원전해체후 규제해제 콘크리트 방사성 폐기물의 자체처분을 위한 안전성 평가 Safety Assessment for the self-disposal plan of clearance radioactive waste after nuclear power plant decommissioning원문보기
영구정지 후 해체가 계획된 고리 1호기 원자력발전소는 해체 과정에서 다양한 종류의 방사성폐기물이 대량으로 발생할 것으로 예상되고 있다. 이 중 가장 많은 발생량을 차지할 것으로 예상되는 콘크리트 방사성폐기물에 대하여 기존 폐기물의 처분 현황 및 법적 제한사항등을 분석하여 적절하고 효율적인 처분방법을 마련하는 것은 중요한 사안일 것으로 판단된다. 콘크리트 방사성폐기물은 다양한 준위의 폐기물들이며, 이 중 규제해제 준위에 해당되어 자체처분이 가능한 폐기물은 바이오실드 콘크리트이다. 본 논문에서는 방사화 평가 결과를 바탕으로 자체처분이 가능한 폐기물을 자체처분 평가 코드인 RESRAD 코드 프로그램을 이용하여 자체처분 안전성 평가를 수행하였다. 대상 폐기물의 자체처분 시나리오를 선정하고 자체처분시 개인별 피폭선량을 계산하여 국내 원자력안전법에서 규정하는 자체처분 기준 제한치의 만족 여부를 판단하였다. 평가 결과, 전체적으로 상당히 낮은 결과 값을 보이며 기준 제한치를 만족하는 결과를 나타내었다. 이러한 자체처분 안전성 평가 결과를 바탕으로 규제해제 대상으로서 자체처분 가능한 바이오실드 콘크리트 폐기물에 대한 적절한 처분방법을 제시하였다.
영구정지 후 해체가 계획된 고리 1호기 원자력발전소는 해체 과정에서 다양한 종류의 방사성폐기물이 대량으로 발생할 것으로 예상되고 있다. 이 중 가장 많은 발생량을 차지할 것으로 예상되는 콘크리트 방사성폐기물에 대하여 기존 폐기물의 처분 현황 및 법적 제한사항등을 분석하여 적절하고 효율적인 처분방법을 마련하는 것은 중요한 사안일 것으로 판단된다. 콘크리트 방사성폐기물은 다양한 준위의 폐기물들이며, 이 중 규제해제 준위에 해당되어 자체처분이 가능한 폐기물은 바이오실드 콘크리트이다. 본 논문에서는 방사화 평가 결과를 바탕으로 자체처분이 가능한 폐기물을 자체처분 평가 코드인 RESRAD 코드 프로그램을 이용하여 자체처분 안전성 평가를 수행하였다. 대상 폐기물의 자체처분 시나리오를 선정하고 자체처분시 개인별 피폭선량을 계산하여 국내 원자력안전법에서 규정하는 자체처분 기준 제한치의 만족 여부를 판단하였다. 평가 결과, 전체적으로 상당히 낮은 결과 값을 보이며 기준 제한치를 만족하는 결과를 나타내었다. 이러한 자체처분 안전성 평가 결과를 바탕으로 규제해제 대상으로서 자체처분 가능한 바이오실드 콘크리트 폐기물에 대한 적절한 처분방법을 제시하였다.
The Kori-Unit 1 nuclear power plant, which is scheduled for decommissioning after permanent shutdown, is expected to generate a large amount of various types of radioactive waste during decommissioning process. For concrete radioactive waste, which is expected to occupy the most amount, it is import...
The Kori-Unit 1 nuclear power plant, which is scheduled for decommissioning after permanent shutdown, is expected to generate a large amount of various types of radioactive waste during decommissioning process. For concrete radioactive waste, which is expected to occupy the most amount, it is important to analyze the current waste disposal status and legal limitations and to prepare an appropriate and efficient disposal method. Concrete radioactive waste is waste of various levels, of which the clearance level is bioshield concrete. In this paper, clearance radioactive waste safety evaluation was performed using the RESRAD code, which is a safety evaluation code, based on the activation evaluation results for the wastes with the clearance level. The clearance scenario of the target radioactive waste was selected and the individual's exposure dose was calculated at the time of clearance to determine whether the clearance criteria limit prescribed by the Nuclear Safety Act was satisfied. As a result of the evaluation, the results showed significantly lower results and satisfied the criteria value. Based on the results of this clearance safety assessment, the appropriate disposal method for bioshield concrete, which are the clearance wastes of subject of deregulation, was suggested.
