국가 방사성폐기물 관리계획에 관한 지속가능 발전지표의 예비평가

정재학(Jae-Hak Cheong), 박원재(Won-Jae Park) 한국방사성폐기물학회 2003 방사성폐기물학회지 Vol.1 No.1

1992년 리우 환경개발회의에서 채택된 Agenda 21에서 방사성폐기물의 안전관리를 위한 정책방향이 결정된 후, 국제연합은 방사성폐기물 안전관리를 지속 가능한 발전의 범위에 포함하여 국제원자력기구의 주관 하에 관련 지표의 개발 및 적용을 추진하고 있다. 2002년 국제원자력기구는 방사성폐기물관리에 관한 지속가능 발전지표를 확정하고 현재 운영중인 방사성폐기물 데이터베이스 시스템인 NEWMDB와 연계하여 회원국의 방사성폐기물관리 체계 및 현황을 정량적인 지표로 평가할 예정이다. 본 논문에서는 방사성폐기물에 관한 지속가능 발전지표의 도입근거와 적용상의 한계점을 분석하고, 국제원자력기구가 제시한 지표의 평가방법과 표준화된 절차를 도식화하였다. 도출된 평가절차에 따라 우리나라를 포함한 주요 국가의 방사성폐기물관리 체계 및 현황자료를 이용하여 각 국의 방사성폐기물관리에 관한 지속가능 발전지표를 평가하고 그 결과를 비교․분석하였다. 또한 지표의 향상을 통해 국내 방사성폐기물관리의 지속 가능성을 제고할 수 있는 방안을 도출하였다. As a follow up to the Agenda 21's policy statement for safe management of radioactive waste adopted at Rio Conference held in 1992, the UN invited the LAEA to develop and implement indicators of sustainable development for the management of radioactive waste. The IAEA finalized the indicators in 2002, and is planning to calculate the member states' values of indicators in connection with operation of its Net-Enabled Waste Management Database system. In this paper, the basis for introducing the indicators into the radioactive waste management was analyzed, and calculation methodology and standard assessment procedure were simply depicted. In addition, a series of innate limitations in calculation and comparison of the indicators was analyzed. According to the proposed standard procedure, the indicators for a few major countries including Korea were calculated and compared, by use of each country's radioactive waste management framework and its practices. In addition, a series of measures increasing the values of the indicators was derived so as to enhance the sustainability of domestic radioactive waste management program.

