국내에서 발생한 폐밀봉선원은 현재 한국원자력환경공단 폐기시설에 임시 보관 중에 있으며 향후 중 저준위 방사성 폐기물 처분시설에 처분될 예정이다. 본 연구에서는 폐밀봉선원의 최적 처분방안 수립에 앞서 폐밀봉선원 처분시 폐쇄후 예비안전성평가를 수행하였다. 폐밀봉선원이 표층처분시설 또는 동굴처분시설에 처분되는 것으로 가정하였으며, GoldSim 전산코드를 사용하여 결정집단의 개인 피폭선량을 계산하였다. 평가결과 정상 시나리오시 최대 피폭선량은 두 가지 처분방식에 대해 약 $1{\times}10^{-7}mSv/yr$으로 나타났으며 이는 규제치인 0.1 mSv/yr에 대비하여 장기적으로 충분한 안전성을 확보할 수 있는 것으로 판단된다. 우물시나리오 시 최대 피폭선량은 표층처분시설에서 규제치인 1 mSv/yr를 초과하였으며 이는 $^{226}Ra$, $^{210}Pb$($^{226}Ra$의 딸핵종) 및 $^{237}Np$($^{241}Am$의 딸핵종)에 기인한 것으로 확인되었다. 동굴처분시설의 경우, 모든 핵종의 최대 피폭선량이 법적 규제치를 만족하나 $^{14}C$ 및 $^{237}Np$($^{241}Am$의 딸핵종)에 의한 피폭선량이 규제치 대비 10%를 초과하는 상대적으로 높은 값을 나타내는 것으로 확인되었다. 처분시설 폐쇄후 주민의 피폭선량은 반드시 법적 규제치 이하로 유지되어야 하므로 규제치를 초과 또는 이에 근접한 피폭선량을 유발하는 핵종인 $^{14}C$, $^{226}Ra$ 및 $^{241}Am$를 각 처분방식에서 제한할 필요가 있으며 안전한 영구 처분을 위한 처분전 관리가 요구된다.
국내에서 발생한 폐밀봉선원은 현재 한국원자력환경공단 폐기시설에 임시 보관 중에 있으며 향후 중 저준위 방사성 폐기물 처분시설에 처분될 예정이다. 본 연구에서는 폐밀봉선원의 최적 처분방안 수립에 앞서 폐밀봉선원 처분시 폐쇄후 예비안전성평가를 수행하였다. 폐밀봉선원이 표층처분시설 또는 동굴처분시설에 처분되는 것으로 가정하였으며, GoldSim 전산코드를 사용하여 결정집단의 개인 피폭선량을 계산하였다. 평가결과 정상 시나리오시 최대 피폭선량은 두 가지 처분방식에 대해 약 $1{\times}10^{-7}mSv/yr$으로 나타났으며 이는 규제치인 0.1 mSv/yr에 대비하여 장기적으로 충분한 안전성을 확보할 수 있는 것으로 판단된다. 우물시나리오 시 최대 피폭선량은 표층처분시설에서 규제치인 1 mSv/yr를 초과하였으며 이는 $^{226}Ra$, $^{210}Pb$($^{226}Ra$의 딸핵종) 및 $^{237}Np$($^{241}Am$의 딸핵종)에 기인한 것으로 확인되었다. 동굴처분시설의 경우, 모든 핵종의 최대 피폭선량이 법적 규제치를 만족하나 $^{14}C$ 및 $^{237}Np$($^{241}Am$의 딸핵종)에 의한 피폭선량이 규제치 대비 10%를 초과하는 상대적으로 높은 값을 나타내는 것으로 확인되었다. 처분시설 폐쇄후 주민의 피폭선량은 반드시 법적 규제치 이하로 유지되어야 하므로 규제치를 초과 또는 이에 근접한 피폭선량을 유발하는 핵종인 $^{14}C$, $^{226}Ra$ 및 $^{241}Am$를 각 처분방식에서 제한할 필요가 있으며 안전한 영구 처분을 위한 처분전 관리가 요구된다.
Disused Sealed Radioactive Sources (DSRSs) are stored temporally in the centralized storage facility of Korea Radioactive Waste Agency (KORAD) and planned to be disposed in the low- and intermediate-level radioactive waste (LILW) disposal facility in Gyeongju city. In this study, preliminary post-cl...