The Kori-Unit 1 nuclear power plant, which is scheduled for decommissioning after permanent shutdown, is expected to generate a large amount of various types of radioactive waste during decommissioning process. For concrete radioactive waste, which is expected to occupy the most amount, it is important to analyze the current waste disposal status and legal limitations and to prepare an appropriate and efficient disposal method. Concrete radioactive waste is waste of various levels, of which the clearance level is bioshield concrete. In this paper, clearance radioactive waste safety evaluation was performed using the RESRAD code, which is a safety evaluation code, based on the activation evaluation results for the wastes with the clearance level. The clearance scenario of the target radioactive waste was selected and the individual's exposure dose was calculated at the time of clearance to determine whether the clearance criteria limit prescribed by the Nuclear Safety Act was satisfied. As a result of the evaluation, the results showed significantly lower results and satisfied the criteria value. Based on the results of this clearance safety assessment, the appropriate disposal method for bioshield concrete, which are the clearance wastes of subject of deregulation, was suggested.
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문제 정의
해체후 바이오실드 콘크리트 폐기물의 매립처분에 따른 안전성평가를 통해 매립장 작업자와 매립장 폐쇄후 거주하게 될 일반인을 대상으로 예상 피폭선량을 계산하여 국내 원자력법령의 자체처분 제한치인 연간 개인선량 10 μ Sv를 만족함을 입증하였다. 이러한 평가를 바탕으로 해체 후 바이오실드 콘크리트의 자체처분 폐기물에 대한 적절하고 효율적인 처분방법을 제시하고자 한다.
가설 설정
3 g/cm2로 고려하였다. RESRAD 전산코드의 기본 가정 사항을 반영하여 매립 대상물의 기하학적 형상은 원기둥(Cylinder) 형상으로 매립된다고 가정하였다. 매립 대상물의 두께는 매립장에서 폐기물을 매립하는 방법에 따라 차이가 있을 수 있으나, 폐기물 운반차량으로부터 일시적 하역 및 부지 평탄화 작업등을 고려하여 두께가 일반적으로 1∼3 m 내외가 될 것으로 예상되는데, 본 평가에서는 실제 해당 부지에서 매립물을 매립할때의 상황을 가정하여 두께가 1m 일 때와 2m 일 때, 각각 2가지의 형상이 다른 Case의 모델로 가정하여 결과를 비교하였다.
복토층(Cover soil)은 매립 처분 대상물을 매립한 후 매립층을 안정화하기 위하여 매립 대상물 상부에 덮는 청정 토양층이다. 국내의 경우 작업자의 복토에 관한 환경부 폐기물 관리법 시행령을 근거로 매립장 작업자의 경우에는 작업 일일 복토요건인 15cm로 가정하였고, 폐쇄 후 거주자의 경우에는 60cm의 복토층이 최소 식생대층으로 존재하는 것으로 가정하였다[11].
매립 대상물은 바이오실드 콘크리트 폐기물로 대부분 콘크리트 덩어리지만 일부분은 제염과정에서 발생된 콘크리트 가루이다. 그러나 평가를 위해 보수적으로 모두 콘크리트 덩어리인 것으로 가정하였으며, 매립 대상물의 밀도는 일반 콘크리트의 밀도인 2.3 g/cm2로 고려하였다. RESRAD 전산코드의 기본 가정 사항을 반영하여 매립 대상물의 기하학적 형상은 원기둥(Cylinder) 형상으로 매립된다고 가정하였다.
따라서 평가 기간을 매립장 폐쇄 후 30년 경과된 시점부터 50년까지로 선정하였다. 또한, 매립장 페쇄 후 30년 경과된 시점은 최소 식생대층이 조성되기까지의 충분한 기간이라고 판단되며, 해당 시점 직후부터 일반인이 거주한다고 가정하였다.
본 평가에서도 매립 방법을 선정하였으며, 본 평가를 통하여 매립장 작업자 및 매립장 폐쇄 후 거주자의 예상 피폭 방사선량을 계산함으로서 국내 원자력관계법령에서 규정하고 있는 자체처분 제한치 만족 여부를 판단하였다. 매립 대상 지역은 국내 방사성폐기물 처분장이 위치하고 있는 경주 지역의 부지에 자체처분 또한, 실시된다고 가정하였다. 따라서 평가에서 필요한 환경학적 입력사항은 경주 지역의 기상자료 및 토양 관련 자료를 적용하였다.
