국내 중·저준위 방사성폐기물은 영구적 격리를 위해 처분장에 매립하고 있으며 그 위치는 경주에 있다. 이러한 방 사성폐기물의 영구적인 격리를 위한 처분시설은 공학적 방벽과 자연 방벽으로 구성되어 있으며 자연 방벽을 특성을 파악 하기 위하여 한국원자력환경공단에서는 2006년부터 부지특성조사를 수행하였고, 이후 부지감시 및 조사계획에 따른 감시 를 수행하여 부지특성의 변화를 지속적으로 확인하고 있다. 중저준위 방폐장의 수리지화학적 환경은 자연 방벽의 평가를 위해 중요한 요소로 손꼽히고 있으나 동해와 가까운 경주의 지역적 특성상 해수의 영향을 반드시 고려해야 한다. 따라서 본 연구에서는 처분 부지의 지하수 관정 7개 및 관정의 심도별 수질 자료를 취합해 지하수 자료 총 30개를 해수 2개소와 비교 분석하여 수리지화학적 환경을 해석하였다. 분석 자료는 수질 10개 항목(온도, EC, HCO3, Na, K, Ca, Mg, Cl, SO4, SiO2)을 2017년 3분기부터 2022년 3분기까지 총 5년간 20회의 자료를 활용하였다. 특히, EC, HCO3, Na, Cl의 농도 변화 를 통해 연구 지역의 배경 농도 및 관정의 구간별 해수의 영향을 파악하였으며, 시계열 군집 분석을 통해 담수, 기수, 해 수의 분류를 시도하였다. 그 결과, 기존의 모니터링 방법으로는 확인하지 못한 부지내 수리지화학적 변화를 제시하였다.

This study introduces the licensing process carried out by the regulatory body for construction and operation of the 2nd phase low level radioactive waste disposal facility in Gyeongju. Also, this study presents the experience and lessons learned from this regulatory review for preparing the license review for the next 3rd phase landfill disposal facility. Korea Radioactive Waste Agency (KORAD) submitted a license application to Nuclear Safety and Security commission (NSSC) on December 24, 2015 to obtain permit for construction and operation of the national engineered shallow land disposal facility at Wolsong, Gyeongju. NSSC and Korea Institute of Nuclear Safety (KINS) started the regulatory review process with an initial docket review of the KORAD application including Safety Analysis Report, Radiological Environmental Report and Safety Administration Rules. After reflecting the results of the docket review, the safety review of revised 10 application documents began on November 29, 2016. Total 856 queries and requests for additional information were elicited by thorough technical review until November 16, 2021. As the Gyeongju and Pohang earthquakes occurred in September 2016 and November 2017, respectively, the seismic design of the disposal facility for vault and underground gallery was enhanced from 0.2 g to 0.3 g and the site safety evaluation including groundwater characteristics was re-investigated due to earthquake-induced fault. Also, post-closure safety assessments related to normal/abnormal/human intrusion scenarios were re-performed for reflecting the results of site and design characteristics. Finally, NSSC decided to grant a license of the 2nd phase low level radioactive waste disposal facility under the Nuclear Safety Laws in July 2022. This study introduces important issues and major improvements in terms of safety during the review process and presents the lessons learned from the experience of regulatory review process.

경주 방폐물 처분시설의 1단계 시설로 건설된 지하 사일로 구조는 2014년에 10만 드럼 규모로 완공되어 현재 운영중에 있다. 지하 사일로 구조는 지름 25m, 높이 50m로써 방폐물을 저장하는 실린더부분과 돔 부분으로 구성되어 있으며, 돔부분은 운영터널과 연결 되는 하부 돔 부분과 상부 돔 부분으로 구분할 수 있다. 지하 사일로 구조의 벽체는 철근콘크리트 라이너이고, 두께는 약 1m이다. 본 논문에서는 지하 사일로 구조의 건설과정 및 운영과정의 단계별 유한요소해석을 수행하였다. SMAP-3D 프로그램을 사용하여 2차원 축대칭 유한요소해석을 수행하였다. 2차원 축대칭 유한요소모델의 신뢰성을 검토하고자 3차원 유한요소해석도 수행하였다. 본 논문 에서는 지하 사일로 구조의 구조거동을 분석하고 구조적 안전성을 검토결과를 제시하였다.

