파이로처리 방사성 폐기물 처분 시스템에 대하여 골드심을 이용하여 개발된 확률론적 평가 프로그램을 이용하여 폐쇄후 방사선적 안전성 평가를 수행하였다. 처분장으로부터 핵종이 유출되어 다양한 처분 시스템 내 매질을 이동하는 것에 관련된 정상 시나리오에 대한 평가를 위하여, 평가 결과에 대한 민감도나 일반적으로 불확실성의 범위가 큰 입력자료 중 주요하다고 판단되는 파라미터를 9개로 선정하여 평가에 고려된 핵종 중 Tc, Sn, Pa, Cs 4개의 원소에 대하여 평가 결과를 논의해 보았다. 확률론적 안전성 평가와 함께 이들 각 입력 자료에 대한 최종 방사선 피폭선량에 대한 민감도도 분석하여 결과에 대한 각 입력 파라미터의 중요도도 비교하였다.
파이로처리 방사성 폐기물 처분 시스템에 대하여 골드심을 이용하여 개발된 확률론적 평가 프로그램을 이용하여 폐쇄후 방사선적 안전성 평가를 수행하였다. 처분장으로부터 핵종이 유출되어 다양한 처분 시스템 내 매질을 이동하는 것에 관련된 정상 시나리오에 대한 평가를 위하여, 평가 결과에 대한 민감도나 일반적으로 불확실성의 범위가 큰 입력자료 중 주요하다고 판단되는 파라미터를 9개로 선정하여 평가에 고려된 핵종 중 Tc, Sn, Pa, Cs 4개의 원소에 대하여 평가 결과를 논의해 보았다. 확률론적 안전성 평가와 함께 이들 각 입력 자료에 대한 최종 방사선 피폭선량에 대한 민감도도 분석하여 결과에 대한 각 입력 파라미터의 중요도도 비교하였다.
A GoldSim template program for a safety assessment of a hybrid-typed repository system, called A-KRS, in which two kinds of pyro-processed radioactive wastes, low-level metal wastes and ceramic high-level wastes that arise from the pyro-processing of PWR nuclear spent fuels are disposed of, has been...
A GoldSim template program for a safety assessment of a hybrid-typed repository system, called A-KRS, in which two kinds of pyro-processed radioactive wastes, low-level metal wastes and ceramic high-level wastes that arise from the pyro-processing of PWR nuclear spent fuels are disposed of, has been developed. This program is ready both for a deterministic and probabilistic total system performance assessment which is able to evaluate nuclide release from the repository and farther transport into the geosphere and biosphere under various normal, disruptive natural and manmade events, and scenarios. The A-KRS has been probabilistically assessed with 9 selected input parameters, each of which has its own statistical distribution for a normal release and transport scenario associated with nuclide release and transport in and around the repository. Probabilistic dose exposure rates to the farming exposure group have been evaluated. A sensitivity of 9 selected parameters to the result has also been investigated to see which parameter is more sensitive and important to the exposure rates.
A GoldSim template program for a safety assessment of a hybrid-typed repository system, called A-KRS, in which two kinds of pyro-processed radioactive wastes, low-level metal wastes and ceramic high-level wastes that arise from the pyro-processing of PWR nuclear spent fuels are disposed of, has been developed. This program is ready both for a deterministic and probabilistic total system performance assessment which is able to evaluate nuclide release from the repository and farther transport into the geosphere and biosphere under various normal, disruptive natural and manmade events, and scenarios. The A-KRS has been probabilistically assessed with 9 selected input parameters, each of which has its own statistical distribution for a normal release and transport scenario associated with nuclide release and transport in and around the repository. Probabilistic dose exposure rates to the farming exposure group have been evaluated. A sensitivity of 9 selected parameters to the result has also been investigated to see which parameter is more sensitive and important to the exposure rates.
* AI 자동 식별 결과로 적합하지 않은 문장이 있을 수 있으니, 이용에 유의하시기 바랍니다.