1%로 산출된다. 폐쇄 후 거주자의 경우에는 1년 중 1/2을 옥내를 제외한 외부에 있다고 가정하여 분율을 50%로 적용하였다.
7%로 산출된다. 폐쇄 후 거주자의 경우에는 1년 중 1/2을 옥내에서 거주한다고 가정하여 50%의 분율로 적용된다. 실외거주비율은 1년 중 매립장 상부에 위치한 건물 외부에서 체류하는 시간의 비율로 정의되며, 실내거주 비율과 마찬가지로 매립장 작업자와 폐쇄 후 거주자의 거주비율은 상이할 것으로 예상된다.
제안 방법
매립 대상 지역은 국내 방사성폐기물 처분장이 위치하고 있는 경주 지역의 부지에 자체처분 또한, 실시된다고 가정하였다. 따라서 평가에서 필요한 환경학적 입력사항은 경주 지역의 기상자료 및 토양 관련 자료를 적용하였다.
또한, 매립장 환경에서 호흡 가능한 분진의 농도를 고려하여야 하는데, 분진의 농도는 국내 환경 자료가 미비하므로 국내 환경과 유사한 일본에서 조사된 폐기물 매립장 상부에서의 분진의 농도로 적용하였으며, 매립장 작업자의 경우 0.0005g/m3 ,폐쇄 후 거주자의 경우 RESRAD 코드에서 기본 입력사항으로 제시하고 있는 0.0002g/m3를 적용하였다[9].
이에 따라 계산된 결과를 이용하여 국내 원자력법령에서 규정하는 자체처분 기준치를 만족하는지 여부를 판단하였으며, 그 결과, 기준 제한치를 충분히 만족하였다. 또한, 최적의 매립물 선정을 위해 형상과 제원이 각자 다른 2가지 모델로 나누어 매립 대상물의 평가 결과를 비교하였다. 두께가 얇은 모델과 두께가 두꺼운 모델 모두 결과값에 크게 차이를 보이지 않았으며, 전체적으로 2가지 모델 모두 기준 제한체를 만족하는 결과를 보였다.
매립 대상물의 두께는 매립장에서 폐기물을 매립하는 방법에 따라 차이가 있을 수 있으나, 폐기물 운반차량으로부터 일시적 하역 및 부지 평탄화 작업등을 고려하여 두께가 일반적으로 1∼3 m 내외가 될 것으로 예상되는데, 본 평가에서는 실제 해당 부지에서 매립물을 매립할때의 상황을 가정하여 두께가 1m 일 때와 2m 일 때, 각각 2가지의 형상이 다른 Case의 모델로 가정하여 결과를 비교하였다.
2 ONSITE 코드를 이용하여 고리 1호기 원자력발전소의 해체 과정에서 발생되는 바이오실드 콘크리트 폐기물 중 자체처분 준위에 해당하는 폐기물을 매립하는 상황에 대해서 매립 작업자 및 매립장 폐쇄 후 거주자로 피폭 대상을 구분하고 각각의 개인 피폭선량을 도출하여 자체처분 안전성을 평가하였다. 매립장 작업자의 경우 매립처분 직후부터 10년까지의 개인 피폭선량을 계산하였으며, 매립장 폐쇄 후 거주자에 대해서는 매립장 폐쇄 후 30년이 경과된 시점부터 50년까지의 개인 피폭선량을 계산하였다. 이에 따라 계산된 결과를 이용하여 국내 원자력법령에서 규정하는 자체처분 기준치를 만족하는지 여부를 판단하였으며, 그 결과, 기준 제한치를 충분히 만족하였다.
자체처분 피폭선량 평가시 대상은 해체 후 매립장 상부에 근무하는 매립장 작업자와 매립장 폐쇄 후 매립장 부지 상부에 거주하는 일반인으로 나누어 고려하였다. 매립장 작업자의 경우 폐기물에 의한 외부피폭, 분진 또는 공기로 인해 발생하는 호흡에 의한 피폭을 고려하였으며, 매립 직후부터 10년까지를 평가 기간으로 선정하였다. 매립장 폐쇄 후 매립장 부지 상부에 거주하는 일반인의 경우 매립된 폐기물에 의한 외부피폭, 분진 또는 공기로 인해 발생하는 호흡에 의한 피폭, 지하수 및 매립장 부지에서 재배된 농축산물, 수산물 섭취에 의한 피폭을 고려하였다.