As an example of research activities in decontamination for decommissioning, new data are presented on the options for corrosion layer dissolution during the decommissioning decontamination, or persulfate regeneration for decontamination solutions re-use. For the management of spent decontamination solutions, new method based on solvent extraction of radionuclides into ionic liquid followed by electrodeposition of the radionuclides has been developed. Fields of applications of composite inorganic-organic absorbers or solid extractants with polyacrylonitrile (PAN) binding matrix for the treatment of liquid radioactive waste are reviewed; a method for americium separation from the boric acid containing NPP evaporator concentrates based on the TODGA-PAN material is discussed in more detail. Performance of a model of radionuclide transport, developed and implemented within the GoldSim programming environment, for the safety studies of the LLW/ILW repository is demonstrated on the specific case of the Richard repository (Czech Republic). Continuation and even broadening of these activities are expected in connection with the approaching end of the lifespan of the first blocks of the Czech NPPs.

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.

국내 3단계 매립형 처분시설은 2018년도 한국원자력환경공단의 중^저준위 방폐물관리시행계획에 의하면 주로 원전 해체 현장에서 발생하는 극저준위방폐물을 수용하기 위해 2019년 4월부터 2026년 2월까지 총 104,000드럼(2개 트렌치)을 수용 하기 위해 건설이 계획 중이다(총 2,246억원 투입). 이후 총 5개 트렌치에 260,000드럼이 총 34,076 m2의 면적에 단계적으로 수용되며 따라서 현재 한국원자력환경공단은 관련 인수기준을 마련 중에 있다. 극저준위방폐물 처분시설 인수기준의 경우 프랑스, 스페인 등이 전용 처분시설을 운영하면서 자국의 인수기준을 합리적으로 잘 준용하고 있으나 본 논문에서는 해체방 폐물의 처분에 가장 경험이 많은 미국의 처분시설을 고려하여 국내 매립형 처분시설에 우선적으로 반영되어야 할 사항이 있는지 분석하였고 이를 통하여 경주내 3단계 매립형 처분시설의 인수기준 마련에 도움이 되고자 하였다.

중·저준위방사성폐기물 표층처분시설 인간침입시나리오의 ‘평가/해석에 대한 불확실성’의 관리를 위해 GENII를 이용 한 평가결과를 오염토양에 대한 방사선영향평가를 위해 개발된 RESRAD를 이용하여 검증하였다. 중저준위방사성폐기물 표 층처분시설의 인간침입시나리오로 시추후거주시나리오를 선정하여 각 코드의 현상 모사에서 발생하는 한계점을 파악하고 동일한 입력데이터 조건에서 두 코드의 평가결과를 비교분석함으로써 모델링의 불확실성을 분석하였다. 평가결과 각 코드 에서 일부 핵종의 거동모사에 대한 차이는 있었으나 폐쇄후관리기간 이후 선량평가 결과 모든 피폭경로에 대한 경향이 유사 함을 확인하였다. 또한 RESRAD에서 확인한 선량평가 결과를 바탕으로 입력인자에 대한 민감도 분석을 수행하고 주요입력 인자를 도출하였다. 이를 통해 모델링 결과 및 입력인자에 대한 불확실성을 분석하고 안전성평가 결과에 대한 신뢰성을 확 인하였다. 본 연구의 결과는 중저준위방사성폐기물 처분시설의 Safety Case 구축에 활용될 수 있다.

