For the disposal of radioactive waste generated from nuclear power plants, characterization of radioactive waste is essential. For characterization, samples of radioactive waste are directly collected or an indirect method is used through X-ray, etc. Through indirect analysis, which is a non-destructive method, the density, filling height, homogeneity and inter structure of the waste container can be analyzed. Currently, foreign institutions are in the process of developing a technology to perform characterization of radioactive waste through indirect analysis. In particular, research on improving internal image accuracy through image analysis techniques, improving measurement methods and enhancing portability for field application is ongoing. Through the review of such technology development trends, it will be utilized in the development of domestic radioactive waste disposal technolgy.

The radwaste facility management team is preparing for clearance of 4 MCAs in The Radwaste Form Test Facility (RFTF). The targeted waste was used for clearance level radioactive waste sample analysis and has been used for this purpose since the early 2000s. Due to the characteristics of clearance level radioactive waste, the concentration of radioactivity is very low and MCA is used with Marinelli beakers the possibility of contamination is low. Moreover, the radiation detector should not be contaminated with radioactive materials, it should be less than the clearance level. These detectors were considered surface contamination materials. To detect the contaminated spot of each material, we scanned the whole surface of a material with a gamma survey meter. After that, we took a sample from 1×1 m2 and a total of 30 samples from each MCA. The wiped filter paper was analyzed with alpha, beta low background counting systems. The results of the analysis of the smear sample of total alpha and beta nuclide radioactivity were less than MDA (α: 2.88×10−5 Bq·cm−2, β: 3.07×10−5 Bq·cm−2). The major nuclide in this facility is Co-60 and Cs-137 therefore we analyzed gamma nuclide activity with HPGe. The maximum specific activity was Co-60: 2.31×10−5 Bq·cm−2, Cs-137: 1.96×10−6 Bq·cm−2. If it is satisfied with the clearance criteria, detectors will be reused at the Radioactive Waste Treatment Facility (RWTF) room # 7251 uncontrolled area.

원전 부지에 저장중인 방사성폐기물을 처분장에 인도하기 전에 폐기물의 물리·화학적 특성이 인수기준에 적합한지를 검사해야 한다. 검사하는 방법 중 비파괴 검사방법에 대해 조사하였는데, 조사결과 X-ray를 이용한 비파괴 방법을 적용하면 인수검사 항목 중‘드럼내 내용물 검사’,‘ 유리수 및 채움율 정량검사’를 할 수 있는 것으로 나타났다. 본 논문에서는 먼저 X-ray 장비의 원리와 시스템 선정 시 고려해야 할 사항들에 대해 간략하게 살펴 본 후 X-ray 장비를 이용하여 검사해야 할 드럼들의 특성을 분석하였다. 분석한 특성들은 드럼의 종류, 드럼의 규격, 드럼내 내용물의 종류 등이었고 이들 특성자료를 이용하여 검사에 필요한 X-ray 소요에너지를 계산하였다. 계산 결과 드럼 크기가 320 ℓ 이하인 드럼을 검사하기 위한 소요에너지는 3 MeV 이하로 나타났으며 경제성 및 실현가능성 측면에서 450 keV 장비와 3 MeV 장비를 조합하거나 단독으로 사용하는 것이 바람직하고 이 때 450 keV 장비를 이용하여 검사가 가능한 저밀도 드럼수는 2006년 12월 저장기준으로 42,327 드럼, 3 MeV 장비를 이용하여 검사가 가능한 드럼 수는 18,105 드럼으로 나타났다. 검사를 수행하는 주체, 장비 구매 방안 등에 따라 4가지 검사 시나리오를 수립하고 이에 대해 경제성 및 적용 가능성을 분석한 결과 최적의 검사시나리오는 인수기준, 처리 및 처분장 인도에 대한 폐기물 발생자의 정책 등에 영향을 받는 것으로 나타났다. 예를들어,‘ 유리수’,‘ 채움율’에 대한 정량분석과‘내용물 확인’을 모두 해야 할 경우에는 밀도가 상대적으로 낮은 폐기물이 담겨있는‘저밀도 드럼’의 검사를 위해 450 keV 이동형 장비 2대를 구입하여 자체 검사하고‘고밀도 드럼’은 외주로 검사하는 것이 바람직할 수 있다. 반면‘내용물 확인’만을 비파괴 검사항목으로 할 경우에는 450 keV 급 이동형 장비 1대면 연간 13,000 드럼을 검사할 수 있는 것으로 나타났다.