문제 정의
도출된 다양한 시나리오를 정량적으로 평가하여 비교 제시했던 결정론적 안전성 평가의 경우와 달리 이 논문을 통해서는 정상 시나리오에 국한해서 확률론적으로 평가하고 그 결과에 대해 논의한다.
가설 설정
[3] 완충재와 뒷채움재에 대한 분산 계수와 암반에서의 분산 계수는 KURT 조건하에서의 실험 데이터 및 스웨덴[6], 일본[4] 및 캐나다[7,8]의 다양한 문헌 자료를 종합적으로 고려하였고, 암반 내 수리전도도는 200m 및 500m 암반 내에서 모두 동일한 것으로 가정하여 KURT 측정 자료를 통한 모델링과 병행하여 FEFLOW 프로그램을 이용하여 계산을 수행한 것이다.[3] 암반 균열의 폭은 암반 내 MWCF 출구에 대해서, 200m 및 500m 암반에서 동일한 분포를 갖는 것으로 가정하여 KURT 내의 측정 자료를 이용하여 모델링을 통하여 그 값을 구한 것이다.[3] 암반 내 이동 거리와 MWCF 유동 폭의 경우, 200m와 500m 심도의 균열 매질 내 이동 거리 각각에 대하여 KURT 측정 자료를 통한 모델링과 병행하여 FEFLOW로 계산을 수행하여 값을 구한 것이다.
금속 폐기물의 처분을 위한 용기의 용기 수명 (신뢰시간)은 300년으로, 그리고 심지층 처분을 위한 세라믹 폐기물 신뢰시간은 1,000년으로 가정하였다.
MWCF에서의 지하수 유동 속도 (MWCF 내 유동속도) 등 이렇게 9개의 파라미터를 선정하였다. 이 중 용해도와 각 매질에 대한 분배계수에 대해서는, 예시적인 평가를 위해 재고량과 반감기, 그리고 결정론적 평가 결과에 근거하여, Tc, Sn, Pa, Cs 4개의 원소만이 확률론적 불확실성을 갖는 반면, 나머지 원소는 결정론적으로 대표값만을 갖는 것으로 가정하였다.
제안 방법
A-KRS 처분 시스템 내의 핵종의 유출 및 이동은 이 논문과 A-KRS 결정론적 안전성 평가[1]에서 상술하였듯이 매질 내의 다양한 경로를 통하여 핵종의 농도구배에 따라 확산적으로, 그리고 이와 동시에 지하수의 정상적인 유동에 따라 이류적으로 이루어져 생태 환경으로 이르는 것으로 보고, 이를 정상 유출 시나리오로서 간주하였다.
A-KRS의 결정론적 평가 방법론[1]과 함께, 처분 시스템 각 요소에 대하여 확률론적으로 모델링한 후 이를 프로그램 개발을 위한 상용 도구인 골드심을 이용하여 템플릿 프로그램으로 통합 개발하여 이를 결정론적, 확률론적 종합안전성 평가 코드로 활용할 수 있도록 하였다. 개발된 확률론적 평가 방법론과 평가 도구로서의 이 프로그램은 A-KRS 시스템은 물론, 다양한 형태의 처분 시스템에 대해서도 결정론적만이 아닌 확률론적으로 안전성 평가를 수행할 수 있을 것으로 기대된다.
[3] 암반 균열의 폭은 암반 내 MWCF 출구에 대해서, 200m 및 500m 암반에서 동일한 분포를 갖는 것으로 가정하여 KURT 내의 측정 자료를 이용하여 모델링을 통하여 그 값을 구한 것이다.[3] 암반 내 이동 거리와 MWCF 유동 폭의 경우, 200m와 500m 심도의 균열 매질 내 이동 거리 각각에 대하여 KURT 측정 자료를 통한 모델링과 병행하여 FEFLOW로 계산을 수행하여 값을 구한 것이다. 마지막의 MWCF 내 유동 속도는, 암반 내 MWCF에서의 지하수 Darcy 속도를 의미하는 specific discharge로서 KURT 내 측정 자료에 의한 모델링을 통해 그 값을 구한 것이다.