국내 방사성폐기물 특성과 방사성폐기물 처분시설 폐기물인수기준

성석현,정의영,김기홍 한국방사성폐기물학회 2008 방사성폐기물학회지 Vol.6 No.4

The purpose of Radioactive Waste Acceptance Criteria(WAC) is to verify a radioactive waste compliance with radioactive disposal facility requirements in order to maintain a disposal facility's performance objectives and to ensure its safety. To develop WAC which is conformable with domestic disposal site conditions, we furthermore analysed the WAC of foreign disposal sites similar to the Kyung-Ju disposal site and the characteristics of various wastes which are being generated from Korea nuclear facilities. Radioactive WAC was developed in the technical cooperation with the Korea Atomic Energy Research Institute in consideration of characteristics of the wastes which are being generated from various facilities, waste generators' opinions and other conditions. The established criteria was also discussed and verified at an advisory committee which was comprised of some experts from universities, institutes and the industry. So radioactive WAC was developed to accept all wastes which are being generated from various nuclear facilities as much as possible, ensuring the safety of a disposal facility. But this developed waste acceptance criteria is not a criteria to accept all the present wastes generated from various nuclear facilities, so waste generators must seek an alternative treatment method for wastes which were not worth disposing of, and then they must treat the wastes more to be acceptable at a disposal site. The radioactive disposal facility WAC will continuously complement certain criteria related to a disposal concentration limit for individual radionuclide in order to ensure a long-term safety. 처분시설 성능을 유지하고 안전성을 확보하기 위해서는 방사성폐기물의 처분 적합성 여부를 확인하기 위한 폐기물 인수기준이 필요하다. 국내 처분장 조건에 맞는 인수기준을 개발하기 위해 경주 처분부지와 유사한 해외 처분장 인수기준과 국내에서 발생되는 방사성폐기물 특성을 분석하여 심층 검토하였다. 방사성폐기물 인수기준은 국내 전문연구기관인 한국원자력연구원과의 기술용역을 통하여 개발되었으며 국내 폐기물 발생기관별 폐기물특성, 발생자의견 등 국내여건을 반영하여 기준이 설정되었다. 또한 설정된 기준은 학계, 연구계, 산업계로 구성된 기술자문 협의체를 통해 협의되고 검증되었다. 폐기물인수기준은 국내에서 발생되는 폐기물을 가능한 수용할 수 있도록 폐기물발생기관의 의견을 수용하고 방사성폐기물 처분시설의 안전성을 확보할 수 있는 수준에서 개발되었다. 그러나 개발된 폐기물인수기준은 현재 각 발생기관에서 발생된 폐기물 전량을 처분할 수 있는 기준이 아니므로 본 폐기물인수기준에 부적합한 폐기물은 각 발생기관에서 별도의 처리방안을 강구하여 처분의뢰될 것으로 예상된다. 앞으로 방사성폐기물 처분시설의 인수기준은 장기 안전성이 보장되도록 핵종별 처분농도 제한치 등 관련기준은 지속적으로 보완해 나갈 계획이다.

중.저준위 방사성폐기물 인증 프로그램 계획

안섬진,김태국,이영희,강일식,손종식,홍권표,Ahn Sum-Jin,Kim Tae-Kook,Lee Young-Hee,Kang Ill-Sik,Shon Jong-Sik,Hong Kwon-Pyo 한국방사성폐기물학회 2006 방사성폐기물학회지 Vol.4 No.2

최근에 개정된 중 저준위 방사성폐기물 인도규정에서는 폐기물시설운영자는 처분 전 방사성폐기물이 인도규정에 적합함을 보장하기 위한 계획을 수립하여 운영할 것을 요구하고 있다. 앞으로 건설될 방사성폐기물 처분시설에서 방사성폐기물 인수 시에 충족되어야할 방사성폐기물인수기준이 수립될 것이며, 이 인수기준에는 물리화학적 및 방사선학적 특성규명, 물리화학적인 제한사항, 금지품목, 포장, 인식표, 라벨, 문서요건 등을 규정할 것으로 예상된다. 이들 규정을 준수하기 위하여 방사성폐기물 발생자는 방사성폐기물이 폐기물 인수기준에 만족하는지를 확인하는 폐기물 인증프로그램을 수행하여 방사성폐기물이 그 기준에 만족하는지 확인하여야 하며, 방사성폐기물에 대한 모든 인증서류를 폐기물 처분시설에 제출할 책임이 있다. 본 방사성폐기물 인증프로그램계획은 한국원자력연구소에서 발생되는 방사성폐기물의 인증프로그램에 대한 예비프로그램으로서 개발된 것이며 앞으로 처분장의 인수요건이 구체적으로 확립될 때까지 수정 보완되어야 한다.

극저준위 해체폐기물 처분을 위한 방사성폐기물 인수기준 분석

김범인,김창락 한국방사성폐기물학회 2014 방사성폐기물학회지 Vol.12 No.2

In order to use the nuclear energy as the sustainable energy source, the safe and efficient management of radioactive wastesgenerated from the nuclear fuel cycle including NPP decommissioning is one of the most important factors. The establishmentof acceptance criteria for very low level radioactive wastes generated from decommissioning of nuclear power plantin a large quantity is seemed to play a key role for developing a radioactive wastes disposal strategy as well as NPP decommissioningstrategy. In this thesis, we want to review the acceptance criteria of low-and-intermediate-level radioactivewastes in this country through the analysis of other country’s acceptance criteria. 원자력발전을 지속가능한 에너지원으로 활용하기 위해서는 원전 해체 및 운영 과정에서 발생하는 방사성폐기물의 안전하고효율적인 처분이 매우 중요하다. 방사성폐기물 종류는 다양하지만 해체과정에서 가장 많이 발생할 것으로 예상되는 극저준위방사성폐기물 인수기준수립은 원전해체전략수립에 큰 영향을 줄 것으로 보인다. 본 연구에서는 영국과 미국의 극저준위방사성폐기물처분장 인수기준을 경주에 건설 중인 원자력환경센터의 인수기준과 비교분석을 통해 향후 우리나라 극저준위방사성폐기물 처분을 위한 폐기물 인수기준을 분석하고자 한다.