Disused Sealed Radioactive Sources (DSRSs) are stored temporally in the centralized storage facility of Korea Radioactive Waste Agency (KORAD) and planned to be disposed in the low- and intermediate-level radioactive waste (LILW) disposal facility in Gyeongju city. In this study, preliminary post-closure safety assessment was performed for DSRSs in order to draw up an optimum disposal plan. Two types of disposal options were considered, i.e. engineered vault type disposal and rock cavern type disposal which were planned to be constructed and operated respectively in LILW disposal facility in Gyeongju city. Assessment end-point was individual effective dose of critical group and calculated by using GoldSim code. In normal scenario, the maximum dose was estimated to be approximately $1{\times}10^{-7}mSv/yr$ for both disposal options. It meant that both options had sufficient safety margin when compared with regulatory limit (0.1 mSv/yr). Otherwise, in well scenario, the maximum dose exceeded regulatory limit of 1 mSv/yr in engineered vault type disposal and the exposure dose was mainly contributed by $^{226}Ra$, $^{210}Pb$ (daughter nuclide of $^{226}Ra$) and $^{237}Np$ (daughter nuclide of $^{241}Am$). For rock cavern type disposal, even though the peak dose satisfied regulatory limit, the exposure doses by $^{14}C$ and $^{237}Np$ were relatively high above 10% of regulatory limit. Therefore, it is necessary to exclude $^{14}C$, $^{226}Ra$ and $^{241}Am$ for two type of disposal options and additional management such as long-term storage and development of disposal container for those radionuclides should be performed before permanent disposal for conservative safety and security.
Disused Sealed Radioactive Sources (DSRSs) are stored temporally in the centralized storage facility of Korea Radioactive Waste Agency (KORAD) and planned to be disposed in the low- and intermediate-level radioactive waste (LILW) disposal facility in Gyeongju city. In this study, preliminary post-closure safety assessment was performed for DSRSs in order to draw up an optimum disposal plan. Two types of disposal options were considered, i.e. engineered vault type disposal and rock cavern type disposal which were planned to be constructed and operated respectively in LILW disposal facility in Gyeongju city. Assessment end-point was individual effective dose of critical group and calculated by using GoldSim code. In normal scenario, the maximum dose was estimated to be approximately $1{\times}10^{-7}mSv/yr$ for both disposal options. It meant that both options had sufficient safety margin when compared with regulatory limit (0.1 mSv/yr). Otherwise, in well scenario, the maximum dose exceeded regulatory limit of 1 mSv/yr in engineered vault type disposal and the exposure dose was mainly contributed by $^{226}Ra$, $^{210}Pb$ (daughter nuclide of $^{226}Ra$) and $^{237}Np$ (daughter nuclide of $^{241}Am$). For rock cavern type disposal, even though the peak dose satisfied regulatory limit, the exposure doses by $^{14}C$ and $^{237}Np$ were relatively high above 10% of regulatory limit. Therefore, it is necessary to exclude $^{14}C$, $^{226}Ra$ and $^{241}Am$ for two type of disposal options and additional management such as long-term storage and development of disposal container for those radionuclides should be performed before permanent disposal for conservative safety and security.
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문제 정의
본 연구에서는 GoldSim 전산코드를 사용하여 폐밀 봉선원 처분시설에 대한 폐쇄후 예비안전성평가를 수행하였다. 1991년부터 2014년까지 국내에서 발생된 폐밀봉선원이 표층처분시설 및 동굴처분시설에 각각 처분된다는 가정하에 결정집단의 개인 피폭선량 관점에서 폐쇄후 안전성 평가를 수행한 후 평가결과를 법적규제치와 비교함으로써 폐밀봉선원 처분방식별 안전성을 확인하고자 하였다. 폐밀봉선원의 방사능은 중·저준위 방사성폐기물 처분시설 2단계 건설사업 준공시점을 감안하여 2020년도 방사능량을 기준으로 하였으며 평가기간은 원자력안전위원회고시 제2014-56호 제7조(성능평가기간) 요건에 따라 1,000년 이전에 최고 선량값에 도달하지 않을 경우 그 이상으로 설정하였다.
가설 설정
본 평가에서는 Cell pathway 및 Aquifer pathway를 적용하여 이류와 확산을 통한 핵종 이동 모델링을 수행하였다. Cell pathway는 Cell에서의 모든 핵종이 균일 혼합되어 있다고 가정하며 Aquifer pathway는 Cell pathway가 다수 연결된 pathway를 모사한다. 질량 이동 모델의 질량보존방정식(mass balance equation)은 시간에 대하여 1차 상미분방정식으로 표현되며 핵종의 질량변화량을 핵종 방사성붕괴로 인한 감소, 모핵종의 붕괴로 인한 증가, Cell로의 핵종 유입의 합으로 정의한다.
근계영역 공학적 방벽은 콘크리트로 단순화하였으며 LILW-SAR에 따라 1,400년 이전에는 건전성이 유지되다가 해당 시점 이후에 열화현상이 발생하는 것으로 가정하였다. 또한 GoldSim 모델링에서는 계산시작 시점을 사일로 내부로의 지하수 침투가 아닌 포화 이후로 설정하였으며 이에 따라 개념 모델에서는 사일로 포화 이후 폐기물로부터 방사성핵종이 누출되어 지하 수유동에 따라 콘크리트, 원계 암반으로 이동되는 것으로 모사하였다.
불포화층의 지하수는 모두 콘크리트에서 누출된 지하수로 콘크리트의 침투수량과 동일하며 불포화층을 따라 이동하는 지하수는 모두 대수층으로 이동한다. 대수층에서의 지하수 유동속도는 10 m/yr로 가정하였다 (Park et al., 2001). 전체 유량은 처분시설 가로 및 세로길이의 기하평균값, 대수층 두께, 유속을 곱한 값으로 설정하였다(23,604 m3/yr).