2014년 12월 사용 승인된 경주 중저준위 방사성폐기물 동굴처분시설은 중저준위 방사성폐기물의 처분을 위해 운영중이나 중준위 방사성폐기물을 처분할 수 없다. 왜나하면 기존 중준위 방사성폐기물이 원자력안전위원회 고시 2014-003호에 따라 방사성폐기물 준위가 세분화되었으며, 기존의 중저준위 방사성폐기물 핵종별 처분농도제한치 값이 변경되었으나 이를 고려 하지 못하였기 때문이다. 중준위 방사성폐기물의 안전한 처분을 위해 IAEA에서 제시한 방법론과는 달리 방사능량 산출 시 적용된 가용데이터를 기반으로 기존의 설정된 극저준위 및 저준위 방사성폐기물의 처분농도제한치를 고려하여 1단계 동굴 처분시설의 중준위 방사성폐기물에 대한 처분농도제한치를 설정하였다. 단, 14C의 경우 처분농도제한치 외에 추가적인 방사 능량 제한이 필요함을 확인하고 우물이용시나리오를 통해 1단계 동굴처분시설의 총방사능량을 제한하였다. 설정된 중준위 방사성폐기물 처분농도제한치와 14C의 총방사능량이 적용된 방사능량에 대해 운영 중 및 폐쇄 후 시나리오의 평가결과가 모 두 성능목표치를 만족함을 확인하여, 도출된 중준위 방사성폐기물 처분농도제한치가 1단계 동굴처분시설의 중준위 방사성 폐기물 처분농도제한치로 사용할 수 있음을 확인하였다. 처분 안전성 증진을 위해 방사성폐기물 발생기관의 데이터를 추가 확보하며, 14C의 누적방사능량을 관리해 나갈 계획이다.

중저준위 방사성폐기물의 처분안전성 확보와 중저준위 방폐물관리 시행계획에 따른 안정적인 처분시설 개발을 위해 중준위 방사성폐기물 처분농도제한치에 대하여 IAEA 방법론에 따라 고찰하였다. 고찰결과 IAEA 방법론에 따라 도출된 결과는 1단 계 동굴처분시설 중준위 방사성폐기물의 처분농도제한치로 사용하기 부적합하였다. 1단계 동굴처분시설은 다양한 준위 및 여러 종류의 방사성폐기물이 처분 대상이 되나, IAEA 방법론은 본래 천층처분시설의 처분농도제한치를 설정하는 방법으로 서, 단일종류의 방사성폐기물로만 구성된 처분시설의 처분농도제한치를 설정하기 적합하기 때문이었다. 따라서 처분대상 방사성폐기물의 준위별 수량을 고려한 방사능 도출, 이에 대한 시나리오별 평가결과 및 성능목표치를 고려한 1단계 동굴처 분시설 중준위 방사성폐기물 처분농도제한치 산출 방법의 개발 및 적용이 동굴처분시설의 안정적인 운영을 위해 필요하다.

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.

우리나라를 포함한 많은 국가들에서 향후 원전 해체로 저준위폐기물이 대량으로 발생할 전망이다. 본 논문에서는 미국의 저준위방사성폐기물 처분 관련 규제 기준을 분석하고, 특히 원자력발전소의 운영 및 해체를 포함하는 전주기에서 발생하 는 폐기물의 처분 옵션을 확장하는 방안으로 사용되고 있는 저준위방사성폐기물의 블랜딩에 대해 검토하였다. 2007년 미 국 NRC는 미국 저준위폐기물 관리 프로그램에 대한 전략분석 결과, 방사선위험도와 성능평가에 기반한 새로운 저준위폐기 물 관리 규제의 필요성을 제기하였는데, 특히 방사성핵종 농도가 다른 폐기물의 블랜딩을 처분에 대한 옵션을 다양화할 수 있는 안전한 방안으로 제시하였다. NRC는 블랜딩을 처분에 적합하도록 방사성핵종의 농도가 다른 저준위폐기물을 비교적 균일하게 혼합(mixing)하는 것으로 정의하였다. 2015년 2월 농도 평균과 포장에 대한 NRC BTP의 개정판으로 공표된 블랜 딩에 대한 구체적인 기술요건을 분석하였고 국내 해체폐기물에 대한 적용 방안도 예시하였다. 대량으로 발생할 해체폐기물 에 대해 블랜딩과 농도평균을 적용하면 처분 효율성을 향상시킬 수 있다. 바이오쉴드 콘크리트에 대한 농도평균 적용에 대 해 예시하였다.

