원자력발전의 최대 걸림돌은 사용 후 핵연료인 고준위폐기물이다. 높은 방사능과 발생하는 열은 사용 후 핵연료의 안전한 처분을 어렵게 하고 있다. 현재 유일한 처리방법은 심지층 처분기술이다. 본 논문은 이와 같은 심지층 처분기술의 핵심기술 중의 하나인 처분용기의 구조안전성 설계문제를 다루고 있다. 특히 처분장에서 처분용기 처분 시 사고로 운송차량에서 추락 낙하 하여 지면과 충돌하는 경우 처분용기에 가해지는 충격력에 의하여 처분용기에 발생하는 응력 및 변형에 대한 비선형구 조해석을 수행하였다. 해석의 주된 내용은 심지층 처분장에서 운반차량으로 처분용기 운반 중 사고로 추락낙하 하여 지면과의 충돌 시에 처분용기에 가해지는 충격력을 기구동역학해석 상용 컴퓨터코드인 RecurDyn으로 구하고 이 충격력에 의하여 처 분용기에 발생하는 응력 및 변형을 유한요소 정적 구조해석 상용 컴퓨터코드인 NISA를 이용하여 구한 것이다. 해석결과는 충돌 충격 시간 중 발생하여 처분용기에 가해지는 충격력에 의하여 처분용기, 특히 처분용기의 위 덮개 혹은 아래 덮개에 큰 응력과 대변형이 발생함을 보여주고 있다.

목적: 국내 콘택트렌즈 착용자들의 렌즈 사용 후 폐기처분 방법, 잘못된 폐기방법으로 발생될 수 있는 미세플라스틱에 의한 환경오염에 대한 인식을 알아보고자 하였다. 방법: 성인 261명(남자 124명, 여자 137명, 평균 나이 21.48±3.14세)을 대상으로 콘택트렌즈 주 구매처, 착용 콘택트렌즈 종류, 콘택트렌즈 착용 기간, 콘택트렌즈 폐기방법에 대한 정보나 교육을 받은 적이 있는지 여부, 콘택트렌즈 사용 후 폐기처분 방법, 환경오염 발생에 대한 인식에 대한 온라인 설문조사를 실시하였다. 결과: 콘택트렌즈 주 구매처는 안경원(50.0%), 렌즈샵(48.3%) 순으로 나타났으며, 콘택트렌즈 종류로는 매일착용 렌즈 (52.5%), 일회용 렌즈(38.5%)를 가장 많이 착용하고 있었다. 콘택트렌즈를 착용해 온 기간은 5년 이상(29.3%), 1년 미만(26.0%), 1년 이상~3년 미만(26.0%) 순으로 나타났으며, 1주일 중 콘택트렌즈를 착용하는 기간은 1~2일 착용(32.0%)이 제일 많았고, 1주일 내내(28.0%), 5-6일 착용(22.4%), 3-4일(17.6%) 순으로 응답하였다. 콘택트렌즈 구매처에서 폐기처분에 대한 교육이나 정보를 접했는지 여부는 “아니다(78.3%)”, “그렇다(21.7%)”로 나타났으며, 평소 학교나 공공기관, 인터넷 등 대중매체에서 콘택트렌즈 폐기처분에 대한 교육이나 정보를 접했는지 여부를 묻는 설문에는 교육받은 적 “없다(87.5%)”, “있다(12.5%)”로 나타났다. 폐기처분 방법으로는 매립용 쓰레기(45.6%), 재활용 쓰레기(29.6%), 싱크대나 화장실을 통한 배수구(16.8%) 순으로 응답하였다. 남성이 여성보다 폐기처분에 대한 교육이나 정보를 더 많이 접했지만(t=3.63189, p<0.00001), 여성이 환경오염에 대한 인식이 더 높은 것으로 나타났다(t=2.44269, p=0.01605). 결론: 하수처리 시설에서 분해되지 않고 미세플라스틱으로 변하는 콘택트렌즈로 인한 환경오염 문제를 줄이기 위해 콘택트렌즈 사용 후 올바른 폐기방법에 대한 정보를 제공하고 이에 대한 교육이 시급한 것으로 생각된다.