처분 시스템에 대한 확률론적 처분 안전성 평가 체계를 확립하고 이를 확률론적으로 평가하기 위해서는 금속 및 세라믹 폐기물 처분에 따른 선원항과 근원계 영역 내 핵종 이동 모델, 생태계 모델 등에 대한 확률론적 상세 모델링이 선행되어야 한다. 또한 모든 입력자료에 대하여 확률론적인 접근을 하여야 하지만, 안전성 평가 결과에 대한 민감도나 일반적으로 불확실성의 범위가 큰 입력자료 중 주요하다고 판단되는 입력 파라미터를 9개로 압축 선정하여 이에 대해서만 논의하기로 한다. 마찬가지로 모든 핵종에 대하여 이러한 평가를 수행하여야 하나 재고량과 반감기, 그리고 결정론적 평가 결과를 고려하여 폐기물 내 포함된 모든 핵종 중 확률론적 평가 결과를 예시하기에 적합하다고 판단되는 Tc, Sn, Pa, Cs 4개의 원소만을 선별하였으나 추후 모든 핵종에 대한 확률론적 평가가 이루어지는 것이 바람직할 것이다.
또한 확률론적 안전성 평가와 함께 이들 각 입력 자료에 대한 최종 방사선 피폭선량에 대한 민감도도 분석하여 결과에 대한 각 입력 파라미터의 중요도도 비교하여 보았다. 이러한 연구는 주요한 파라미터의 인식과 처분 시스템 설계에 반영될 수 있는 입력 자료의 우선순위를 도출하는데 도움을 줄 수 있을 것으로 기대된다.
[3] 암반 내 이동 거리와 MWCF 유동 폭의 경우, 200m와 500m 심도의 균열 매질 내 이동 거리 각각에 대하여 KURT 측정 자료를 통한 모델링과 병행하여 FEFLOW로 계산을 수행하여 값을 구한 것이다. 마지막의 MWCF 내 유동 속도는, 암반 내 MWCF에서의 지하수 Darcy 속도를 의미하는 specific discharge로서 KURT 내 측정 자료에 의한 모델링을 통해 그 값을 구한 것이다.
처분 시스템에 대한 확률론적 처분 안전성 평가 체계를 확립하고 이를 확률론적으로 평가하기 위해서는 금속 및 세라믹 폐기물 처분에 따른 선원항과 근원계 영역 내 핵종 이동 모델, 생태계 모델 등에 대한 확률론적 상세 모델링이 선행되어야 하고 입력 파라미터에 대한 특성화 작업이 요구된다. 안전성 평가 결과에 대한 민감도나 일반적으로 불확실성의 범위가 큰 입력자료 중 주요하다고 판단되는 입력 파라미터를 9개로 선정하고, 재고량과 반감기, 그리고 결정론적 평가 결과를 고려하여 확률론적 평가 결과를 예시하기에 적합하다고 판단되는 주요 핵종도 4개를 선별하여 그 결과를 도시하고 비교해 보았다.
처분 시스템의 성능은 이렇게 구성되는 각 요소별로 처분시스템 내에서 핵종의 유출과 이동에 관여하는 다양한 특성, 사건, 그리고 과정 (feature, event, and process; FEP)을 인지 선별하고 이를 통하여 핵종이 처분장으로부터 유출되어 인간에게 피폭을 주기까지의 다수의 시나리오를 도출한 후, 이를 수학적으로 모델링하여 안전성 평가를 수행함으로써 그 평가가 가능해진다. 처분 시스템 각 요소에 대하여 수학적으로 모델링하여 이를 프로그램 개발을 위한 상용 도구인 골드심(GoldSim)[2]을 이용하여 템플릿 프로그램으로 통합 개발하여 이를 종합안전성평가 코드로 활용할 수 있도록 하였다. 시간의 흐름에 따라 자연적으로 발생할 수 있는 정상적인 시나리오 외에도 다양한 비정상 시나리오를 평가할 수 있도록 개발된 이 프로그램은 A-KRS 시스템은 물론, 다양한 형태의 처분 시스템에 대해서도 결정론적만이 아닌 확률론적으로 안전성 평가를 수행할 수 있도록 그 체계가 마련되었다.