모든 처분방식은 단일시설로 가정하며 하나의 선원으로 모델링하였다. 앞서 기술한 바와 같이 본 평가에 적용된 방사성폐기물 선원항은 1991년부터 2014년까지 위탁폐기된 폐밀봉선원으로 설정하였다.
4 m로 설정하였다. 방사선원항은 폐기물, 지하수, 공기로 구성하였으며 물질 내 지하수 포화도는 0.69로, 처분시설 내 폐기물은 모두 균일하게 혼합되어 있는 것으로 가정하였다. 선원항에서 방출되는 방사성핵종은 이류와 확산작용을 통해 이동하는 것으로 모사하였다.
섭취에 의한 피폭은 농작물, 육류 및 음용수 섭취를 구분하여 각각 결정집단의 섭취량, 핵종 이동에 따른 전이계수 등을 곱하여 보정 선량환 산인자를 도출하였다. 보정 선량환산인자를 유도하기 위해 요구되는 생태계 특성 데이터 및 선량환산인자는 한국원자력기술원에서 주민피폭선량 평가코드 검증에 사용된 값(KINS, 2014)을 준용하였으며 피폭시간은 보수성 확보를 위해 연간 내내 피폭되는 것으로 가정하였다.
확산에 따른 질량변화는 Diffusive conductance(단위: 질량/시간)와 농도 차(단위: 질량/부피)의 곱으로 표현되며 여기서 Diffusive conductance는 확산길이, 확산계수 및 물질 공극률 등의 입력값으로 계산된다. 본 평가에서 확산길이는 선원항 높이, 처분덮개의 두께 및 대기 높이의 반으로 가정하였고 기체 핵종(85Kr)의 확산계수(Free air diffusion coefficient)는 Reid et al., 1987에 제시된 수식에 따라 GoldSim Generic Radiological Performance Assessment Model에서 계산한 값인 0.176 cm2/s으로 적용 하였다. 대기에서의 풍속은 부지의 연 평균값(2.
불포화층은 시설에 수직방향, 대수층은 불포화층 하부에 수평방향으로 분포한다. 부지 부근 불포화층은 지표면 이하 25~60 m에 분포(KHNP, 2008)하며 평균적으로 지표면 이하 42.5 m인 것으로 가정하였다. 이에 따라 지표면 기준 처분고 높이(10.
해당 사일로는 지표면 아래 80m의 포화층에 위치하므로 선원항은 폐기물과 지하수로 구성하였으며, 처분시설 내 폐기물은 모두 균일 혼합되어 있는 것으로 가정하였다. 선원항에서 방출되는 방사성핵종은 지하수 유동에 따라 이류작용에 의해 공학적 방벽인 콘크리트로 이동되며 평가 시작시점에 선원항 및 콘크리트는 모두 포화상태인 것으로 가정하였다.
우물 시나리오에 대한 개인 피폭선량 평가에서는 우물물의 지표침적으로 인한 지표 방사성핵종에 의한 외부피폭(Groundshine),지표에서 부유한 핵종으로 인한 호흡, 오염된 농작물, 육류 섭취 및 관개수 음용 섭취로 인한 피폭을 고려하였다. 여기서 GBI에서부터 인간 피폭까지의 과정에서는 핵종 감쇄를 고려하지 않으며 핵종은 GBI를 통해 연간 일정한 비율로 유입되는 것으로 가정하였다.
1 m 두께의 콘크리트 벽으로 둘러싸여 있다. 이러한 방벽은 1,400년 이전에는 건전성이 유지되다가 해당 시점 이후에 열화현상이 발생하는 것으로 가정하였으며, 콘크리트의 물성치 및 핵종별 분배계수는 표층처분시설에 적용된 값과 동일하다. 사일로에서 누출된 방사성핵종은 지하수 유동에 따라 근계영역인 콘크리트 방벽을 지나 원계영역인 암반층을 거쳐 해양 생태계 또는 우물로 이동된다.
처분덮개 시스템은 일반덮개(총 7개 층)와 콘크리트 슬래브로 구성되며 물질 정보는 표 3과 같다. 일반덮개는 제도적관리기간인 300년 이후에 모두 Sand와 유사한 특성을 가진 물질로 변화하며 콘크리트 슬래브는 1,185년 이후에 완전히 열화되는 것으로 가정하였다. 처분덮개는 덮개 물질, 물, 공기로 구성되며, 지하수 포화도는 폐기물 선원항과 동일한 값(0.
일반덮개의 경우 제도적 관리기간(300년) 이후에는 모두 Sand와 유사한 특성을 가진 물질로 변화하며 콘크리트 슬래브의 경우 콘크리트 열화시점(1,185년) 이후에 완전히 열화되는 것으로 가정하였다(해당 시점 이전에는 성능에 관한 건전성 유지 가정).
