 것으로 예상하고 있다. 이러한 막대한 양의 콘크리트 폐기물에 대해 프랑스, 일본, 벨기에 등에서는 이미 콘크리트 폐기물의 제염 및 저감에 대한 연구가 심도 있게 진행 중에 있으며 프랑스의 경우에는 실험적인 연구를 거쳐서 상용화 수준에 다다른 실정이다. 콘크리트 폐기물은 원자력시설에 제한적으로 재활용이 가능하며, 방사성 폐기물의 저장 및 기반시설의 건설, 방사성 폐기물 처리에 사용되는 콘크리트 고화체, shielding block, backfiller 등으로 사용되고 있다. 해체 콘크리트 폐기물은 용적오염과 표면 오염으로 이루어져 있으며 대부분 표면으로부터 약 1∼10mm 두께로 오염되어 있어 기계적 처리 방법을 통해 방사성 폐기물로서 처리되어야 한다. 방대한 양으로 발생되는 콘크리트 해체폐기물을 자체처분 하거나 재활용한다면 처분 대상 폐기물량의 감소로 인한 처분 비용의 절감 및 처분 안전성의 증대뿐만 아니라 자원의 재활용성을 증대시킨다는 점에서 매우 긍정적인 측면을 나타낸다. 원자력시설의 콘크리트 제염기술로는 물리적 방법을 사용한 제염기술이 주로 사용되며 이를 다시 세분화 하면 표면제염기술과 표면파쇄제염으로 구분된다. 방사성 콘크리트의 물리적 표면제염 공정 및 장치 선정시에는 오염확산 및 작업자의 방사능 피폭 최소화, 제염 폐기물의 최종 처리방법, 제염 작업 최적화를 위한 최단, 최소 작업과 장소, 대상, 목적 등을 고려하여 제염기술이 선정되어야 한다. 이는 곧바로 방사능 구역에서의 작업자의 안전성 향상 및 해체비용 절감과 직결되기 때문이다. 그러나 원자력이라는 특수한 상황에서는 최적의 기술 선정시 경제적인 측면 보다는 안전성에 바탕을 두고, 주위 환경이 오염을 최대한 억제하는 방법에 초점을 맞추어야 할 것이다.

후쿠시마 원전사고 이후 광역의 방사성 오염부지가 발생되었으며, 이에 대한 제염작업으로 인하여 다량의 제염폐기물이 발 생하였다. 일본에서는 이를 보관하기 위하여 각 지역에 임시저장시설이 운영되고 있으며, 이들 시설들은 피난지시해제가 이루어진 지역의 일반인에 대하여 방사선학적 영향을 미칠 것으로 판단된다. 본 연구에서는 임시저장시설 인근에 거주하 는 일반인의 방사선학적 안전성 확보를 위하여 임시저장시설 특성에 따른 거리별 공간 방사선량률 및 선량제한치를 만족하 는 임시저장시설로부터의 이격거리를 평가하였다. 이를 위해 임시저장시설의 형태 및 크기, 복토 두께 등을 고려하였으며, MCNPX를 이용하여 방사선량률을 평가하였다. 복토에 의한 차폐효과는 두께가 10 cm일 때 68.9%, 30 cm일 때 96.9%, 50 cm 일 때 99.7%로 나타났다. 임시저장시설 형태에 따른 공간 방사선량률은 지상 보관형일 때 가장 높게 나타났으며, 이어서 반 지하 보관형, 지하 보관형일 순으로 나타났다. 임시저장시설 크기에 따른 공간 방사선량률은 5 × 5 × 2 m 시설을 제외한 시 설에 대하여 유사하게 나타났다. 이는 임시저장시설 내 적재된 제염폐기물에 의하여 자기차폐가 이루어지기 때문이다. 최종 적으로 크기가 50 × 50 × 2 m이고, 복토가 없는 임시저장시설의 경우, 지상 보관형의 평가된 이격거리는 14 m(최소농도), 33 m(최빈농도), 57 m(최대농도)이며, 반지하 보관형의 이격거리는 9 m(최소농도), 24 m(최빈농도), 45 m(최대농도), 지하 보관형의 이격거리는 6 m(최소농도), 16 m(최빈농도), 31 m(최대농도)로 나타났다.

