Decommissioning of nuclear power plants generates a large amount of radioactive waste in a short period. Moreover, Radioactive waste has various forms including a large volumes of metal, concrete, and solid waste. The disposal of decommissioning waste using 200 L drums is inefficient in terms of economics, work efficiency, and radiation safety. Therefore, The Korea Radioactive Waste Agency is developing large containers for the packaging, transportation, and disposal of decommissioning waste. Assessing disposability considering the characteristics of the radioactive waste and facility, convenience of operation, and safety of workers is necessary. In this study, the exposure dose rate of workers during the disposal of new containers was evaluated using Monte Carlo N-Particle Transport code. Six normal and four abnormal scenarios were derived for the assessment of the dose rate in a near surface disposal facility operation. The results showed that the calculated dose rates in all normal scenarios were lower than the direct exposure dose limitation of workers in the safety analysis report. In abnormal scenarios, the work hours with dose rates below 20 mSv·y−1 were calculated. The results of this study will be useful in establishing the optimal radiation work conditions.

Disposal methods of radioactive waste can be mainly divided into near-surface disposal and deep geological disposal. If the radioactive waste is exposed to groundwater for a long time in the disposal environment, no matter how the decommissioning waste generated from the nuclear power plant is disposed of, the radionuclides may be released from the disposal site. Decommissioning waste from nuclear power plant contains radionuclides that are harmful to ecosystem including humans. Radionuclides released from disposal site behave in a complex and sensitive manner affected by geochemical conditions such as soil, geological media and groundwater. Sorption is one of the important mechanisms to retard the migration of radionuclides in a subsurface environment. In this study, geochemical properties of groundwater were collected and analyzed in the disposal environment considering disposal method in order to evaluate the geochemical behavior of radionuclides. The formation of aqueous and precipitated species of cesium and cobalt in a disposal condition were calculated and estimated. The sorption properties were also evaluated and predicted by considering the changes in the geochemical conditions such as pH, redox potential and geological media for the safety assessment.

Near-surface disposal facility is more susceptible to intrusion than underground repository, resulting in more possible pathways for contaminant release. Alike human intrusion, animals (e.g. Ants, Moles, etc.) could intrude into the disposal site to excavate burrows, which could cause direct release of contaminants to biosphere. In this paper, animal intrusion is demonstrated using GoldSim’s commercial contaminant transport module and impact on the integrity of the near-surface disposal facility is evaluated in terms of fractional release rate of the contaminants. In this study, the near-surface disposal facility is modelled with a single concrete vault to contain radionuclide according to LLW concentration limit stated in NSSC notice No.2020-6. The release of contaminants is modelled to occur directly after the institutional control period, and the contaminants are mostly transported from the concrete vault to cover layers via diffusion. To produce mathematical model of the release of the contaminants due to animal intrusion, firstly, the fraction of burrow volume for each cover layer is calculated separately for each animal species, based on their maximum possible intrusion depth. In this study, fractions of burrow volume for ants and moles are calculated based on their maximum possible intrusion depths, where for ants is 2–3 m, and for moles is 0.1–0.135 m. Then, assuming that the contaminants are distributed homogeneously throughout each cover layers by diffusion, fraction of contaminants transported into the uppermost layer via excavation of the burrow is calculated for each layer based on burrow volume, and fraction of contaminants removed from the uppermost layer to the layers below via collapse of the burrow is also calculated based on the burrow volume. Lastly, the net transportation of contaminants into and out of the burrow via excavation and collapse, respectively, is calculated and demonstrated using direct transfer rate function of the GoldSim. Based on the simulated result, the maximum mass flux is too minor to cause a meaningful impact on the safety. The peak mass flux of the most sensitive radionuclide, I-129, is witnessed at around year 1,470, with a flux value of 5.36×10−6 g·yr−1. This minor release of the contaminants could be due to cover layers being much thicker than the maximum possible intrusion depth of the animals, preventing the animal intrusion into the deeper layers of higher radionuclide concentration. In future, this study can be used to provide a guidance and fundamental data for scenario development and safety evaluation of the near-surface disposal facility.