중저준위방사성폐기물 처분시설의 처분농도제한치 설정에 대한 고찰 II: 최적화 방법론 개발 및 적용

홍성욱,김민성,정강일,박진백 한국방사성폐기물학회 2017 방사성폐기물학회지 Vol.15 No.3

The Gyeongju underground silo type disposal facility, approved for use in December 2014, is in operation for the disposal of low and very low-level radioactive wastes, excluding intermediate-level waste. That is why the existing low-level radioactive waste level has been subdivided and the concentration limit value for intermediate-level waste has been changed in accordance with Nuclear Safety Commission Notice 2014-003. For the safe disposal of intermediate-level wastes, new optimization methodology for calculating the concentration limit of intermediate radioactive level wastes at an underground silo type disposal facility was developed. According to the developed optimization methodology, concentration limits of intermediate-level wastes were derived and the inventory of radioactive nuclides was evaluated. The operation and post closure scenarios were evaluated for the derived radioactive nuclide inventory and the results of all scenarios were confirmed to meet the regulatory limit. However, in case of 14C, it was confirmed that additional radioactivity limitation through a well scenario was needed in addition to the limit of disposal concentration. It was confirmed that the derived intermediate concentration limit of radioactive waste can be used as the intermediate-level waste concentration limit for the underground disposal facility. For the safe disposal of intermediate-level wastes, KORAD plans to acquire additional data from the radioactive waste generator and manage the cumulative radioactivity of 14C. 2014년 12월 사용 승인된 경주 중저준위 방사성폐기물 동굴처분시설은 중저준위 방사성폐기물의 처분을 위해 운영중이나중준위 방사성폐기물을 처분할 수 없다. 왜나하면 기존 중준위 방사성폐기물이 원자력안전위원회 고시 2014-003호에 따라방사성폐기물 준위가 세분화되었으며, 기존의 중저준위 방사성폐기물 핵종별 처분농도제한치 값이 변경되었으나 이를 고려하지 못하였기 때문이다. 중준위 방사성폐기물의 안전한 처분을 위해 IAEA에서 제시한 방법론과는 달리 방사능량 산출 시적용된 가용데이터를 기반으로 기존의 설정된 극저준위 및 저준위 방사성폐기물의 처분농도제한치를 고려하여 1단계 동굴처분시설의 중준위 방사성폐기물에 대한 처분농도제한치를 설정하였다. 단, 14C의 경우 처분농도제한치 외에 추가적인 방사능량 제한이 필요함을 확인하고 우물이용시나리오를 통해 1단계 동굴처분시설의 총방사능량을 제한하였다. 설정된 중준위방사성폐기물 처분농도제한치와 14C의 총방사능량이 적용된 방사능량에 대해 운영 중 및 폐쇄 후 시나리오의 평가결과가 모두 성능목표치를 만족함을 확인하여, 도출된 중준위 방사성폐기물 처분농도제한치가 1단계 동굴처분시설의 중준위 방사성폐기물 처분농도제한치로 사용할 수 있음을 확인하였다. 처분 안전성 증진을 위해 방사성폐기물 발생기관의 데이터를 추가확보하며, 14C의 누적방사능량을 관리해 나갈 계획이다.