방사성폐기물용기의 설계는 용도 (운반, 저장, 처분)의 안전요건에 부합돼야 할 뿐 아니라 경제성과 기술적 기준도 만족해야 한다. 이러한 기준은 장차 원전해체로부터 발생할 다량의 저준위/극저준위 해체폐기물의 관리에도 해당된다. 해체폐기물의 특성은 원전운영에서 발생하는 방사성폐기물과는 매우 다르므로 적합한 용기의 개발이 요구된다.이 논문은 다목적용도의 표준용기 개발을 제시한다. 이 개념은 경주처분장과 같은 국가 인프라를 고려한 원전해체폐기물의 관리를 최적화하기 위한 용기이다. 이 연구는 일련의 시제품을 설계 또는 제작한 것이다 : 극저준위용 소프트백, 저준위용 금 속용기 (해상운반용 표준 IP2 용기 및 도로운반용 ISO 용기), 이들 용기 설계의 안전성 분석을 위한 시뮬레이션 및 시험결과 는 규제요건에 잘 부합되는 것으로 나타났다. 콘크리트 용기의 후속개발은 2016년에 수행예정이다.

원자력시설의 해체 시 발생하는 폐기물은 금속 조각, 콘크리트, 토양 등 종류도 다양할 뿐만 아니라 발생량 또한 방대하다. EC(European commission)의 자료에 의하면 앞으로 60년 동안 유럽 국가들에 있는 원자력시설의 해체 시 발생되는 금속폐기물의 양이 스테인레스강은 약 30만 톤, 연강이나 탄소강은 약 100만 톤, 알루미늄과 구리는 약 2~3만 톤 정도가 될 것이며, 전 세계적으로는 향후 50년 동안 약 1,200만 톤의 스테인레스강은 약 95만 톤, 탄소강은 870만 톤, 구리 220만 톤이 발생할 것으로 예측하고 있다. 국내적으로도 최초의 원자로인 연구로 2호기 및 우라늄 변환시설의 퇴역으로 제염･해체 사업이 완료되었으며, 현재 연구로 1호기가 해체 중에 있다. 연구로 2호기 및 원자력연구원 내 우라늄변환시설의 해체로 인해 구조재, 배관재 등을 포함하여 수십 톤이상의 금속폐기물이 발생하여 임시 저장 중에 있다. 원전시설에서 규모가 큰 구성품(열교환기, 습분 분리기, 증기발생기) 교체나 해체 시 발생하는 다량의 금속폐기물을 그대로 수용하기에는 부족한 폐기물 처분장 문제뿐만 아니라, 지속적으로 처분 단가의 증가가 예상되므로 방사성 금속 폐기물의 효과적인 감용 및 재활용 기술이 요구된다. 방사성 금속폐기물 감용 및 자체처분기술은 근본적으로 금속 방사성폐기물을 저감하는 기술로 다양한 단위기술의 조합이다. 금속용융제염 기술은 유럽을 추축으로 미국과 일본에서 활발히 연구되었으며 원자력 선진국에서는 대부분 상용규모의 처리시설을 갖추어 원자력시설에서 발생하는 금속폐기물을 처리하고 있다. 국내에서도 2004년부터 금속용융제염 요소기발을 시작으로 파이롯 규모의 금속용융제염 기술개발 및 Scale-up 데이타 회득을 통해 현재는 금속성 해체폐기물 감용 및 실용화 시설 구축 사업을 통해 350 kg/1회 규모의 고주파유도용융로를 원자력연구원내 구축하여 해체폐기물을 용융제염하고 있다. 시설은 금속폐기물 인수 및 절단실, 용융실, 주괴 인출 및 오염검사실, 주괴 임시저장 및 반출실로 구성되어 있다. 용융되는 금속폐기물은 전량 자체처분 대상 폐기물이며 2차폐기물로는 슬래그와 더스트를 포함하여 투입되는 금속폐기물 대비 약 3%이하로 발생되었다. 금속폐기물의 회수율은 약 99% 이다.

원자력이용시설에서 발생한 작은 크기의 금속 조각들을 효과적으로 제염하는 스마트 장치를 개발하였다. 이 장치는 자성연 마재를 포함한 영역의 자속밀도를 연속적으로 변화시키는 방법과 초음파를 이용하는 다중 제염장치이다. 한편, 제염 효율을 높이기 위해 제염 장치가 제염 대상 전체에 작용하도록 장치들의 구성을 수정하였다. 개발된 장치들의 최적 작동조건을 도 출하여 샘플로 선정한 소형의 금속방사성페기물에 대하여 자기장과 초음파제염을 각각 15분간 실시하였다. 그 결과 제염계 수의 범위는18~56으로 크게 향상되었으며 제염 후 모든 샘플은 백그라운드(BKG)값 이하로 확인되었다.