일반덮개의 경우 제도적 관리기간(300년) 이후에는 모두 Sand와 유사한 특성을 가진 물질로 변화하며 콘크리트 슬래브의 경우 콘크리트 열화시점(1,185년) 이후에 완전히 열화되는 것으로 가정하였다(해당 시점 이전에는 성능에 관한 건전성 유지 가정). 전체 처분덮개 두께는 초기 6.8 m에서 300년 후 일반덮개 물질 변화에 따라 0.1 m 감소하는 것으로 가정하였다(KORAD, 2015). 또한 표층처분시설에서 발생한 기체상 방사성핵종이 처분덮개 시스템을 통해 확산되어 대기중으로 누출될 가능성이 있으므로 정상 시나리오 평가시 방사성핵종의 대기중 누출에 따른 처분 덮개 시스템 부근 결정집단 인간에 대한 피폭선량 평가를 별도로 수행하였다.
근계영역(공학적 방벽)을 통과한 핵종은 원계영역 부분인 암반으로 이동한 후 암반 내 지하수 유동에 따라 거동한다. 정상 시나리오의 경우 모든 핵종이 지하수 유동에 따라 해양 생태계로 이동하며 우물 시나리오의 경우 암반 내로 침투한 모든 핵종이 지하수 유동에 따라 이동하다가 심층 우물에서 모두 양수되어 지표로 이동하는 것으로 가정하였다. 이로 인해 정상 및 우물 시나리오에서는 표층처분의 경우와 동일하게 최종적으로 각각 해양 부근 및 우물 부근에 위치한 결정집단 인간에게 피폭이 이루어진다.
이후 방사성핵종은 이류현상에 의해 대수층으로 이동하여 지하수 유동에 따라 거동한다. 정상 시나리오의 경우 모든 핵종이 해양으로 이동하며 우물 시나리오의 경우 모든 핵종이 우물을 통해 양수되는 것으로 가정한다. 이로 인해 정상 및 우물 시나리오에서는 최종적으로 각각 해양 부근 및 우물 부근에 위치한 결정집단 인간에게 피폭이 이루어진다.
이 중 근계영역 부분인 공학적 방벽은 콘크리트층으로 단순화하였으며 콘크리트를 통과하는 침투수량은 폐기물에서의 침투수량과 동일하다. 콘크리트층의 두께는 0.6 m로 설정하였으며 1,185년 이후에 완전히 열화되는 것으로 가정하였다. 또한 콘크리트에서의 핵종별 분배계수는 표 2에 제시된 값을 사용하였으며 이는 경주 방폐물 처분장 2단계 표층처분시설 사전안전성평가보고서와 더불어 기존에 제시된 연구결과(Park et al.
6m, 높이 50m)로 모사하였다. 해당 사일로는 지표면 아래 80m의 포화층에 위치하므로 선원항은 폐기물과 지하수로 구성하였으며, 처분시설 내 폐기물은 모두 균일 혼합되어 있는 것으로 가정하였다. 선원항에서 방출되는 방사성핵종은 지하수 유동에 따라 이류작용에 의해 공학적 방벽인 콘크리트로 이동되며 평가 시작시점에 선원항 및 콘크리트는 모두 포화상태인 것으로 가정하였다.
해양 및 우물은 시설로부터 대수층을 따라 각각 수평방향으로 약 406 m, 약 200 m 이격된 곳에 위치하는 것으로 가정하였다. 앞서 기술한 바와 같이 정상 시나리오에서 모든 핵종은 대수층을 따라 해양으로 이동하며 우물 시나리오에서 모든 핵종은 대수층에서 우물로 양수되어 지표면으로 이동한다.
제안 방법
1991년부터 2014년까지 국내에서 발생한 폐밀봉선원이 표층처분시설 및 동굴처분시설에 처분된다는 가정 하에 GoldSim 전산코드를 사용하여 결정집단의 개인 피폭선량 관점에서 폐쇄 후 예비안전성평가를 수행하였다. 본 연구결과 정상 시나리오시 최대 피폭선량은 두 가지 처분방식에 대해 약 1×10-7 mSv/yr으로 나타났으며 이는 규제치인 0.
본 안전성평가에서는 생태계 선원항으로부터 인간 피폭까지의 모든 피폭경로에 대한 세부 모델링을 수행하지 않고 각 피폭경로별 적용인자를 반영하여 도출된 보정 선량환산인자(DCF, Dose Conversion Factor)와 GBI에서의 핵종별 단위 유출률을 곱하여 피폭선량을 계산하였다. Cloudshine과 Groundshine에 의한 피폭 시 보정 선량환산인자는 기존 DCF에 피폭시간을 곱하여 도출하였고 호흡에 의한 피폭시에는 호흡률과 부유 인자를 적용하였다. 섭취에 의한 피폭은 농작물, 육류 및 음용수 섭취를 구분하여 각각 결정집단의 섭취량, 핵종 이동에 따른 전이계수 등을 곱하여 보정 선량환 산인자를 도출하였다.