차등접근법에 근거한 극저준위폐기물의 안전관리 국제동향 및 시사점에 대한 고찰

정재학 한국방사성폐기물학회 2011 방사성폐기물학회지 Vol.9 No.1

Recently, International Atomic Energy Agency and major leading countries in radioactive waste management tend to subdivide the categories of radioactive waste based upon risk-graded approach. In this context, the category of very low level waste has been newly introduced, or optimized management options for this kind of waste have been pursued in many countries. The application of engineered surface landfill type facilities dedicated to dispose of very low level waste has been gradually expanded, and it was analyzed that their design concept of isolation has been much advanced than those of the old fashioned surface trench-type disposal facilities for low and intermediate level waste, which were usually constructed in 1960's. In addition, the management options for very low level waste in major leading countries are varied depending upon and interfaced with the affecting factors such as: national framework for clearance, legal and practical availability of low and intermediate level waste repository and/or non-nuclear waste landfill, public acceptance toward alternative waste management options, and so forth. In this regard, it was concluded that optimized long-term management options for very low level waste in Korea should be also established in a timely manner through comprehensive review and discussions, in preparation of decommissioning of large nuclear facilities in the future, and be implemented in a systematic manner under the framework of national policy and management plan for radioactive waste management.. 최근 국제원자력기구와 방사성폐기물 분야 주요 선도국들은 리스크 차등접근법에 따라 방사성폐기물의 분류기준을 세분화하고 있는 추세이며, 이러한 맥락에서 극저준위폐기물을 새로운 방사성폐기물 범주로서 신설하거나 이에 대한 별도의 최적 관리방안을 모색하고 있다. 국제적으로 운영 사례가 점차 증가되고 있는 주요 국가의 극저준위폐기물 전용 공학적 표층매립형 처분시설들은 방사성핵종의 격리 및 지연성능 측면에서 1960년대 주로 건설된 천층 트렌치형 중·저준위폐기물 처분시설 보다 개선된 것으로 분석되었다. 또한 주요 선도국들의 극저준위폐기물 관리방안은 규제해제 제도, 중·저준위폐기물 처분시설 및 비원자력 폐기물매립장의 활용 가능성, 사회수용성 등에 따라 차이가 있는 것으로 나타났다. 이와 관련하여, 국내에서도 향후 대형 원자력시설의 해체에 대비하여 극저준위폐기물의 최적 관리방안에 관한 종합적인 검토와 논의를 통해 리스크 차등접근법에 따른 최적화된 관리방안을 사전에 수립하고, 이를 국가 방사성폐기물 관리정책 및 관리계획의 틀 내에서 체계적으로 시행할 필요가 있다.