본 평가에서는 이 중 ONSITE 코드군을 적용하여 평가하였으며, 본 코드군은 부지 내 피폭선량 또는 위해도 기준에 부합하는 토양에서의 방사성 물질에 대한 가이드라인, 작업자 및 거주자에 대한 피폭선량이 계산 가능하다. 또한, 지표수 또는 지하수와 같은 여러 매질에 존재하는 방사성 물질의 농도를 도출할 수 있다.
자체처분 시나리오는 앞서 기술한대로 크게 재활용, 매립, 소각 방법이 있으며, 특히 콘크리트 폐기물의 경우에는 가장 폭넓게 적용될 수 있는 처분 시나리오로서 부지에 매립(landfill) 하는 방법이 있다. 본 평가에서도 매립 방법을 선정하였으며, 본 평가를 통하여 매립장 작업자 및 매립장 폐쇄 후 거주자의 예상 피폭 방사선량을 계산함으로서 국내 원자력관계법령에서 규정하고 있는 자체처분 제한치 만족 여부를 판단하였다. 매립 대상 지역은 국내 방사성폐기물 처분장이 위치하고 있는 경주 지역의 부지에 자체처분 또한, 실시된다고 가정하였다.
안전하고 효율적인 원전 해체폐기물의 처분 방법을 제시하기 위해 RESRAD Ver 7.2 ONSITE 코드를 이용하여 고리 1호기 원자력발전소의 해체 과정에서 발생되는 바이오실드 콘크리트 폐기물 중 자체처분 준위에 해당하는 폐기물을 매립하는 상황에 대해서 매립 작업자 및 매립장 폐쇄 후 거주자로 피폭 대상을 구분하고 각각의 개인 피폭선량을 도출하여 자체처분 안전성을 평가하였다. 매립장 작업자의 경우 매립처분 직후부터 10년까지의 개인 피폭선량을 계산하였으며, 매립장 폐쇄 후 거주자에 대해서는 매립장 폐쇄 후 30년이 경과된 시점부터 50년까지의 개인 피폭선량을 계산하였다.
자체처분 피폭선량 평가를 수행하기 위해 고리 1호기의 운전 정지 후 10년 동안 냉각된 시점을 기준으로 발생된 바이오실드 콘크리트 폐기물의 방사화 평가 시 계산된 핵종별 비방사능(Bq/g) 농도를 적용하였다. 이러한 결과 값은 자체처분 준위에 해당되는 농도이며, 총 51개의 핵종이 혼합되어 고려된다.
자체처분 피폭선량 평가시 대상은 해체 후 매립장 상부에 근무하는 매립장 작업자와 매립장 폐쇄 후 매립장 부지 상부에 거주하는 일반인으로 나누어 고려하였다. 매립장 작업자의 경우 폐기물에 의한 외부피폭, 분진 또는 공기로 인해 발생하는 호흡에 의한 피폭을 고려하였으며, 매립 직후부터 10년까지를 평가 기간으로 선정하였다.
오염된 토양에서 호흡에 의한 내부피폭을 고려하기 위해서는 매립장 작업자의 호흡률을 고려해야 한다. 작업자의 호흡률은 일정 수준의 작업을 수행하는 성인 기준 호흡률을 1.2m3/h로 가정하여 연간 작업시간을 반영하여 2,400m3/y로 고려하였고, 폐쇄 후 매립장 상부에 거주하는 일반인의 경우에는 일반적인 방사선량 평가 시 적용하고 있는 호흡률인 8,400m3/y로 각각 고려하였다.
단, 매립장 작업자의 경우 매립장의 운영기간 동안 매립장 부지 상부에서 농작물을 경작하거나 식수용 지하수 우물을 설치할 가능성은 미비하므로 본 평가에서는 고려하지 않았으며, 폐쇄 후 거주자의 경우는 연간 음식물 섭취량을 Table 5와 같이 제시하였다. 적용된 입력값은 국내 섭취량 기준이므로 RESRAD 기본 입력값과 차이가 있어 이를 비교하였다.