근계영역 공학적 방벽은 콘크리트로 단순화하였으며 LILW-SAR에 따라 1,400년 이전에는 건전성이 유지되다가 해당 시점 이후에 열화현상이 발생하는 것으로 가정하였다. 또한 GoldSim 모델링에서는 계산시작 시점을 사일로 내부로의 지하수 침투가 아닌 포화 이후로 설정하였으며 이에 따라 개념 모델에서는 사일로 포화 이후 폐기물로부터 방사성핵종이 누출되어 지하 수유동에 따라 콘크리트, 원계 암반으로 이동되는 것으로 모사하였다.
정상 시나리오의 경우 지하수 유동에 따른 결정집단 개인의 피폭선량 평가에는 해양에서의 섭취로 인한 피폭을 고려하였다. 또한 공기를 통한 피폭시 시스템 상부 결정피폭집단의 공기중 방사성핵종에 의한 외부피폭(Cloudshine)만을 고려하였다. 우물 시나리오에 대한 개인 피폭선량 평가에서는 우물물의 지표침적으로 인한 지표 방사성핵종에 의한 외부피폭(Groundshine),지표에서 부유한 핵종으로 인한 호흡, 오염된 농작물, 육류 섭취 및 관개수 음용 섭취로 인한 피폭을 고려하였다.
1 m 감소하는 것으로 가정하였다(KORAD, 2015). 또한 표층처분시설에서 발생한 기체상 방사성핵종이 처분덮개 시스템을 통해 확산되어 대기중으로 누출될 가능성이 있으므로 정상 시나리오 평가시 방사성핵종의 대기중 누출에 따른 처분 덮개 시스템 부근 결정집단 인간에 대한 피폭선량 평가를 별도로 수행하였다.
표층처분시설은 일반덮개층, 상부 콘크리트층, 폐기물층, 하부 콘크리트층으로 구성하였다. 또한, 하부 콘 크리트층 아래에는 불포화층과 대수층이 존재하는 것 으로 모델링하였다. 이 중 근계영역 부분인 공학적 방벽은 콘크리트층으로 단순화하였으며 콘크리트를 통과하는 침투수량은 폐기물에서의 침투수량과 동일하다.
본 안전성평가에서는 생태계 선원항으로부터 인간 피폭까지의 모든 피폭경로에 대한 세부 모델링을 수행하지 않고 각 피폭경로별 적용인자를 반영하여 도출된 보정 선량환산인자(DCF, Dose Conversion Factor)와 GBI에서의 핵종별 단위 유출률을 곱하여 피폭선량을 계산하였다. Cloudshine과 Groundshine에 의한 피폭 시 보정 선량환산인자는 기존 DCF에 피폭시간을 곱하여 도출하였고 호흡에 의한 피폭시에는 호흡률과 부유 인자를 적용하였다.
본 연구에서는 GoldSim 전산코드를 사용하여 폐밀 봉선원 처분시설에 대한 폐쇄후 예비안전성평가를 수행하였다. 1991년부터 2014년까지 국내에서 발생된 폐밀봉선원이 표층처분시설 및 동굴처분시설에 각각 처분된다는 가정하에 결정집단의 개인 피폭선량 관점에서 폐쇄후 안전성 평가를 수행한 후 평가결과를 법적규제치와 비교함으로써 폐밀봉선원 처분방식별 안전성을 확인하고자 하였다.
또한 핵종 이동 모델링에서는 선원항(Source-term)에서의 방출률이 계산되며 이후 방출된 방사성핵종의 거동은 질량 이동을 모사하기 위해 GoldSim 프로그램에서 기본적으로 제공되는 다양한 Transport pathway를 조합 및 연결함으로써 정의된다. 본 평가에서는 Cell pathway 및 Aquifer pathway를 적용하여 이류와 확산을 통한 핵종 이동 모델링을 수행하였다. Cell pathway는 Cell에서의 모든 핵종이 균일 혼합되어 있다고 가정하며 Aquifer pathway는 Cell pathway가 다수 연결된 pathway를 모사한다.
사일로에서 방출되어 암반층까지 침투하는 지하수 유량은 지하수 흐름 방향에 수직인 사일로 단면적(사일로 직경 × 사일로 높이)과 지하수 유속(처분시설과 콘크리트층 및 모암에서의 유속 중 최소값)을 곱한 값으로 설정하였다.
Cloudshine과 Groundshine에 의한 피폭 시 보정 선량환산인자는 기존 DCF에 피폭시간을 곱하여 도출하였고 호흡에 의한 피폭시에는 호흡률과 부유 인자를 적용하였다. 섭취에 의한 피폭은 농작물, 육류 및 음용수 섭취를 구분하여 각각 결정집단의 섭취량, 핵종 이동에 따른 전이계수 등을 곱하여 보정 선량환 산인자를 도출하였다. 보정 선량환산인자를 유도하기 위해 요구되는 생태계 특성 데이터 및 선량환산인자는 한국원자력기술원에서 주민피폭선량 평가코드 검증에 사용된 값(KINS, 2014)을 준용하였으며 피폭시간은 보수성 확보를 위해 연간 내내 피폭되는 것으로 가정하였다.
