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.

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.

본 연구에서는 중·저준위방사성폐기물 처분시설(이하 처분시설)에서 발생하는 기체의 이동현상을 예측하기 위한 2차원 수 치 모델링을 수행하였다. 또한, 기체 이동 모델링에서 주요 입력변수로 적용되는 사일로 콘크리트의 기체침투압(gas entry pressure)와 기체 투과도(gas permeability)를 실측하여, 모델링 입력변수로 적용하였다. 사일로 콘크리트의 기체침투압(gas entry pressure)와 기체 투과도(gas permeability)는 각각 0.97±0.15 bar 및 2.44×10-17 m2로 측정되었다. 기체 이동 모델링 결과, 사일로 내부에서 발생하는 수소 기체는 기상으로 이동하지 않고 지하수에 용해되어 지하수와 함께 생태계로 이동하는 것을 알 수 있다. 또한, 폐쇄 후 약 1,000 년 후 부터 사일로 상부부터 수소기체 밀도가 증가하기 시작하는 것으로 예측되었 다. 따라서, 사일로 내부에서 발생된 기체는 기상으로 사일로 내부에 축적되지 않으며, 이로 인해 사일로 콘크리트의 내구성 에 영향을 미치지 않을 것으로 판단된다.