‘물리적방호규정등‘의 개정안 도출

한국방사성폐기물학회 한국방사성폐기물학회 2016 한국방사성폐기물학회 학술논문요약집 Vol.2016 No.10

TOUGH2-MP/FLAC3D를 이용한 한국형 기준 처분시스템에서의 열-수리-역학적 복합거동 특성 평가

이창수,조원진,이재원,김건영 한국방사성폐기물학회 2019 방사성폐기물학회지 Vol.17 No.2

For design and performance assessment of a high-level radioactive waste (HLW) disposal system, it is necessary to understand the characteristics of coupled thermo-hydro-mechanical (THM) behavior. However, in previous studies for the Korean Reference HLW Disposal System (KRS), thermal analysis was performed to determine the spacing of disposal tunnels and interval of disposition holes without consideration of the coupled THM behavior. Therefore, in this study, TOUGH2-MP/FLAC3D is used to conduct THM modeling for performance assessment of the Korean Reference HLW Disposal System (KRS). The peak temperature remains below the temperature limit of 100℃ for the whole period. A rapid rise of temperature caused by decay heat occurs in the early years, and then temperature begins to decrease as decay heat from the waste decreases. The peak temperature at the bentonite buffer is around 96.2℃ after about 3 years, and peak temperature at the rockmass is 68.2℃ after about 17 years. Saturation of the bentonite block near the canister decreases in the early stage, because water evaporation occurs owing to temperature increase. Then, saturation of the bentonite buffer and backfill increases because of water intake from the rockmass, and bentonite buffer and backfill are fully saturated after about 266 years. The stress is calculated to investigate the effect of thermal stress and swelling pressure on the mechanical behavior of the rockmass. The calculated stress is compared to a spalling criterion and the Mohr-Coulumb criterion for investigation of potential failure. The stress at the rockmass remains below the spalling strength and Mohr-Coulumb criterion for the whole period. The methodology of using the TOUGH2-MP/FLAC3D simulator can be applied to predict the long-term behavior of the KRS under various conditions; these methods will be useful for the design and performance assessment of alternative concepts such as multi-layer and multi-canister concepts for geological spent fuel repositories. 고준위방사성폐기물의 처분터널 및 처분공 간격을 결정하고 처분시스템의 성능을 평가하기 위해서는 열-수리-역학적인 복합 거동 변화에 대한 이해가 반드시 필요하고 이를 반영하여 해석해야만 한다. 하지만 한국형 기준 처분시스템에서의 처분터널 및 처분공 간격을 결정하기 위해 수행된 기존의 연구들은 이러한 복합거동 특성을 반영하지 않고 열 해석 결과만을 근거로 처분시스템을 설계하였다. 따라서 본 연구에서는 열-수리-역학적인 복합거동 특성을 반영하여 한국형 기준 처분시스템의 성능을 TOUGH2-MP/FLAC3D를 이용하여 평가하였다. 고준위방사성폐기물이 처분된 이후 방사성 붕괴열에 의해 처분시스템의 온도는 급격히 증가하다가 붕괴열의 감소로 온도는 서서히 감소하였으며, 해석 기간 1,000년 동안 벤토나이트 완충재의 최고 온도는 설계 기준인 100℃ 이하로 유지되는 것으로 나타났다. 처분용기와 벤토나이트 완충재의 계면에서의 최고 온도는 약 3.21년이 지난 시점에 용기의 중간 지점에서 약 96.2℃로 나타났으며, 암반에서의 최고 온도는 폐쇄 후 약 17년이 지난 시점에서 약 68.2℃로 계산되었다. 처분용기 부근 벤토나이트 완충재는 처분 초기에 온도 변화에 따른 건조현상이발생하여 포화도가 감소하지만, 시간이 지남에 따라 주변 암반으로부터의 지하수 유입에 의해 포화도가 증가하는 것으로 계산되었다. 이후, 벤토나이트 완충재 및 뒷채움재 모두 약 266년 이후 완전히 포화되는 것으로 계산되었다. 처분시스템에서의 온도 변화에 따른 열응력 그리고 벤토나이트 완충재 및 뒷채움재의 팽윤압으로 인한 응력 변화가 처분장 주변 암반에 미치는 영향을 평가하고자 수치해석에서 계산된 응력을 스폴링 강도(spalling strength)와 Mohr-coulomb 파괴 기준식과 비교하였다. 계산 결과 일축압축강도와 스폴링 강도에 도달하지 않는 것으로 나타나 처분시스템이 스폴링에 의한 파괴는 나타나지 않을 것으로 판단되며, Mohr-coulomb 파괴 기준 역시 충족하는 것으로 나타났다. 본 연구에서 사용된 수치해석 코드와방법론은 다양한 조건에서의 한국형 기준 처분시스템에 대한 성능평가뿐만 아니라, 복층 처분시스템에 대한 설계와 성능평가에 활용될 수 있을 것으로 판단된다.