고준위폐기물 처분용기를 처분장에서 처분 시 사고로 운송차량에서 추락낙하 하여 지면과 충돌하는 경우 처분용기에 가 해지는 충격력에 의해 처분용기에 응력이 발생한다. 본 논문에서는 고준위폐기물 처분용기의 구조안전성 설계과정의 일환으 로 이와 같은 충격력에 의하여 여러 가지 처분용기 모델에 발생하는 응력에 대한 비교연구를 수행하였다. 연구의 주된 내용 은 이와 같은 비교연구를 통하여 구조적으로 건전한 처분용기의 설계에 관한 것이다. 처분장에서 운반차량으로 처분용기 운 반 중 사고로 추락낙하 하여 지면과의 충돌 시에 처분용기에 가해지는 충격력은 기구동역학해석 상용 컴퓨터코드인 RecurDyn으로 구하였다. 이렇게 구한 충격력에 의하여 여러 가지 처분용기 모델에 발생하는 응력 및 변형은 유한요소해석 상용 컴퓨터코드인 NISA를 이용하여 구하였다. 이 응력과 변형 값들의 비교 검토를 통하여 구조적으로 건전한 처분용기에 대한 연구를 수행하였다. 연구결과 처분용기 내부 고준위폐기물 다발을 감싸는 외곽 벽의 두께가 두꺼워 질수록 또는 처분 용기의 직경이 커질수록 처분용기에 발생하는 응력이 커지는 것을 알 수 있었다. 그러나 처분용기에 가해지는 충격력도 처 분용기의 직경이 커짐에 따라 증가하였다. 그럼에도 불구하고, 단위 충격력 당 발생하는 변형의 크기는 직경이 증가함에 따 라 감소하였다. 따라서 결론적으로 직경이 증가할수록 처분용기는 구조적으로 건전함을 알 수 있었다.

본 논문은 강체간의 충돌에 의한 충격력에 대한 수학적 정해 및 고준위폐기물 처분용기의 지면 추락낙하사고 시의 충돌충격에의 응용 논문으로 강체간 충돌에 의해 발생하는 충격력 특히 고준위폐기물 처분용기의 지면 추락낙하 충격사고 시 처분용기에 가해지는 충격력을 구하는 기구동역학 수치해석 연구를 수행하였다. 이를 통하여 고준위폐기물 처분용기의 구조안전성 설계과정에서 요구되는 처분용기 처분 시 사고로 추락낙하 하여 지면과 충돌하는 경우 처분용기에 가해지는 충격력을 수치적으로 구하였다. 수치해석 연구의 주된 내용은 기구동역학해석 상용 컴퓨터코드를 이용하여 처분장에서 운반차량으로 처분용기 운반중 사고로 추락낙하 하여 지면과의 충돌 시에 처분용기에 가해지는 충격력을 구하는 기술적인 방법에 관한 것이며 이를 토대로 지면과 충돌하는 처분용기에 발생하는 충격력을 구하는 문제를 수치적으로 다루었다. 이렇게 수치적으로 구한 충격력을 이론적으로 구한 값들과 비교하였다. 비교결과 이론값들과 잘 일치함을 알 수 있었다.

본 논문은 두 편으로 구성된 사고로 지면에 추락낙하 충돌하는 고준위폐기물 처분용기에 대한 기구동역학 해석 논문 중 두 번째 논문으로 기구동역학 해석에 대한 수치해석연구를 수행하였다. 이를 통하여 고준위폐기물 처분용기의 구조 안전성 설계에 요구되는 처분용기 처분 시 사고로 추락낙하 하여 지면과 충돌하는 경우 처분용기에 가해지는 충격력을 수치적으로 구하였다. 수치해석 연구의 주된 내용은 상용 기구동역학 해석코드를 이용하여 처분장에서 운송차량으로 처분용기 취급 시 사고로 추락낙하 하여 지면과의 충돌 시 처분용기에 발생하는 충격력을 구하는 기술적인 방법에 관한 것이며 이를 토대로 지면과 충돌 시 처분용기에 발생하는 충격력을 구하는 문제를 수치적으로 다루었다. 이렇게 수치적으로 구한 처분장에서 처분용기 운송 시 운반차량에서 사고로 추락낙하 하여 지면과 충돌하는 처분용기에 발생하는 충격력을 분석한 결과 처분용기의 무게가 증가 할수록 충격력도 증가하며 처분용기는 추락낙하 하여 세 가지 유형으로 지면과 충돌함을 알 수 있었다.

본 논문은 두 편으로 구성된 사고로 지면에 추락낙하 충돌하는 고준위폐기물 처분용기에 대한 기구동역학 해석 논문 중 첫 번째 논문으로 기구동역학 해석에 대한 일반 이론연구를 수행하였다. 이를 통하여 고준위폐기물 처분용기의 구조 안전성 설계에 요구되는 처분용기 처분 시 사고로 추락낙하 하여 지면과 충돌하는 경우 처분용기에 가해지는 충격력을 이론적으로 구하고자 하였다. 이론 연구의 주된 내용은 다물체 동역학의 운동방정식에 관한 것이며 이를 토대로 다물체간 충돌 시 발생하는 충격력을 구하는 문제를 이론적으로 다루었다. 이렇게 이론적으로 구한 충격력을 처분장에서 처분용기 운송 시 운반차량에서 사고로 추락낙하 하여 지면과 충돌하는 처분용기에 발생하는 충격력을 구하는 문제에의 적용을 검토하였다.

