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.

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.

중·저준위 방사성폐기물 처분시설의 운영 중 사고로 인한 방사선적 영향을 평가하기 위해서는 운영 중 발생 가능한 사고 에 대한 타당성이 입증되어야 한다. 본 논문에서는 처분시설의 운영 중 사고분석 체계를 처분시설의 구성요소에 대한 안전 기능분석, 잠재위험요소분석, 위험도분석, 그리고 향후 조치대안으로 사고평가체계를 개선하였다. 이를 위하여 위험도분석 에 필요한 설계대안과 관리대안을 추가하여 설계-운영-평가가 연계되도록 하였다. 또한 운영 중 사고의 발생확률과 평가결 과의 심각성에 따라 운영중 사고에 대한 분류기준을 제안하여 처분시설 운영 중 대표 사고시나리오에 대한 정당성을 확보 하였다. 본 논문의 개선된 평가체계를 우리나라의 2단계 중·저준위 방사성폐기물 표층처분시설에 대한 처분시설 운영 중 사고분석의 사례에 대해 적용하였다.

경주 방사성폐기물 처분시설은 향후 80만 포장물을 처분할 계획이며 다양한 처분방식 및 관리형태를 가진 복합계가 될 것 이다. 본 논문에서는 전체부지 처분용량(80만 포장물) 처분시설의 단계별 개발에 따른 영향을 평가하기 위하여 처분시설 종 합개발계획(안)에 따른 예비안전성평가를 수행하였다. 각 시나리오에 대한 안전성평가결과 처분시설의 성능목표치를 만족 하였다. 다만, 전체처분시설의 안전성 평가결과에 중준위 방사성폐기물로 인하여 1단계 동굴 처분시설이 가장 크게 영향을 미치므로 처분시설의 안전성 향상을 위하여 처분방사능량제한 설정 등 관리방안이 필요하다. Safety Case 단계별 구축을 통 하여 중·저준위 방사성폐기물 처분시설 종합개발 과정에서 인지된 불확실성을 저감하여 안전성을 증진 시킬 수 있을 것으 로 판단된다.

고준위방사성폐기물 심층처분에서 처분안전성의 신뢰도를 향상시킬 수 있는 방안으로 그리고 처분 프로그램 개발 및 인허가를 위해 많은 나라들에서 자국에 적합한 safety case를 개발하고 있다. 본 연구에서는 방사성폐기물 처분을 위한 safety case 의 의의, 필요성, 개발과정들을 정리하고 소개하였다. 그리고 처분안전성을 safety case의 다양한 측면에서 논의하였다. 아울러 스위스, 일본, 미국, 스웨덴, 핀란드 등 해외의 safety case 개발 현황과 현재 KAERI에서 개발 중인 safety case의 개발 전략을 간략히 소개하였다. 고준위방사성폐기물 처분안전성의 신뢰도 향상을 위해 safety case 기반 하에서 어떤 노력들이 필요한지를 분석하였다. 그리고 국내 상황을 반영하여 신뢰할 수 있는 정보자료의 구축, 안전성 관련 과정들의 이해, 안전성 평가의 불확실성 저감, 이해당사자와의 의사소통, 공정성과 투명성 확보 등의 실행 방안을 제안하고 논의하였다. 본 논문에 제시된 내용들은 심층처분 safety case를 이해하고, 국내에서 개발하고 있는 고준위방사성폐기물 처분 safety case 개발을 통한 처분안전성 신뢰도 향상에 기여할 수 있을 것으로 기대한다.

방사성폐기물 심지층 처분시스템의 안전성평가에서는 일반적으로 정상 시나리오 이외에 심지층 처분시스템이 외부 요인에 의해서 영향을 받는 비정상 시나리오를 추가적으로 고려하게 된다. 본 연구에서는 방사성폐기물 심지층 처분시스템의 비정 상 시나리오를 포함하는 복합피폭 시나리오에 대한 안전성평가를 위하여 비정상 시나리오를 구성하는 비정상 사건으로 지 진의 국내 발생 특성을 조사하였다. 이를 위하여, 국내(한반도)의 지진 자료에 대한 통계·확률적인 접근법으로 발생 특성을 조사하고, 이를 통해 미래의 지진 발생 특성을 예측하는 방법론과 함께 계산 예를 소개하였다. 그 결과, 국내 연간 지진 발생 빈도는 자료의 종류에 따라 그리고 최소 유효 지진규모에 따라 0.4 /yr에서 36.2 /yr까지 넓게 분포되었다. 최종적으로, 처분 시스템 안전성평가의 보수성 측면에서 위의 범위 내 최대값인 36.2 /yr가 국내 연간 지진 발생 빈도로써 제안되었고, 처분시 스템의 면적비를 고려하여 처분시스템 영향 반경 내 연간 지진 발생 빈도는 5.4×10-4 /yr로 계산되었다. 그리고, 이때의 최소 유효 지진 규모는 2.3이었다. 본 연구는 앞으로 비정상 사건들이 처분시스템에 미치는 영향에 대한 추가 연구와 함께 향후 복합피폭 시나리오를 고려한 심지층 처분시스템의 안전성평가 신뢰도 향상에 크게 기여할 것으로 판단된다.

In the safety assessment of the geological disposal system of the radioactive wastes, the abnormal scenarios, in which the system is impacted by the abnormal events, need to be considered in addition to the reference scenario. In this study, characterization and prediction of well intrusion as one of the abnormal events which will impact the disposal system were conducted probabilistically and statistically for the safety assessment. The domestic well development data were analyzed, and the prediction methodologies of the well intrusion were suggested with a computation example. From the results, the annual well development rate per unit area in Korea was about 0.8 well/yr/km2 in the conservative point of view. Considering the area of the overall disposal system which is about 1.5 km2, the annual well development rate within the disposal system could be 1.2 well/yr. That is, it could be expected that more than one well would be installed within the disposal system every year after the institutional management period. From the statistical analysis, the probabilistic distribution of the well depth followed the log-normal distribution with 3.0363 m of mean value and 1.1467 m of standard deviation. This study will be followed by the study about the impacts of the well intrusion on the geological disposal system, and the both studies will contribute to the increased reliability of safety assessment.

처분시설의 개발과정에서 안전성평가 문서관리는 체계적인 품질활동이 수반되어야 하며, 본 논문에서는 중·저준위 방사 성폐기물 처분시설의 건설단계에 보완된 부지특성, 지하수특성, 최종설계내용 및 모니터링 입력데이터를 포함하여 Safety Case를 위한 안전성평가 입력데이터 품질보증체계를 설명하였다. 현장/실험결과데이터, 실제 설계데이터 및 적치계획, 콘 크리트 물성데이터, 지하수, 기상, 지진에 대한 현장 모니터링데이터, 생태계데이터 및 핵종재고량데이터를 입력데이터 결 정원칙에 따라 선별하고 안전성평가에 적용할 수 있는 데이터 관리체계를 확보하였다. 이는 향후 처분시설 안전성평가의 데 이터 불확실성 저감 및 안전성 증진에 기여할 것으로 판단된다.