파이로 처분 시스템의 폐쇄 후 성능 및 안전성을 평가할 수 있도록 골드심 프로그램으로 구현된 안전성 평가 프로그램을 개발하고 이렇게 개발된 프로그램을 이용하여 처분 시스템 내 핵종 유출 및 이동에 관련된 정상 시나리오에 대하여 부지 특성적 입력 자료와 함께 확률론적으로 평가하여 농축 피폭 집단에 대한 확률론적 선량률을 평가하였다.
확률론적 안전성 평가와 함께 이들 각 입력 자료에 대한 최종 방사선 피폭선량에 대한 민감도도 분석하여 비교해 보았다. 이러한 연구는 주요한 파라미터의 인식과 처분 시스템 설계에 반영될 수 있는 입력 자료의 우선순위를 도출하는데 도움을 줄 수 있을 것으로 기대된다.
대상 데이터
암반 균열 내 인공방벽에서 MWCF까지의 핵종 이동거리 (암반 내 이동 거리), 8. MWCF 출구에서의 지하수 유동 plume의 횡폭 (MWCF 유동 폭), 9. MWCF에서의 지하수 유동 속도 (MWCF 내 유동속도) 등 이렇게 9개의 파라미터를 선정하였다. 이 중 용해도와 각 매질에 대한 분배계수에 대해서는, 예시적인 평가를 위해 재고량과 반감기, 그리고 결정론적 평가 결과에 근거하여, Tc, Sn, Pa, Cs 4개의 원소만이 확률론적 불확실성을 갖는 반면, 나머지 원소는 결정론적으로 대표값만을 갖는 것으로 가정하였다.
확산 깊이의 경우 침투 깊이는, 2차원 단면에서 전체 단면적의 90%가 되는 지점까지의 거리를 기준으로 확산 깊이를 산정하고 일본 H-12[4] 및 스위스 관련 자료를 참조하였다.[5] 용해도의 경우는 한국원자력연구원 내 지하 실증 연구 시설 (KAERI Underground Research Tunnel, KURT) 내의 환원상태 지화학 조건을 기준으로 한 실험 자료와 함께 PHREEQC 프로그램을 병행 이용하여 얻어 낸 값이다.
데이터처리
[5] 용해도의 경우는 한국원자력연구원 내 지하 실증 연구 시설 (KAERI Underground Research Tunnel, KURT) 내의 환원상태 지화학 조건을 기준으로 한 실험 자료와 함께 PHREEQC 프로그램을 병행 이용하여 얻어 낸 값이다.[3] 완충재와 뒷채움재에 대한 분산 계수와 암반에서의 분산 계수는 KURT 조건하에서의 실험 데이터 및 스웨덴[6], 일본[4] 및 캐나다[7,8]의 다양한 문헌 자료를 종합적으로 고려하였고, 암반 내 수리전도도는 200m 및 500m 암반 내에서 모두 동일한 것으로 가정하여 KURT 측정 자료를 통한 모델링과 병행하여 FEFLOW 프로그램을 이용하여 계산을 수행한 것이다.[3] 암반 균열의 폭은 암반 내 MWCF 출구에 대해서, 200m 및 500m 암반에서 동일한 분포를 갖는 것으로 가정하여 KURT 내의 측정 자료를 이용하여 모델링을 통하여 그 값을 구한 것이다.
이렇게 고려된 9개의 모든 입력 파라미터의 분포를 동시에 적용하여 확률론적 평가를 수행하였다.
성능/효과
그림 1에 농축 피폭 집단에 대하여 모든 피폭 선량에 대한 파과 곡선을 보였다. 9개 입력 자료 분포에 따른 확률론적 계산 수행 결과에 따른 이들 각 realization 결과는 총 200개의 샘플링 수에 따라 몬테칼로 방식으로 라틴 하이퍼큐브 샘플링을 수행하여 계산한 결과이다.