경주에 저준위 및 극저준위 방사성폐기물을 영구적으로 처분하기 위한 2단계 처분시설이 표층처분시설로 건설된다. 처분시 설은 폐쇄 후 제도적 관리기간 동안에는 일반인의 부주의한 침입을 제한하지만, 제도적 관리기간 이후에는 일반인에 대한 접근이 제한되지 않는다. 이에 따라 거주 및 자원 탐사 등을 목적으로 한 인간침입 행위가 발생될 수 있으며, 이 경우 침입자 에 대한 방사선 영향은 일반인에 대한 선량한도로 제한되어야 한다. 따라서 본 논문에서는 부지 특성을 반영하여 시추 및 시 추 후 거주시나리오를 설정하고 종류 및 준위별 발생량을 고려하여 선정된 처분고내 폐기물에 대하여 평가하였다. 첫째, 시 추 및 시추 후 거주시나리오의 평가결과가 모두 규제 제한치를 만족하였다. 둘째, 평가결과 시추 후 거주시나리오가 시추시 나리오에 비해 중요한 시나리오임을 알 수 있었다. 셋째, 폐쇄 후 인간침입 시점과 침입자의 행위에 따라 침입자가 지배적으 로 영향 받는 핵종이 다름을 알 수 있었다. 넷째, 인간행위와 관련된 입력 자료의 민감도 분석결과 모두 규제 제한치를 만족 하였다. 특히 민감도 분석결과, 토양재분배인자에 피폭선량이 가장 민감하게 변동됨을 알 수 있었다. 다섯째, 인간침입평가 측면에서 폐기물의 바람직한 정치방안을 살펴본 결과, 폐필터 폐기물은 가능한 폐수지 및 농축폐액 폐기물보다 잡고체 폐기 물과 정치하며 폐필터 폐기물 비율을 낮추는 것이 개인최대 피폭선량을 줄이고 선량한도 대비 안전여유도를 높이기 위해서 바람직함을 알 수 있었다. 이러한 연구결과는 처분시설의 개발 시 인간침입을 고려한 표층처분시설의 강건성과 심층방어를 위한 Safety Case 구축을 위하여 활용하고자 한다.

국내의 중저준위 방사성폐기물 처분시설에 대한 핵종량은 대부분의 방사성핵종에 대한 규명이 요구되어 진다. 본 논문에 서는 국내 경주 처분시설 부지에서 방사성폐기물의 처분을 위한 처분시설의 활용도 및 효율성 그리고 신분류기준을 반영한 핵종재고량을 예측하였다. 장기 방사성폐기물의 예측하기 위해 2014년까지 다양한 발생원별 방사성폐기물의 발생량과 발 생전망을 분석하였다. 예측된 핵종재고량 결과는 처분시설에 대한 안정적인 개발 및 Safety case의 구축하는데 기여할 것으 로 판단된다.

The use of complimentary indicators, other than radiation dose and risk, to assess the safety of radioactive waste disposal has been discussed in a number of publications for providing the reasonable assurance of disposal safety and convincing the public audience. In this study, the radionuclide flux was selected as performance indicator to appraise the performance of engineered barriers and natural barrier in the Wolsong low- and intermediate-level waste disposal facility. Radionuclide flux showing the retention capability by each compartment of the disposal system is independent of assumptions in biosphere model and exposure pathways. The scenario considered as the normal scenario of disposal facility has been divided into intact or degraded silo concrete conditions. In the intact silo concrete, the radionuclide flux has been assessed with respect to the radionuclide retardation performance of each engineered barrier. In the degraded silo concrete, the radionuclide flux has been explored based on the performance degradation of engineered barriers and the relative significance of natural barrier quantitatively. The results can be used to optimally design the near-surface disposal facility being planned as the second project phase. In the future, additional complimentary indicators will be employed for strengthening the safety case for improving the public acceptance of low- and intermediate-level waste disposal facility.

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.

우리나라 중·저준위 방사성폐기물의 처분시설개발을 위해 Safety Case 종합프로그램을 구축하였다. Safety Case 종합프로 그램은 단계별 처분시설 종합개발을 위한 안전성판단과 계획수립을 목적으로 IAEA 등 국제기준을 참고하여 국내 환경에 적 합하도록 구축하였다. 처분시설 종합안전성 확보체계는 최적화전략, 강건성전략, 논증가능성전략 및 심층방어전략에 따라 안전목표와 안전원칙을 만족하도록 구성하였다. 처분시설의 안전성은 평가기반의 품질에 따라 불확실성 저감을 위한 단계 별 안전성평가와 안전성 수준의 확인 및 의사결정판단을 위한 다양한 신뢰성증진을 통해서 확보하도록 하였다.