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.

가압경수로(PWR)에서 배출되는 고준위폐기물을 지하 500m의 화강암 암반의 처분장에 장기간(약 10,000년 동안) 처분하기 위하여 여러 구조적 안전성 평가 수행을 통하여 처분용기모델이 개발되었다. 기존에 설계된 가압경수로용 처분용기 모델은 구조적 안전성은 문제가 없으나 너무 무거운 단점이 지적되었다. 따라서 구조적 안전성을 유지하면서 좀 더 경량화 된 처분용기모델을 개발하는 것이 요구된다. 기존의 처분용기모델이 무거워진 한가지 이유는 처분용기 개발 시 적용된 외력조건 및 안전계수 등에 대한 조건들을 너무 엄격하게 적용했기 때문이라고 사료되기 때문에 이런 조건들을 완화하여 처분용기의 재원들을 조정하여 구조해석을 다시 수행하는 것이 요구된다. 따라서 본 논문에서는 설계 완성된 기존의 처분용기에 대하여 외력 조건 및 용기의 재원(두께 등) 들을 변화시키면서 구조해석을 재 수행하여 구조적 안전성 평가를 보완하였다. 이를 바탕으로 외력 조건에 따른 처분용기의 재원 등을 재 산출한다. 보완 해석 결과 기존의 122cm의 처분용기의 직경을 102cm까지 줄여 경량화 시킬 수 있음이 확인되었다.

고준위폐기물을 지하 500m의 화강암 암반의 처분장에 장기간(약 10,000년 동안) 처분 시 폐기물에서 발생하는 열에 의하여 처분용기 및 처분용기를 감싸고 있는 주위 구조물(벤토나이트 버퍼, 암반 등)의 처분시간 경과에 따른 온포분포 변화를 알아내는 것은 처분장 설계를 위하여 매우 중요하다. 본 논문에서는 수치해석기법을 이용하여 고준위폐기물에서 발생하는 열에 의한 처분용기 및 벤토나이트 버퍼, 처분동굴을 포함하는 복합구조물의 온도분포 변화를 구하였다. 특히 처분 후 500년의 처분시간 경과에 따른 복합구조물의 온도분포 해석을 수행하여 온도분포 변화를 구하였다. 시간에 따른 온도분포 변화에 대한 해석결과를 분석한 결과 처분장 각 구성부분별로 차이는 있으나 처분초기부터 구성부분별로 각각 다르게 온도가 증가하는데 가장 늦은 부분은 150년까지 완만하게 온도가 증가하다가 그 이후에는 온도가 서서히 감소하는 것으로 나타났다.

본 논문에서는 가압경수로(PWR) 고준위폐기물을 깊은 지하 500m에 처분 시 사용되는 처분용기 및 이를 보호하기 위하여 50㎝ 두께로 처분용기 주위를 감싸고 있는 벤토나이트 버퍼의 복합구조물에 지진 등의 지각 변동에 의하여 갑작스럽게 10㎝의 수평한 암반 전단력이 대칭적으로 가해졌을 때, 처분용기의 안전성(붕괴)을 예측하기 위하여 처분용기+벤토나이트 버퍼복합 구조물에 대한 비선형 구조해석을 수행하였다. 복합구조물을 구성하고 있는 물질들은 탄소성체로 가정하였으며, 대변형 발생 시 항복을 예측하는 항복조건식으로는 처분용기를 구성하고 있는 금속물질(구리, 주철)에 대하여 von-Mises 항복조건식을, 벤토나이트 버퍼물질에 대하여는 Drocker-Prager 항복조건식을 적용하였다. 해석 결과들을 분석하면 비록 10㎝의 수평한 대칭 암반 전단력에 대하여 벤토나이트 버퍼에는 항복점을 훨씬 상회하는 대변형이 발생하였지만, 내부의 처분용기를 구성하고있는 주철 및 구리에는 여전히 매우 작은 탄성변형 및 항복응력보다 작은 응력이 발생하고 있음을 알 수 있었다. 따라서 갑작스런 10㎝의 수평한 암반 전단력에 대하여 50㎝ 두께의 벤토나이트 버퍼는 안전하게 내부의 처분용기를 보호하고 있음을 알 수가 있다. 해석결과는 또한 벤토나이트 버퍼의 전단변형에 의하여 처분용기에 휨변형이 발생함을 보여주고 있다.

