The mechanical safety of the container designed according to the IP-2 type technology standard was analyzed for the temporary storage and transportation of Very-Low-Level-Waste (VLLW) for liquid occurring at the nuclear facilities decommissioning site. The container was designed and manufactured as a composite shielding container with the effect of storing and shielding liquid radioactive waste using High Density Polyethylene (HDPE) and eco-friendly shielding material (BaSO4) with corrosion and chemical resistance. The main material of the composite shielding container is HDPE and BaSO4, the material of the cover, cage and pallet is SUS304, and the angle guard is elastic rubber. The test and analysis requirements were analyzed for structural analysis of container drop and lamination test. As test requirements for IP-2 type transport containers should be verified by performing drop and lamination tests. There should be no loss or dispersion of contents through the 1.2 m high free-fall drop and lamination test for a load five times the amount of transported material. ABAQUS/Explicit, a commercial finite element analysis program, was used for structural analysis of the drop and lamination test of the transport and storage container. (Drop test) It was confirmed that the container was most affected when it falls from a 45-degree slope. Although plastic deformation was observed at the edge axis of the cover, it was evaluated that the range of plastic deformation was limited to the cover and cage, and stress within the elastic limit occurred in the inner container. In the analysis results for other falling direction conditions, it was evaluated that stress within the elastic limit was generated in the inner container except for minor plastic deformation. In the case of on-site simulation evaluation, deformation of the inner container and frame due to the drop impact occurred, but leakage and loss of contents, which are major evaluation indicators, did not occur. (Lamination test) The maximum stress was calculated to be 19.9 MPa under the lamination condition for a load 5 times the container weight, and the maximum stress point appeared at the corner axis of the pallet. The calculated value for the maximum stress is about 10%, assuming the conservative yield strength of SUS304 is 200 MPa. It was evaluated that stress within the limit occurred. In the case of on-site simulation evaluation, it was confirmed that there was no container deformation or loss of contents due to the load.

The structural safety of prototype transport and storage containers for very low-level radioactive liquid waste was experimentally estimated for its localization development. Transport containers for radioactive liquid waste have been researched and developed, however, there are no standardized commercial containers for very low-level radioactive waste in Korea. In this study, the structural safety of the designated IP-2 type container capable of transporting and temporarily storing large amounts of very low-level liquid waste, which is generated during the operation and decommissioning of nuclear power plants, was demonstrated. The stacking and drop tests, which were conducted to determine the structural integrity of the container, verified that there was no external leakage of the contents in spite of its structural deformation due to the drop impact. This study shows the effort required for the localization of the technology used in manufacturing transport and storage containers for very low-level radioactive liquid waste, and the additional structural reinforcement of the container in which the commercial intermediate bulk container (IBC) external frame was coupled.

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.

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.

원자력발전을 지속가능한 에너지원으로 활용하기 위해서는 원전 해체 및 운영 과정에서 발생하는 방사성폐기물의 안전하고 효율적인 처분이 매우 중요하다. 방사성폐기물 종류는 다양하지만 해체과정에서 가장 많이 발생할 것으로 예상되는 극저준 위방사성폐기물 인수기준수립은 원전해체전략수립에 큰 영향을 줄 것으로 보인다. 본 연구에서는 영국과 미국의 극저준위 방사성폐기물처분장 인수기준을 경주에 건설 중인 원자력환경센터의 인수기준과 비교분석을 통해 향후 우리나라 극저준위 방사성폐기물 처분을 위한 폐기물 인수기준을 분석하고자 한다.

본 논문은 극저준위폐기물 관리에 관한 중국의 정책과 규정들을 소개하고 있다. 오래된 시설의 중요한 해체 및 부지복구 프로그램에 주어진 바와 같이, 극저준위폐기물의 처분을 위한 새로운 시설의 필요성이 대두되고 있다. 여러가지 일반적인 설계원리들은 다중방벽에 의해 폐기물을 격리시키는 중저준위폐기물 처분시설과 같다. 콘크리트 방벽을 사용하는 것 대신에 벤토나이트 또는 고밀도 폴리에틸렌 멤브레인을 사용하는 것 외에 통상적으로 처분시설의 설계는 위해폐기물 처분시설의 설계와 같다. 극저준위폐기물 처분시설 2개소의 공학적 설계가 소개되었다.

방사성핵종의 분포유형에 관한 정보에 기초하여 극저준위폐기물의 자체처분 적합성을 통계학적으로 해석할 수 있는 방법론을 개발하였다. 방사성핵종의 분포에 관한 정보를 알 수 없는 경우에 대해서는 널리 알려진 마코프 부등식과 체비셰프 부등식을 적용하여 방사능농도의 산술평균과 허용되는 최대 표준편차의 상관관계식을 제시하였고, 방사성핵종의 농도가 정규분포 또는 로그정규분포를 갖는 경우에 대해서는 확률밀도함수, 누적확률밀도함수 등의 통계학적 관계식을 이용하여 방사능농도의 산술평균과 허용되는 최대 표준편차의 상관관계식을 새롭게 유도하였다. 또한, 자체처분기준 100 Bq/g 및 신뢰수준 95%인 조건에 대한 사례 적용연구를 통하여 방사능농도의 산술평균과 허용되는 표준편차의 범위를 방사성핵종의 분 포유형에 따라 정량적으로 비교·제시하고, 자체처분 대상 폐기물의 방사성핵종 분포유형에 관한 정보가 확보될 경우 동일한 신뢰수준에서 자체처분이 허용될 수 있는 범위가 확장될 수 있음을 통계학적으로 입증하였다.

Laws and regulations of radioactive waste management related to the Exemption system and the Clearance systembetween governing authorities in Korea and Japan were investigated to suggest better management of radioactive waste.Above both system, very low levels of radioactive wastes which have negligible risk can be decided on being Exclusionsystem and classified as a non-radioactive waste. As a result, the Exemption systems between two countries were similar,whereas the Clearance systems were different. With regard to laws related to the Clearance, Japan specify providinginformation and feedback among relevant authorities, but there is no specification in Korea. In addition, this study suggeststo develop accredited analysis methods to improve the accuracy and reproducibility of the measurement, because twocountries have not established the national accredited analysis method for determining the concentration of radionuclide.