대상 데이터
국내의 경우 환경부 폐기물 관리법 시행령 제35조에 따르면 “토지 이용의 제한기간은 폐기물매립시설의 사용이 종료되거나 그 시설이 폐쇄된 날로부터 30년 이내로 한다” 라고 규정하고 있다[11]. 따라서 평가 기간을 매립장 폐쇄 후 30년 경과된 시점부터 50년까지로 선정하였다. 또한, 매립장 페쇄 후 30년 경과된 시점은 최소 식생대층이 조성되기까지의 충분한 기간이라고 판단되며, 해당 시점 직후부터 일반인이 거주한다고 가정하였다.
매립 대상물은 바이오실드 콘크리트 폐기물로 대부분 콘크리트 덩어리지만 일부분은 제염과정에서 발생된 콘크리트 가루이다. 그러나 평가를 위해 보수적으로 모두 콘크리트 덩어리인 것으로 가정하였으며, 매립 대상물의 밀도는 일반 콘크리트의 밀도인 2.
데이터처리
자체처분 안전성 평가를 위해 자체처분 평가 프로그램인 RESRAD Ver 7.2 코드를 이용하였다. RESRAD 코드는 방사능 오염물질에 의해 거주자가 받는 피폭선량과 위험성을 평가하기 위한 목적으로 2003년 미국 에너지부인 U.
이론/모형
지하수 채수량의 경우 국토교통부 지하수 조사 연보 자료를 근거로 경주지역의 총 관정수가 7,068구역이고 연간 총 채수량이 54,992,262.4m3/y 이므로각 관정 당 연간 채수량을 7,780m3/y로 고려하였으며, 지하수 물의 이동현상을 적용하기 위해 RESRAD 전산코드에서는 물질수지모델인 Material Balance Model과 비분산모델인 No Dispersion Model을 주로 사용하는데, 매립층 규모가 작은 1,000m2 이하 면적의 경우에는 물질수지모델 적용을 권고하고 있어, 본 평가에서 고려된 매립층의 면적은 1,000m2 이하임을 반영하여 물질수지모델로 적용하였다[13].
이러한 콘크리트 폐기물을 적절하게 처분하기 위한 방안이 2009년에 원자력연구원의 연구로 폐로사업을 통해 연구되기는 하였으나, 상업용 원전 해체의 폐기물 적용에 대해서는 그 적합성 여부를 판단할 필요가 있다. 처분방법 시나리오는 규제해제 대상 폐기물에 대해 적절한 시나리오로서 가장 폭넓게 적용될 수 있는 매립(landfill) 방법을 선정하였으며, 평가에 사용된 전산코드는 RESRAD Ver. 7.2를 사용하였다. 해체후 바이오실드 콘크리트 폐기물의 매립처분에 따른 안전성평가를 통해 매립장 작업자와 매립장 폐쇄후 거주하게 될 일반인을 대상으로 예상 피폭선량을 계산하여 국내 원자력법령의 자체처분 제한치인 연간 개인선량 10 μ Sv를 만족함을 입증하였다.
성능/효과
따라서 평가 시 고려된 핵종 중 가장 위해도가 큰 핵종은 Co-60이라고 판단 할 수 있으며, 결과적으로 자체처분 제한치인 연간 10 μSv를 모두 만족하므로 본 평가에서 고려된 대상 폐기물인 바이오실드 콘크리트는 매립 방식의 처분이 가능할 것으로 보인다. 가장 영향이 큰 핵종인 Co-60은 매립처분 직후 10년이 지난 시점부터는 방사선 세기가 서서히 떨어지는 경향을 보이며, 일반인이 거주 할 것으로 예상되는 30년이 지난 시점에서는 상당히 낮게 떨어진다.
또한, 최적의 매립물 선정을 위해 형상과 제원이 각자 다른 2가지 모델로 나누어 매립 대상물의 평가 결과를 비교하였다. 두께가 얇은 모델과 두께가 두꺼운 모델 모두 결과값에 크게 차이를 보이지 않았으며, 전체적으로 2가지 모델 모두 기준 제한체를 만족하는 결과를 보였다. 따라서 매립층의 깊이와 동일한 두께를 적절하게 선정하는 방법이 효율적이라고 판단되기 때문에 두께가 얇은 모델을 선정하여 처분하는 방법이 실제 매립 작업시 부지 굴착 비용과 작업 시간등을 절감할 수 있어, 경제적인 측면에서 훨씬 적절할 것으로 판단된다.