선원항에서 방출되는 방사성핵종은 이류와 확산작용을 통해 이동하는 것으로 모사하였다. 이류에 의해 지하수 유동에 따라 선원항으로부터 공학적 방벽인 하부 콘크리트로 누출되는 상황과 확산에 의해 선원항 내의 기체 핵종(85Kr)이 상부 콘크리트로 이동한 후 일반덮개를 통과하여 대기로 누출되는 상황을 고려하였다.
처분시설 폐쇄 후 인근 주민의 피폭선량은 반드시 법적 규제치 이하로 유지되어야 하므로 규제치를 초과 또는 이에 근접한 피폭선량을 유발하는 핵종의 경우 각 처분방식에서 제외할 필요가 있다. 이에 따라 앞서 기술한 폐쇄후 예비 안전성 평가결과 중 보수성 확보 를 위해 우물 시나리오에 대한 주민 피폭선량 자료를 이용하여 처분방식별로 최대선량이 규제요건을 초과하는 핵종 또는 규제치 대비 상대적 기여도가 10% 이상인 주요 관심핵종(모핵종 포함)을 선별하였다. 주요 관심핵종의 경우 다른 핵종으로 인한 피폭선량과의 합산 결과가 법적 규제치를 초과할 가능성이 있음을 의미하므로 처분대상에서 제한할 필요가 있다.
GoldSim에서의 처분시설 모델링은 선원항, 근계영역 및 생태계영역을 모두 Cell pathway로 정의하였고 원계영역은 Aquifer pathway로 정의하였다. 처분방식별로 정상 시나리오와 인간침입(우물) 시나리오에 대한 평가를 수행하였으며 각 처분방식에 대한 개념 모델 및 평가 시나리오를 정리하면 다음과 같다.
평가 결과는 선량 기여도가 매우 낮은 핵종을 선별하기 위해 1×10-12 mSv/yr 이상인 핵종에 대한 결과만 제시하였다.
평가 결과는 선량 기여도가 매우 낮은 핵종을 선별하기 위해 1×10-7 mSv/yr 이상인 핵종에 대한 결과만 제시하였다.
폐밀봉선원 처분방식별 폐쇄후 예비안전성평가를 위해 지하수 이동을 통한 정상 시나리오와 우물 시나리오를 대상으로 주민 피폭선량을 계산하였다. 표층처분에 대한 평가에서는 처분덮개에서 대기로의 방사성핵종 확산에 따른 결정집단 개인의 피폭선량을 추가적으로 계산하였다.
폐밀봉선원의 방사능은 중·저준위 방사성폐기물 처분시설 2단계 건설사업 준공시점을 감안하여 2020년도 방사능량을 기준으로 하였으며 평가기간은 원자력안전위원회고시 제2014-56호 제7조(성능평가기간) 요건에 따라 1,000년 이전에 최고 선량값에 도달하지 않을 경우 그 이상으로 설정하였다.
표층처분시설의 경우 처분고로의 강수 침투량을 감소시키기 위해 처분덮개 시스템이 설치되는데 본 평가에는 경주 방폐물 처분장 2단계 표층처분시설 사전안전성평가보고서에서 모델링된 시스템을 적용하였다. 처분덮개 시스템은 그림 2와 같이 일반덮개(총 7개 층)와 콘크리트 슬래브로 구성되며 시간이 경과함에 따라 물질 특성이 변한다.
폐밀봉선원 처분방식별 폐쇄후 예비안전성평가를 위해 지하수 이동을 통한 정상 시나리오와 우물 시나리오를 대상으로 주민 피폭선량을 계산하였다. 표층처분에 대한 평가에서는 처분덮개에서 대기로의 방사성핵종 확산에 따른 결정집단 개인의 피폭선량을 추가적으로 계산하였다.
대상 데이터
앞서 기술한 바와 같이 본 평가에 적용된 방사성폐기물 선원항은 1991년부터 2014년까지 위탁폐기된 폐밀봉선원으로 설정하였다. 국내에서 발생된 폐밀봉선원은 총 34개 핵종으로 이 중 혼합선원 3종(90Sr외 3종, 60Co외 3종 및 90Sr/90Y)과 중성자선원 3종(241Am/Be, 226Ra/Be 및 Sb/Be)을 제외한 28개 핵종을 모델링하였다. 실제 모델링에서는 GoldSim 내에서 적용되는 1차 딸핵종 7개를 포함하여 총 35개 핵종을 고려하였다.
동굴처분시설의 공학적 방벽은 콘크리트이며, 선원항 사일로는 1.1 m 두께의 콘크리트 벽으로 둘러싸여 있다. 이러한 방벽은 1,400년 이전에는 건전성이 유지되다가 해당 시점 이후에 열화현상이 발생하는 것으로 가정하였으며, 콘크리트의 물성치 및 핵종별 분배계수는 표층처분시설에 적용된 값과 동일하다.