It has been discovered that the isosaccharinic acid (ISA) formed in a cellulose degradation leachate were capable of forming soluble complexes with thorium, uranium (IV) and plutonium. Since 1993, the ISA has received particular attention in the literature due to its ability to complex a range of radionuclides, potentially affecting the migration of radionuclides. ISA is formed as a result of interactions between cellulosic materials within the waste inventory and the alkalinity resulting from the use of cementitious materials in the construction of the repository. In an alkaline cementitious environment, cellulose degrades mainly via a peeling-off reaction. The main degradation product is ISA, a polyhydroxy type of ligand forming stable complexes with tri- and tetravalent radionuclides. ISA can have an adverse effect on the sorption of radionuclides to an extent which depends on its concentration in the cement pore water and potentially enhance their mobility. The concentration of ISA is governed by several factors such as cellulose loading, cement porosity, extent of cellulose degradation, etc. The sorption of ISA on cement, however, is the process which governs the concentration of ISA in the pore water. According to the experimental result from a literature, the ISA concentration in facilities with a cellulose loading of 5% is calculated to be of the order of 10−4 M. At this level, the effect of cellulose degradation products on radionuclide sorption is negligibly small. Recently in Korea, cellulous limits as waste acceptance criteria is studying and planning to prepare the detailed requirement for near surface radioactive waste disposal facilities. It is desirable to suggest consideration on cellulose disposal limits around the time that the regulatory body and concern organizations establish the cellulose disposal limits as follows. Firstly, identify the cellulose effect on the sorption of the nuclides as cementitious disposal environments such as affected nuclides, threshold value and contribution to radiological risks under domestic disposal environment. Secondly, make sure and consider the difference between lab-scale experimental conditions and probability occurring in real disposal conditions such as probability for generation and persistence of pH in cellulosic material disposal conditions and cellulosic material disposal methods. Finally, consider characterization of cellulosic material such as polymerization, contents of cellulose in law material and time of degradation process. As a result, desirable cellulose limits are to set up for both safety and economic aspect.

The disposing method of the low-intermediate-level radioactive waste, near-surface disposal facilities are generally used. This disposal method refers to a method of constructing a concrete structure on the surface of the ground, putting radioactive waste in it, and covering it with an engineered barrier to isolate human life. Among these, engineered barriers mean covering multiple layers of heterogeneous materials such as sand, clay, and gravel. Engineering barriers have the purpose of delaying the release of radioactive materials into the natural environment as much as possible, and maintaining the isolation of radioactive waste and human life for as long as possible. In this study, the design and construction method of the facility to demonstrate the performance of the engineered barrier that isolates the surface disposal facility from nature was described. In addition, the design and construction method of monitoring technology that can monitor the safety of engineered barriers by measuring information such as moisture, temperature, and slope safety in real time was also explained.

In this study, rainfall infiltration in vault of the second near-surface disposal facility was evaluated on the basis of various disposal scenarios. A total of four different disposal scenarios were examined based on the locations of the radioactive waste containers. A numerical model was developed using the FEFLOW software and finite element method to simulate the behavior of infiltrated water in each disposal scenario. The effects of the disposal scenarios on the infiltrated water were evaluated by estimating the flux of the infiltrated water at the vault interfaces. For 300 years, the flux of infiltrated water flowing into the vault was estimated to be 1 mm/year or less for all scenario. The overall results suggest that when the engineered barriers are intact, the flux of infiltrated water cannot generate a sufficient pressure head to penetrate the vault. In addition, it is confirmed that the disposal scenarios have insignificant effects on the infiltrated water flowing into the vault.

Radiological impact analyses were carried out for a near-surface radioactive waste repository at Gyeongju in South Korea. The RESRAD-ONSITE code was applied for the estimation of maximum exposure doses by considering various exposure pathways based on a land area of 2,500 m2 with a 0.15 m thick contamination zone. Typical influencing input parameters such as shield depth, shield materials’ density, and shield erosion rate were examined for a sensitivity analysis. Then both residential farmer and industrial worker scenarios were used for the estimation of maximum exposure doses depending on exposure duration. The radiation dose evaluation results showed that 60Co, 137Cs, and 63Ni were major contributors to the total exposure dose compared with other radionuclides. Furthermore, the total exposure dose from ingestion (plant, meat, and milk) of the contaminated plants was more significant than those assessed for inhalation, with maximum values of 5.5×10−4 mSv‧yr−1 for the plant ingestion. Thus the results of this study can be applied for determining near-surface radioactive waste repository conditions and providing quantitative analysis methods using RESRAD-ONSITE code for the safety assessment of disposing radioactive materials including decommissioning wastes to protect human health and the environment.