본 논문에서는 가압경수로(PWR) 고준위폐기물을 깊은 지하 500 m에 처분 시 사용되는 처분용기의 기본 구조설계에 필요한 처분용기 구조물에 대한 열응력 해석을 수행하였다. 일반적으로 고준위폐기물 처분용기는 지하 수백 미터에 위치하는 화강암 등의 암반 내에 설치하게 되는데, 이 때 처분용기는 내부 바스켓에 채워진 사용 후 핵연료다발의 높은 온도에 따른 열발생에 의하여 내부 주철삽입물 및 외곽쉘에 발생하는 열응력에 견디어야 한다. 따라서 본 논문에서는 처분용기 내부의 핵연료 다발의 열발생을 고려한 열응력 해석을 수행하였다 해석 방법은 유한요소법을 사용하였다. 직접 유한요소해석코드를 작성하는 대신에 구조물의 복잡성 및 유한요소개수의 많음을 고려하여, 상용 유한요소해석 코드인 NISA프로그램을 이용하여 열응력 해석을 수행하였다 해석 결과 처분용기에 가해지는 심지층 지하수압 및 벤토 나이트 버퍼의 팽윤압에 추가하여, 고온의 내부 핵연료다발에 의한 열하중이 작용하더라도 처분용기의 내부 주철삽입물에 발생하는 응력은 주철의 항복응력 보다 여전히 작아 처분용기는 구조적으로 안전함이 확인되었다

본 논문에서는 고준위 핵폐기물의 지하 처분 시 사용되는 핵폐기물 처분장치의 기본 구조설계에 필요한 처분장치내의 핵 폐기물다발들을 지지하는 내부 삽입물의 구조형상과 재원 또 처분장치의 화학적 부식을 방지하기 위해 외곽에 설치하는 외곽쉘과 위아래 덮개의 두께를 결정하기 위하여 처분장치 구조물에 대한 선형정적 구조해석을 수행하였다. 해석 대상 처분장치는 가압경수로와 중수로의 핵폐기물 처분장치를 사용하였다. 일반적으로 핵폐기물 처분장치는 지하수백 미터에 위치하는 화강암 등의 암반 내에 설치하게 되는데 이 때 지하수의 침수에 의한 지하수압 및 처분장치 외곽에 완충장치로 설치하는 벤토나이트 버퍼의 팽윤압을 견디어 내야 한다. 따라서 이와 같은 압력의 변화에 따른 처분장치 구조물에 발생하는 응력 및 변형 등을 알기 위해서는 처분장치 구조물에 대한 구조해석을 수행해야 된다. 이를 위하여 본 논문에서는 처분장치에 대하여 선형정적 구조해석을 수행하였다.

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.

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.

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.

국내 고준위 방사성폐기물 심층처분시스템에 대한 프로세스 기반의 종합성능평가체계(APro) 개발을 위하여 사용자 편의성이 향상된 모델링 인터페이스를 구축하였다. APro의 모델링 인터페이스는 프로그래밍 언어인 MATLAB을 이용하여 구축되었고, 다중물리현상 모사가 가능한 COMSOL과 지화학반응 계산이 가능한 PHREEQC를 계산 엔진으로 활용하여 연산 자분리 방식을 적용하였다. APro는 모델링 영역을 기존의 정형화된 처분시스템으로 제한함으로써 모델의 자유도는 낮지만, 사용자 편의성을 향상시켰다. 처분시스템에서 고려되는 주요 현상들을 모듈화하였고, 이를“Default process”와 다수의“Alternative process”로 구분하여 사용자가 선택할 수 있도록 함으로써 모델의 유연성을 높였다. APro는 크게 입력자료 부분과 계산실행 부분으로 구성된다. 기본 입력자료는 하나의 EXCEL 파일에 일정한 포맷으로 정리되고, 계산실행 부분은 MATLAB을 이용하여 코딩되었다. 최종적인 전체 계산 결과는 독립적인 COMSOL 파일 형태로 생성되도록 하여 COMSOL을 이용한 계산 결과의 후처리가 가능하도록 하였다.

Since the Framework Act on Resource Circulation was enacted in 2018, the government should establish a National Resource Circulation Master Plan every 10 years, which defines mid- to long-term policy goals and directions on the efficient use of resources, prevention of waste generation and recycling of waste. In addition, we must set mid- to longterm and stepwise targets for the final disposal rate, recycling rate (based on sorted recyclable materials and recycled products), and energy recovery rate of wastes, and relevant measures should be taken to achieve these targets. However, the current industrial waste (IW) statistics have limitations in setting these targets because the final disposal rate and recycling rate are calculated as the ratio of the recycling facility input to the IW generation. In this study, the material flow from the collection stage to the final disposal of industrial waste was analyzed based on the generation of 2016, and the actual recycling amount, actual incineration amount, final disposal amount and their rates were calculated. The effect on the recycling, incineration and final disposal rates was examined by changing the treatment method of nonhazardous wastes from the factory and construction and demolition wastes, which were put in landfills in 2016. In addition, the variation of the waste treatment charge was investigated according to the change of treatment methods. The results of this study are expected to be effectively used to establish the National Resource Circulation Master Plan and industrial waste management policy in the future in South Korea.

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.