6 m로 설정하였으며 1,185년 이후에 완전히 열화되는 것으로 가정하였다. 또한 콘크리트에서의 핵종별 분배계수는 표 2에 제시된 값을 사용하였으며 이는 경주 방폐물 처분장 2단계 표층처분시설 사전안전성평가보고서와 더불어 기존에 제시된 연구결과(Park et al., 2014) 및 IAEA 자료(IAEA, 2004)를 준용하였다.
그러나 이러한 강수량 모두가 처분덮개로 침투하는 것은 아니며 덮개 물질의 수리전도도에 따라 총 침투량이 결정된다. 본 연구는 처분시설 지역의 평균 자료를 적용하였으며 연간 강수량, 지표유출량 및 증발산량은 각각 1,267.270 mm, 114.125 mm 및 712.847 mm이다.
또한 대수층의 경우 국내에서의 두께 분포가 대략 2~30 m이므로 평균 값인 16 m를 적용하였다(GIMS, 2016). 불포화층 및 대수층에서의 핵종별 분배계수는 표 4와 같으며 경주 방폐물 처분장 2단계 표층처분시설 사전안전성평가보 고서와 더불어 IAEA 자료(IAEA, 2004)를 준용하였다. 불포화층과 대수층의 지하수 포화도는 각각 0.
국내에서 발생된 폐밀봉선원은 총 34개 핵종으로 이 중 혼합선원 3종(90Sr외 3종, 60Co외 3종 및 90Sr/90Y)과 중성자선원 3종(241Am/Be, 226Ra/Be 및 Sb/Be)을 제외한 28개 핵종을 모델링하였다. 실제 모델링에서는 GoldSim 내에서 적용되는 1차 딸핵종 7개를 포함하여 총 35개 핵종을 고려하였다. 선원항 모델링에 적용된 방사성핵종 종류 및 핵종별 재고량 정보는 표 1에 요약하였으며 총 재고량은 3.
여기서 선원항, 근계 및 원계영역은 모두 포화상태로 유지된다. 암반층에서의 핵종별 분배계수는 표 4에 제시하였으며 기존에 제시 된 연구결과(Park et al., 2012; Park et al., 2014) 및 IAEA 자료(IAEA, 2004)를 준용하였다. 또한 지하수 유속은 기존 연구결과(Park et al.
모든 처분방식은 단일시설로 가정하며 하나의 선원으로 모델링하였다. 앞서 기술한 바와 같이 본 평가에 적용된 방사성폐기물 선원항은 1991년부터 2014년까지 위탁폐기된 폐밀봉선원으로 설정하였다. 국내에서 발생된 폐밀봉선원은 총 34개 핵종으로 이 중 혼합선원 3종(90Sr외 3종, 60Co외 3종 및 90Sr/90Y)과 중성자선원 3종(241Am/Be, 226Ra/Be 및 Sb/Be)을 제외한 28개 핵종을 모델링하였다.
보다 세부적인 내용은 다음과 같다. 처분시설은 가로 311.8 m, 세로 69.8 m로 총 면적이 21,763.64 m2 이며 처분고 높이는 10.4 m로 설정하였다. 방사선원항은 폐기물, 지하수, 공기로 구성하였으며 물질 내 지하수 포화도는 0.
3절에서 참고문헌이 제시되지 않은 입력값은 모두 상기 보고서를 적용하였다. 처분시설은 경주 동굴처분시설의 단일 원통형 사일로(직경 23.6m, 높이 50m)로 모사하였다. 해당 사일로는 지표면 아래 80m의 포화층에 위치하므로 선원항은 폐기물과 지하수로 구성하였으며, 처분시설 내 폐기물은 모두 균일 혼합되어 있는 것으로 가정하였다.
표층처분시설은 일반덮개층, 상부 콘크리트층, 폐기물층, 하부 콘크리트층으로 구성하였다. 또한, 하부 콘 크리트층 아래에는 불포화층과 대수층이 존재하는 것 으로 모델링하였다.
데이터처리
, 2014) 및 IAEA 자료(IAEA, 2004)를 준용하였다. 또한 지하수 유속은 기존 연구결과(Park et al., 2014)에 제시된 값의 평균값을 적용하였다. 콘크리트 열화전 선원항, 근계 및 원계영역의 지하수 유속은 각각 9.
처분시설 폐쇄후 안전성평가는 유동 시스템에 대한 동적(Dynamic), 확률적(Probabilistic) 모사가 가능한 GoldSim 상용 프로그램을 사용하여 수행하였다. 동 프 로그램의 일부인 Contaminant Transport (CT) 모듈을 통해 방사성핵종과 같은 오염물질의 방출 및 이동을 모사할 수 있다.