국내 중·저준위 방사성폐기물 처분시설로 고려되고 있는 표층처분시설의 불포화대에서 핵종 이동을 야기하는 지하수 유동을 평가하기 위하여 유한요소법 기반의 COMSOL Multiphysics을 이용한 수치모델을 개발하였다. 그리고, 처분장 가장자리 를 대상으로 처분고, 뒤채움재, 처분덮개로 구성되는 표층처분시설과 그 아래에 위치한 불포화대를 포함한 수직 2차원의 모델 영역을 구성하여, 시나리오 별 모델링을 수행하였다. 지속적 강수 유입 조건과 간헐적 강수 유입 조건 비교에서 포화도의 파동 현상을 제외하고는 뚜렷한 차이점을 보이지 않는 것으로 판단되었다. 불포화대의 공극률이나 잔류함수비와 같은 입력 자료는 전반적으로 불포화대 지하수 유동에 큰 영향도가 없는 것으로 판단되었다. 하지만, 불포화대의 수리전도도는 지하수 유동에 큰 영향을 미치는 것으로 판단되었다. 즉, 처분고로의 지하수 유입 속도를 판단하기 위해서는 불포화대의 수리전도도 특성이 신중하게 고려되어야 할 것으로 판단되었다.

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.

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.

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.

월성원자력환경센터 중저준위방사성폐기물 처분시설은 서로 다른 방식의 처분시설이 혼재하고, 월성 원자력발전소와도 인 접해있다. 이와 같은 높은 복잡성으로 인해 처분시설 안전성 평가 시 보다 면밀한 현상이해가 필요하다. 기존 1단계 사일로 처분시설의 성능평가모델들에 포함된 불필요한 보수성을 줄이고 복합처분시설에 대한 보다 실제적인 성능을 파악하기 위해 서는 다차원 수리/핵종이동 모델이 필요하다. 이와 함께 향후 복합처분시스템의 특성에 기인한 다양한 불확실성을 관리하 고 파라미터의 중요도를 분석하기 위해 많은 계산이 필요할 것으로 예상하며, 이를 위해 보다 효율적인 성능평가 모델이 요 구된다. 본 논문에서는 두 요건을 충족시키기 위해 수리성능 모델과 핵종이동 모델을 연계한 2단계 천층처분시설의 근계영 역 2차원 통합성능평가 모델을 개발하였다. 수리 및 핵종이동은 PORFLOW와 GoldSim 전산 코드를 이용해 평가하였으며, GoldSim 핵종이동 모델은 PORFLOW 핵종이동 모델과의 벤치마크를 통해 검증하였다. GoldSim 모델은 계산효율이 뛰어났 으며 기존의 모델에 비해 핵종이동거동을 이해하는데 용이하였다.

처분시설은 폐쇄 후 제도적 관리기간 동안에는 처분 부지로의 일반인의 접근을 제한하며 제도적 관리기간 이후에는 부주의 한 인간침입 시에도 처분시설로 인한 방사선적 영향으로부터 침입자를 보호하도록 설계 되어야 한다. 본 논문에서는 처분시 설이 부주의한 침입자에 미칠 수 있는 방사선적 영향을 GENII 프로그램을 사용하여 평가해보았다. 처분고별 적치되는 방사 성폐기물의 종류를 달리하여 평가하고 제도적 관리기간 설정에 따른 침입자에 대한 영향도 분석하였다. 평가결과 제도적 관 리기간을 두지 않아도 폐필터가 적치된 처분고를 제외하고 모두 성능 목표치를 만족하였다. 하지만 폐필터를 적치한 처분고 의 경우 인간침입 평가결과 제도적 관리기간 300년이 되어서야 성능목표치를 만족할 수 있었다. 폐필터와 함께 잡고체 폐기 물을 혼합하여 적치하는 경우 제도적 관리기간을 줄일 수 있었으며, 폐필터는 다른 폐기물과 함께 적치하여 제도적 관리기 간을 줄이는 것이 필요하다. 폐기물 적치시 방사능을 고려하여 처분고 적치방안을 적절히 수립하는 것이 국부적인 방사능의 최대값을 줄일 수 있어 방사선적 안전성을 확보하며 제도적 관리기간을 단축할 수 있어 바람직하다.

중저준위 방사성폐기물 천층처분시설의 처분덮개설계 및 성능평가를 위해 국내 역사시대 고분연구를 수행하였다. 처분덮개 성능과 관련된 국내외 연구현황을 조사하고 삼국시대 고분을 중심으로 봉분의 층상특성을 정리하였다. 국내 고분에 대한 봉토의 시료채취와 시료에 대한 수리전도도 측정 및 분석을 실시하였다. 고분에 대한 자연유사 연구에서 발굴조사보고서 상에 제시된 봉토의 유사판축기법의 적용, 모세관 방벽현상과 배수로를 이용한 봉분 내 습도조절 여부를 천층처분 시설설계에 활용할 수 있을 것으로 판단된다. 향후 국내 고분발굴현장이 있을 때 현장을 방문하여 필요한 자료수집과 더불어 원자력분야의 관심사와 필요사항에 대하여 국내 고고학계와의 정보교환이 이루어져야 할 것으로 판단된다.