두께가 얇은 모델과 두께가 두꺼운 모델 모두 결과값에 크게 차이를 보이지 않았으며, 전체적으로 2가지 모델 모두 기준 제한체를 만족하는 결과를 보였다. 따라서 매립층의 깊이와 동일한 두께를 적절하게 선정하는 방법이 효율적이라고 판단되기 때문에 두께가 얇은 모델을 선정하여 처분하는 방법이 실제 매립 작업시 부지 굴착 비용과 작업 시간등을 절감할 수 있어, 경제적인 측면에서 훨씬 적절할 것으로 판단된다.
따라서 평가 시 고려된 핵종 중 가장 위해도가 큰 핵종은 Co-60이라고 판단 할 수 있으며, 결과적으로 자체처분 제한치인 연간 10 μSv를 모두 만족하므로 본 평가에서 고려된 대상 폐기물인 바이오실드 콘크리트는 매립 방식의 처분이 가능할 것으로 보인다.
매립장 작업자의 경우 매립처분 직후부터 10년까지의 개인 피폭선량을 계산하였으며, 매립장 폐쇄 후 거주자에 대해서는 매립장 폐쇄 후 30년이 경과된 시점부터 50년까지의 개인 피폭선량을 계산하였다. 이에 따라 계산된 결과를 이용하여 국내 원자력법령에서 규정하는 자체처분 기준치를 만족하는지 여부를 판단하였으며, 그 결과, 기준 제한치를 충분히 만족하였다. 또한, 최적의 매립물 선정을 위해 형상과 제원이 각자 다른 2가지 모델로 나누어 매립 대상물의 평가 결과를 비교하였다.
이 중 규제해제 대상에 해당되는 폐기물은 바이오실드 콘크리트에서 발생되며, 해당 폐기물은 금속류를 제외하고 가장 많은 양을 차지하는 것으로 발표하고 있다[4]. 자체처분 안전성 평가를 위해 해당 콘크리트 폐기물에서 발생된 핵종별 비방사능 (Bq/g)을 본 평가에서도 적용하였으며, 콘크리트 해체폐기물은 폐수지 및 농축폐액과 같은 운영폐기물 및 금속류 해체폐기물에 비하여 오염도가 상당히 낮고, 대량의 발생량을 보이는 것으로 나타났다. 이러한 콘크리트 폐기물을 적절하게 처분하기 위한 방안이 2009년에 원자력연구원의 연구로 폐로사업을 통해 연구되기는 하였으나, 상업용 원전 해체의 폐기물 적용에 대해서는 그 적합성 여부를 판단할 필요가 있다.
RESRAD 코드를 이용한 자체처분 안전성 평가 결과를 핵종별 매립장 작업자 및 폐쇄 후 거주자에 대한 시간대별 개인 피폭선량으로 구분하여 Table 7에 정리하였다. 평가 결과, 전체적으로 상당히 낮은 결과 값을 보였으며, 이는 대상 매립물이 극저준위 폐기물 중에서도 규제해제 대상에 해당하기 때문에 낮은 결과를 보인다고 판단된다. 핵종 중에서는 Co-60을 기준으로 평가된 피폭선량이 매립장 작업자의 경우 Case 1 모델과 Case 2 모델 모두 매립처분 직후 시점에서 연간 1.
해체후 바이오실드 콘크리트 폐기물의 매립처분에 따른 안전성평가를 통해 매립장 작업자와 매립장 폐쇄후 거주하게 될 일반인을 대상으로 예상 피폭선량을 계산하여 국내 원자력법령의 자체처분 제한치인 연간 개인선량 10 μ Sv를 만족함을 입증하였다.
후속연구
고리 1호기 원자력발전소 해체 시 발생되는 바이오실드 콘크리트 폐기물 중에서 자체처분 준위에 해당되는 방사성폐기물을 효율적으로 처분하기 위해서는 앞서 기술 한 것과 같이 대량의 폐기물을 현실적으로 단기간에 얼마만큼의 물량을 자체처분 할 수 있는가를 사전에 확인할 필요가 있다. 또한, 대량의 폐기물 자체처분을 위해 추가적으로 고려되어야 할 사항들은 국내의 매립 여건이 폐기물을 인수할 수 있을 만큼의 충분한 여유가 있는가를 확인해야 할 것이다.