이는 200m 및 500m 암반 내에서 모두 동일하게 분포를 갖는 것으로 가정하여 두 처분장에 대하여 함께 적용한 결과이다. 금속 및 세라믹 처분장에 대하여 동시에 수리전도도에 대한 분포를 적용하여 초기부터 피폭선량값의 값의 변화가 크게 나타나는 것을 알 수가 있다.
수리전도도 외에는 완충재 내 분배계수, 암반 내 분배계 수의 순서로 입력 자료의 영향이 큰 것으로 나타났고, 매트릭스 내 확산 깊이나 용해도의 영향은 현저하지 않은 것으로 나타나고 있는 것을 알 수 있었다.
그림 2에는 그림 1의 결과를 토대로 농축 피폭 집단 피폭 선량에 대한 확률론적 결과로서 CCDF로 도시하였다. 이 CCDF를 통해서 볼 때, 고려한 9개 입력 자료가 각각의 분포 내에서 어떠한 값의 조합을 취하더라도 농축 피폭 집단의 경우 연간 최대 피폭선량은 x축으로 나타나는 최대 피폭 선량치를 볼 때, 대략 0.6 mSv/yr 이상은 절대 갖게 되는 경우는 없다는 것을 알 수 있으며, 마찬가지로 현 입력자료 분포 내 어느 값을 취하든 최소한 0.002 mSv/yr의 최대 피폭 선량률은 확률 1로 반드시 받게 되는 것으로 나타나고 있는 것을 알 수 있다.
이 표에서 보면 고려된 입력변수 중 이 논문에서 사용된 분포 값을 갖는 범위 내에서는 500m 깊이의 처분장에 관련된 암반 매질에서의 수리전도도가 중요도 척도(Importance measure) 값으로서 0.347을 갖게 되어 피폭 선량 계산 결과에 대해 상대적으로 다른 파라미터에 비해 가장 민감한 것으로 나타나고 있는 것을 알 수 있었다.
그림 8에는 균열 암반 매질 내 인공방벽에서 MWCF까지의 핵종 이동거리에 대하여, 그림 9에는 균열 암반 매질 상응 단일 균열 폭에 대하여, 그림 10에는 MWCF 내 지하수 유동 속도에 대하여, 그리고 그림 11에는 MWCF 내 지하수 유동 넓이 각각에 대한 결과를 차례로 나타내었다. 이들 결과를 보면 이들 각각의 파라미터 값의 변화에 따라 그 결과가 민감하게 나타나지는 않는 것을 알 수가 있다. 다만 핵종 이동거리의 변화에 따라서는 최대 선량치의 변화는 두드러지지 않아도 초기와 후기에 어느 정도는 최대 피폭선량값의 변화를 보이고 있는 것을 알 수 있다.
후속연구
A-KRS의 결정론적 평가 방법론[1]과 함께, 처분 시스템 각 요소에 대하여 확률론적으로 모델링한 후 이를 프로그램 개발을 위한 상용 도구인 골드심을 이용하여 템플릿 프로그램으로 통합 개발하여 이를 결정론적, 확률론적 종합안전성 평가 코드로 활용할 수 있도록 하였다. 개발된 확률론적 평가 방법론과 평가 도구로서의 이 프로그램은 A-KRS 시스템은 물론, 다양한 형태의 처분 시스템에 대해서도 결정론적만이 아닌 확률론적으로 안전성 평가를 수행할 수 있을 것으로 기대된다.
또한 모든 입력자료에 대하여 확률론적인 접근을 하여야 하지만, 안전성 평가 결과에 대한 민감도나 일반적으로 불확실성의 범위가 큰 입력자료 중 주요하다고 판단되는 입력 파라미터를 9개로 압축 선정하여 이에 대해서만 논의하기로 한다. 마찬가지로 모든 핵종에 대하여 이러한 평가를 수행하여야 하나 재고량과 반감기, 그리고 결정론적 평가 결과를 고려하여 폐기물 내 포함된 모든 핵종 중 확률론적 평가 결과를 예시하기에 적합하다고 판단되는 Tc, Sn, Pa, Cs 4개의 원소만을 선별하였으나 추후 모든 핵종에 대한 확률론적 평가가 이루어지는 것이 바람직할 것이다.