이론/모형
폐기물로부터 방출된 방사성핵종은 근계 및 원계 영역으로 이동하면서 주변 물질과 상호작용을 일으키며 이 과정에서 매질 표면에 핵종이 흡착됨에 따라 핵종 이동 지연효과가 발생하게 되는데 이러한 흡착 정도가 분배계수 값으로 정의된다. 각 핵종별 분배계수는 매질 종류에 따라 변화하며 방사성폐기물 내 각 핵종의 분배계수 값은 문헌값을 활용하였다(Park et al., 2014). 또한 기준유체(Reference fluid)인 물에 대한 폐밀봉선원 핵종별 용해도 값은 기존에 제시된 연구결과를 활용하였다(Jung et al.
동굴처분 안전성 평가에 적용된 대부분의 입력값은 LILW-SAR에 제시된 사항을 준용하였으며 이하 3.3절에서 참고문헌이 제시되지 않은 입력값은 모두 상기 보고서를 적용하였다. 처분시설은 경주 동굴처분시설의 단일 원통형 사일로(직경 23.
, 2014). 또한 기준유체(Reference fluid)인 물에 대한 폐밀봉선원 핵종별 용해도 값은 기존에 제시된 연구결과를 활용하였다(Jung et al., 2015)(표 2).
안전성 평가에 적용된 대부분의 입력값은 경주 방폐물 처분장 2단계 표층처분시설 사전안전성평가보고서에 제시된 사항을 준용하였으며 이하 3.2절에서 참고문헌이 제시되지 않은 입력값은 모두 상기 보고서를 적용하였다. 보다 세부적인 내용은 다음과 같다.
해당 처분시설의 폐쇄후 방사성핵종 누출 시나리오는 경주 중·저준위 방사성폐기물 처분장 1단계 동굴처분시설 안전성분석보고서(LILW-SAR)에 제시된 사항을 준용하였다(KHNP, 2008).
성능/효과
두 가지 처분방식 모두 정상 시나리오시 주민 피폭선량이 연간 규제치 0.1 mSv 이하로 유지(약 1×106 배 수준의 여유도)되고 있는 것으로 확인되었으며 최대 피폭선량에 가장 큰 영향을 미치는 핵종은 14C임을 알 수 있다.
본 연구결과 정상 시나리오시 최대 피폭선량은 두 가지 처분방식에 대해 약 1×10-7 mSv/yr으로 나타났으며 이는 규제치인 0.1 mSv/yr에 대비하여 1×106 배 수준의 여유도를 갖는 값이므로 장기적으로 충분한 안전성을 확보할 수 있는 것으로 판단된다.
추가적으로 표층처분시설에서 기체 핵종(85Kr)의 대기중 누출에 따른 처분덮개 시스템 상부 결정집단 개인의 최대 피폭선량은 3.827×10-9 mSv/yr로 평가되었다(그림 5).
후속연구
현재 약 5만개 이상의 폐밀봉선원이 한국원자력환경공단 폐기시설에 임시 보관 중에 있으며 향후 중·저준위 방사성폐기물 처분시설에 처분될 예정이다.
질의응답
핵심어
질문
논문에서 추출한 답변
밀봉선원이 페밀봉선원으로 분류되는 경우는 어떠한 경우인가?
방사성동위원소는 밀봉 유무에 따라 개봉선원과 밀 봉선원으로 구분되며 밀봉선원은 동위원소 선원과 채움재로 구성된 밀폐된 캡슐형태이다. 밀봉선원은 사용자가 더 이상 사용하지 않거나 방사성붕괴로 인해 사용이 불가할 경우 폐밀봉선원으로 분류되어 관련시설에 위탁폐기된다. 현재 약 5만개 이상의 폐밀봉선원이 한국원자력환경공단 폐기시설에 임시 보관 중에 있으며 향후 중·저준위 방사성폐기물 처분시설에 처분될 예정이다.
1991~2014년까지 폐밀봉선원으로 분류된 것의 수량과 부피는 어떠한가?
현재 임시 보관 중인 폐밀봉선원은 인수절차에 따라 처분시설 부지 내 인수저장건물에 인수 및 저장되며 구체적인 처분방안이 마련된 후 처분될 예정이다 . 1991년부터 2014년까지 국내에서 발생된 폐밀봉선원은 총 34개의 핵종으로 구성되며 전체 선원 재고량, 수량 및 부피는 각각 4.183×1014 Bq, 52,176개 및 6.43×104L이다(FNC Tech, 2015). 원자력안전위원회 고시 제2014-3호에 의거하여 폐밀봉선원은 방사능 농도에 따라 중·저준위(중준위, 저준위, 극저준위) 방사성 폐기물로 분류되고 반감기가 약 5일인 210Bi부터 약 44억년인 238U까지 핵종특성이 매우 다양하다(NSSC, 2014a).
방사성동위원소는 밀봉 유무에 따라 어떻게 구분되는가?
방사성동위원소는 밀봉 유무에 따라 개봉선원과 밀 봉선원으로 구분되며 밀봉선원은 동위원소 선원과 채움재로 구성된 밀폐된 캡슐형태이다. 밀봉선원은 사용자가 더 이상 사용하지 않거나 방사성붕괴로 인해 사용이 불가할 경우 폐밀봉선원으로 분류되어 관련시설에 위탁폐기된다.
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