고리 1호기 원자력발전소 해체 시 발생되는 바이오실드 콘크리트 폐기물 중에서 자체처분 준위에 해당되는 방사성폐기물을 효율적으로 처분하기 위해서는 앞서 기술 한 것과 같이 대량의 폐기물을 현실적으로 단기간에 얼마만큼의 물량을 자체처분 할 수 있는가를 사전에 확인할 필요가 있다. 또한, 대량의 폐기물 자체처분을 위해 추가적으로 고려되어야 할 사항들은 국내의 매립 여건이 폐기물을 인수할 수 있을 만큼의 충분한 여유가 있는가를 확인해야 할 것이다. 현재 국내 폐기물 매립 부지 및 시설의 매립용량의 한계로 인해 국내 환경법령에서 점차 직접 매립을 제한하고 있으나 매립 부지 선정에 있어서 유관기관과의 효율적인 협의를 통해 적절한 부지 선정 및 확보가 이루어진다면 매립을 통한 자체 처분은 효율적인 처분 방법일 것으로 보이며, 본 평가에서 도출된 결과가 향후 원전 해체폐기물 처분 방법을 수립하는데 있어서 참고자료로 활용될 것이다.
매립 대상물의 두께는 매립장에서 폐기물을 매립하는 방법에 따라 차이가 있을 수 있으나, 폐기물 운반차량으로부터 일시적 하역 및 부지 평탄화 작업등을 고려하여 두께가 일반적으로 1∼3 m 내외가 될 것으로 예상되는데, 본 평가에서는 실제 해당 부지에서 매립물을 매립할때의 상황을 가정하여 두께가 1m 일 때와 2m 일 때, 각각 2가지의 형상이 다른 Case의 모델로 가정하여 결과를 비교하였다. 이는 실제 매립시 가장 고려해볼만한 제원을 가지고 있으며, 2가지 Case 형상 모델의 평가 결과 값을 비교하여 경제적이고 효율적인 측면에서 최적의 매립물 형상을 선정할 수 있을 것으로 판단된다. 2가지 Case 형상 모델의 제원은 Table 3에 정리하였으며, 2가지 Case 형상 모델의 체적은 동일하지만 두께가 다르기 때문에 지름에서도 차이가 있다.
또한, 대량의 폐기물 자체처분을 위해 추가적으로 고려되어야 할 사항들은 국내의 매립 여건이 폐기물을 인수할 수 있을 만큼의 충분한 여유가 있는가를 확인해야 할 것이다. 현재 국내 폐기물 매립 부지 및 시설의 매립용량의 한계로 인해 국내 환경법령에서 점차 직접 매립을 제한하고 있으나 매립 부지 선정에 있어서 유관기관과의 효율적인 협의를 통해 적절한 부지 선정 및 확보가 이루어진다면 매립을 통한 자체 처분은 효율적인 처분 방법일 것으로 보이며, 본 평가에서 도출된 결과가 향후 원전 해체폐기물 처분 방법을 수립하는데 있어서 참고자료로 활용될 것이다.
질의응답
핵심어
질문
논문에서 추출한 답변
원전 해체과정에서 발생하는 방사성 폐기물의 종류는 무엇이 있는가?
국제 원자력안전기구인 IAEA에서 발표한 보고 자료에서는 1,000 MW 기준 가압경수로 원전 1기를 해체할 경우 발생되는 방사성폐기물량은 약 6,200 톤으로 예상하고 있으며, 국제 경제협력 개발기구인 OECD/NEA를 비롯한 주요 선진국에서는 원전 해체후 발생되는 방사성폐기물의 적절한 처분을 방사성폐기물 관리의 핵심기술로 보고 활발하게 연구를 진행하고 있다[3]. 원전 해체과정에서 발생하는 방사성 폐기물은 폐수지, 폐필터, 원자로 압력용기 내부구조물과 같은 중준위 폐기물 및 잡고체, 콘크리트류 및 금속류 등의 다양한 유형의 저준위, 극저준위 폐기물이 될 것으로 예상하고 있다. 두산중공업(주)에서 발표한 고리 1호기 해체시 발생 폐기물 방사화 평가 논문에 따르면 고리 1호기의 해체과정에서 발생하는 콘크리트 조각 및 스캐블링 콘크리트 폐기물의 경우 저준위 및 극저준위의 방사성폐기물로 분류하고 있다.