확률론적 안전성 평가와 함께 이들 각 입력 자료에 대한 최종 방사선 피폭선량에 대한 민감도도 분석하여 비교해 보았다. 이러한 연구는 주요한 파라미터의 인식과 처분 시스템 설계에 반영될 수 있는 입력 자료의 우선순위를 도출하는데 도움을 줄 수 있을 것으로 기대된다.
질의응답
핵심어
질문
논문에서 추출한 답변
A-KRS 처분 시스템은 무엇으로 구성되는가?
A-KRS 처분 시스템에 대한 결정론적 안전성 평가[1]에서 논의하였듯이 사용후핵연료를 직접 처분하는 대신, 사용후 핵연료를 파이로처리(pyroprocessing)하여 이에 따라 발생되는 2차 방사성 폐기물을 처분하는A-KRS 처분 시스템은 결정론적 안전성 평가에서 상세히 기술된 대로 폐기물이 처분되는 처분장과 인공방벽, 그리고 자연적인 방벽으로서의 모암과 생태계 등으로 구성된다.
A-KRS 처분 시스템에서 사용후핵연료를 처리하는 법은?
A-KRS 처분 시스템에 대한 결정론적 안전성 평가[1]에서 논의하였듯이 사용후핵연료를 직접 처분하는 대신, 사용후 핵연료를 파이로처리(pyroprocessing)하여 이에 따라 발생되는 2차 방사성 폐기물을 처분하는A-KRS 처분 시스템은 결정론적 안전성 평가에서 상세히 기술된 대로 폐기물이 처분되는 처분장과 인공방벽, 그리고 자연적인 방벽으로서의 모암과 생태계 등으로 구성된다.
본 논문에서 금속 폐기물과 세라믹 폐기물 처분장을 나온 핵종은 각각 상호 교류 없이 독립된 매질로서 이동하다 지하수 유동 경로를 만나 생태계로 이동한다고 본 이유는 무엇인가?
금속 폐기물과 세라믹 폐기물 처분장을 나온 핵종은 각각 상호 교류 없이 독립된 매질로서 이동해 나가다, 각각의 주요한 지하수 유동 경로 (Main Water Conducting Feature, MWCF)를 만나 생태계로 이동해 나가게 된다. 이는 주로 수평적으로 유동하는 지하수의 유동 패턴을 가정하여 각각의 독립된 원계 영역 내 핵종 이동이 이루어지는 것으로 보았기 때문이다.
참고문헌 (8)
Youn-Myoung Lee, Jongtae Jeong and Jongwon Choi, "A Deterministic Safety Assessment of a Pyroprocessed Waste Repository", Journal of the Korean Radioactive Waste Society, 10(3), pp. 171-188 (2012).
GoldSim Contaminant Transport Module, User's Guide, Version 5, GoldSim Technology Group, Seattle, USA, 2006.
C.K. Park, J.K. Lee, M.H. Baik, Y.M. Lee, N.Y. Ko and J.T. Jeong, "Production and Application of Input Data for Safety Assessment", Journal of the Korean Radioactive Waste Society, 10(3), pp. 161-170 (2012).
H-12: Project to Establish the Scientific and Technical Basis for HLW Disposal in Japan, JNC, 2000.
A.Martin, The long term diffusion project, 10th ISCO meeting GTS phase VI (2012).
SKB, Data report for the safety assessment SR-site, SKB TR-10-52 (2010).
T.Rummery and E.Rosinger, Nuclear fuel waste management: The Canadian approach, NUCLEX'81 (1981).
R.Walke, A.Bath, A. Bond, N.Calder, P. Humphreys, F. King, R. Little, R. Metcalfe, J. Penford, J. Rees, D. Savage, G. Towler and R. Walsh, Postclosure safety assessment(VI) : data, NWMO DGR-TR-2009-08 (2009).
※ AI-Helper는 부적절한 답변을 할 수 있습니다.