롤 컴팩션을 이용한 분말 방사성폐기물의 펠렛화 연구

송종순,임상현,정민영,김기홍 한국방사성폐기물학회 2019 방사성폐기물학회지 Vol.17 No.2

Disposal nonconformity of radioactive wastes refers to radioactive wastes that need to be treated, solidified and packaged during operation or decommissioning of NPPs, and are typically exemplified by particulate radioactive wastes with dispersion characteristics. These wastes include the dried powders of concentrated wastes generated in the process of operating NPPs, slurry and sludge, various powdered wastes generated in the decommissioning process (crushed concrete, decontamination sludge, etc.), and fine radioactive soil, which is not easy to decontaminate. As these particulate wastes must be packaged so that they become non-dispersive, they are solidified with solidification agents such as cement and polymer. If they are treated using existing solidification methods, however, the volume of the final wastes will increase. This drawback may increase the disposal cost and reduce the acceptability of disposal sites. Accordingly, to solve these problems, this study investigates the pelletization of particulate radioactive wastes in order to reduce final waste volume. 처분 부적합 폐기물이란 원전운영이나 해체 시 처리, 고화 및 포장이 요구되는 방사성폐기물 등을 일컬으며, 대표적으로 분산 특성을 갖는 입자성 방사성폐기물을 예로 들 수가 있다. 이들 폐기물에는 원전 운영과정에서 발생되는 농축폐액의 건조분말, 슬러리 및 슬러지, 향후 원전 해체과정에서 발생되는 온갖 분말 상태의 폐기물(콘크리트 파쇄물, 제염 슬러지 등), 그리고 제염이 용이치 못한 미세 크기의 방사능오염 토양 등이 있다. 입자성 폐기물을 기존의 고화방식으로 처리할 경우에는최종 폐기물의 부피가 증가하는 단점을 갖게 되어 처분 비용의 증가 및 처분장의 수용성을 감소하는 결과를 야기할 수가 있다. 따라서 이들 문제를 해결하고자 본 연구에서는 최종 폐기물 부피의 감용화를 위해 롤 압축 기술을 이용하여 분말의 펠렛화 연구를 수행하였다.

동전기 제염 토양 및 콘크리트 폐기물의 시멘트 고화 특성

구대서,성현희,홍상범,서범경 한국방사성폐기물학회 2018 방사성폐기물학회지 Vol.16 No.1

While using an electrokinetic method to analyze the characteristics of cement solidification of radioactive wastes from decontaminated uranium soil and concrete, the compressive strength, pH, electrical conductivity, irradiation effects, and volume expansion were measured for the solidified cement specimens. The workability of cement solidified from radioactive waste was about 170-190%. After the solidified cement was irradiated, the compressive strength decreased by about 15%, but met the criteria (34 kgf·cm-2) of KORAD (Korea Radioactive Waste Agent). According to the results of SEM-EDS for solidified cement, the aluminum phase was well combined with cement, while the calcium phase was separated from cement. The volume of solidified cement in radioactive wastes was dependent on the waste-to-cement ratio and the amount of water, and increased by about 30% under the conditions used in this study. Therefore, it was concluded that permanent disposal of electrokinetically decontaminated radioactive wastes is appropriate. 우라늄 토양 및 콘크리트 폐기물의 동전기 제염 후 방사성폐기물의 시멘트 고화특성을 분석하기 위하여, 시멘트 고화 유동성 시험을 수행하고 시멘트 고화 시료를 제작하였다. 시멘트 고화시료에 대하여 압축강도, pH, 전기전도도, 방사선조사 효과 및 부피증가를 분석하였다. 방사성폐기물의 시멘트 고화의 작업 적정도는 175~190% 정도였다. 시멘트 고화시료의 방사선 조사 후 압축강도는 방사선 조사 전 압축강도 보다 약 15% 감소하였으나, 한국원자력환경공단 인수기준 (34 kgf·cm-2)을만족하였다. 동전기 제염 후 방사성폐기물의 시멘트 고화 시료에 대한 SEM-EDS 분석결과, 알루미늄상은 시멘트와 잘 결합한 형상을 나타낸 반면, 칼슘상은 시멘트와 분리된 형상을 나타내었다. 방사성폐기물의 시멘트 고화 부피는 시멘트에 대한폐기물의 배합과 수분량에 따라 다르게 나타났다. 방사성폐기물의 시멘트 고화 부피(C-2.0-60)는 약 30% 증가였으며 동전기 제염 후 생성된 방사성폐기물의 영구처분은 적절하다고 판단되었다.