복토층이란 무엇인가?
복토층(Cover soil)은 매립 처분 대상물을 매립한 후 매립층을 안정화하기 위하여 매립 대상물 상부에 덮는 청정 토양층이다. 국내의 경우 작업자의 복토에 관한 환경부 폐기물 관리법 시행령을 근거로 매립장 작업자의 경우에는 작업 일일 복토요건인 15cm로 가정하였고, 폐쇄 후 거주자의 경우에는 60cm의 복토층이 최소 식생대층으로 존재하는 것으로 가정하였다[11].
방사성폐기물 분류 및 자체처분 기준에 관한 규정에서 자체 처분이 가능한 방사선폐기물은 어떤 조건을 갖추어야 하는가?
규제해제 폐기물로서 자체처분이 가능한 폐기물에 대한 자체처분 기준은 원자력안전위원회 고시 제2017-65호 ‘방사성폐기물 분류 및 자체처분 기준에 관한 규정’에서 정립되어있다[8]. 본 고시에 따르면 자체처분 허용선량을 만족하는 것이 입증된 방사성폐기물과 동 고시 제107조 제3항 제2호 “위원회가 정하여 고시하는 자체처분 허용기준 표”에 제시된 자체처분 허용농도 미만인 방사성폐기물은 자체처분이 가능하다고 규정하고 있다. 자체처분 허용선량은 개인의 경우 연간 10 μSv이며, 집단의 경우 연간 1 man·Sv 미만이어야 한다. 평가 대상인 콘크리트 폐기물의 경우 혼합 핵종으로 이루어져 있으므로, 이러한 경우에는 동 고시에서 제시하는 허용농도 산출식으로 허용농도를 산출하여야 한다.
참고문헌 (14)
Chosun University, 2016, Sang Heon Lee, "A Study on the Application of Standards for Clearance of Metal Waste Generated During the Decommissioning of NPP by Using the RESRAD-RECYCLE",,
Korea Ministry of Trade Industry and Energy, 2019, "Nuclear power plant Decommissioning Industry Development Strategy",,
Pusan University, 2019, Young Jik Son, "Radiation dose and reduction plan of workers in decontamination of large metal radioactive waste of Kori Unit 1",,
Annals of Nuclear Energy, Doosan Heavy Industries & Construction, Hee Dong Sohn, "The Study for Activation Evaluation on Activated Structures in Nuclear Power Plant with 40 Years Operation History", 2019
KAERI, 2008, Report on treatment technology through deregulation of radioactive soil and concrete radwaste,,
![Table 2. Specific activity of self-disposal nuclide [unit : Bq/g]](http://ocean.kisti.re.kr/downfile/bibText/ksee/OGJGBN/2020/v29n1/OGJGBN_2020_v29n1_63_t0002.png "Table 2. Specific activity of self-disposal nuclide [unit : Bq/g]")
![Table 4. Precipitation in Gyeongju [unit : mm/y]](http://ocean.kisti.re.kr/downfile/bibText/ksee/OGJGBN/2020/v29n1/OGJGBN_2020_v29n1_63_t0004.png "Table 4. Precipitation in Gyeongju [unit : mm/y]")
![Table 6. Food storage period [unit : day]](http://ocean.kisti.re.kr/downfile/bibText/ksee/OGJGBN/2020/v29n1/OGJGBN_2020_v29n1_63_t0006.png "Table 6. Food storage period [unit : day]")
![Table 7. Exposure dose rates Result of Landfill disposal assessment [unit : μSv/year]](http://ocean.kisti.re.kr/downfile/bibText/ksee/OGJGBN/2020/v29n1/OGJGBN_2020_v29n1_63_t0007.png "Table 7. Exposure dose rates Result of Landfill disposal assessment [unit : μSv/year]")
![Table 7. continue [unit : μSv/year]](http://ocean.kisti.re.kr/downfile/bibText/ksee/OGJGBN/2020/v29n1/OGJGBN_2020_v29n1_63_t0008.png "Table 7. continue [unit : μSv/year]")
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