KINS/HR-278

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TRIGA연구로 폐로 선원항 평가 및

폐기물 처리 요건 연구 A Study on Source Term Assessment and Waste

Disposa1 Requirement of Decontamination and Decommissioning for The TRIGA Research reactors

연구기관

경희대학교

한국원자력안전기술원

저l 줄 I그

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한국원자력안전기술원 원장 귀하

본 보고서를 ‘TRIGA 연구로 폐로 선원항 평가 및 폐기물 처리

요건 연구’ 과제의 최종보고서로 제출합니다.

1999년 8월 19일

주관연구기관명 : 경희대학교

주관연구책임자 : 황 주 호

연구보조원:이 경 진

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규 섭

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요

L 제 목

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TRIGA 연구로 폐로 선원항 평가 및 폐기물 처리요건 연구

11. 연구개발의 목적 및 필요성

TRIGA 연구로는 우리나라에서 본격적으로 폐로하는 첫 번째 원자력

시설이다. 발전용 원자로의 수명을 30 내지 40년으로 볼 때 2010년경부터

발전로의 폐로사업이 본격화 할 것이며， 이를 뒷받침하기 위한 규제기술

의 개발은 이보다 앞선 시점에서 시작해야 할 것이다. 연구로는 폐로의

관점에서 볼 때 규모만 작을 뿐 원자력발전소의 폐로시 고려해야할 모든

사항을 포함하고 있다. 따라서 이의 폐로를 수행하면서 규제 기관이 가지

는 지침은 앞으로 다가올 발전소의 폐로시 규범으로서 사용될 것이다. 연

구로를 폐로하면서 필요한 규제기술 중 근본이 되는 것은 방사선‘적 안전

보장이며 이를 위한 기본 자료는 방사선원항이라 하겠다. 선원항은 작업

자의 안전뿐만 아니라 최종 처분을 고려할 때에는 발생 폐기물을 어떻게

처리하는 것이 중간 저장과 그 이후의 절차를 수행하는데 가장 적절하겠

는가를 평가함에 있어서 중요한 항목이다.

따라서 방사성물질의 제거가 폐로의 첫째 단계이며， 핵연료， 제어봉， 이

온교환수지， 중성자로 방사화된 물질 및 이것으로 인하여 오염된 물질을

어떻게 효율적으로 제거하느냐가 기본이 된다. 이때의 문제로서는 오염물

과 비오염물과를 구별하는 측정기술이 있다. 여기서 중요한 것은 해체시

에 소요되는 시간， 해체 후에 남는 방사능 농도 및 해체 폐기물의 처분을

고려하여， 그 해체의 최종목적 및 기준을 명확하게 하는데 었다. 대량으로

발생하고， 또 여러가지 형태를 가지고 있는 시료를 어떻게 효율적으로 측

정할 것인가의 이 문제는 폐로 비용과도 관계가 있고 폐로 종료시에 시설

또는 부지내에 남을지 모르는 방사능의 관점에서 최종목적에도 관여된다.

川- 연구개발의 내용 및 범위

본보고서의 개발 내용 및 범위는 우선 일반적인 폐로의 개념을 이해하

고 TRIGA 연구용 원자로의 폐로에 대한 과정으로서 가장 중요한 선원항

평가를 수행하는 과정을 연구하였다. 즉 원자력시설의 방사능량을 측정하

는 방법으로 시료채취방안과 그에 따른 측정방법을 제시하였다. 또한 외

국과 우리나라의 발생폐기물 분류기준을 비교하였고， 폐로의 최종단계인

부지허용기준을 MARSSIM을 통해 제시하였다. 마지막으로 해체시 발생

폐기물 처리방안으로서 해체계획서에 제시된 방법과 외국의 방법을 비교

하여 국내에 적용할 수 있는 방안을 제시하였다.

IV. 연구개발 결과의 활용계획

1. 규제기관의 원자로 폐로시 선원항 평가， 부지 재활용 기준， 발생 폐

기물 분류 및 처리의 기술기준안 수립시 지침으로 활용

2. 원자력 시설 운영자가 시설의 해체시에 고려해야할 관련기준과 각

단계별로 절차서 개발과 이행에 활용

3. 원자력 관계시설의 해체， 제염， 발생 폐기물처리의 전과정에 활용

SUMMARY

1 . TITLE

A Study on Source Term Assessment and Waste Disposa1 Requirement of Decontamination and Decommissioning for The TRIGA Research reactors

n. Purpose and Necessity

TRIGA is the first nuclear facility that decide to decommission and

decontamination in our nation. As we estimate the expected life of

nuclear power generation at 30 or 40years, the decommissioning

business should be conducted around 2010, and the development of

regulatory technique supporting it should be developed previously.

From a view of decommissioning and decontamination, the research

reactor is just small in sca1e but it include all decommissioning and

decontamination conditions. So, the rules by regulatory authority with

decommissioning will be a guide for nuclear power plant in the future.

The basis of regulatory technique required when decommissioning the

research reactor are the radiological safety security and the data for it.

the source term. The source term is veη important condition not only

for security of worker but for evaluating how we dispose the waste is

appropriate for conducting the middle store and the procedure after it

when the final disposal is considered.

So, remova1 of radioactive material is the first step in decommission­

ing and it is the basis how the materials radiated and contaminated by

fuel, control rod, ion exchange resin and neutron is removed properly.

It is the measurement skill to distinguish between the pollutant and

the un-pollutant as problem at this time. The point in this subject is to

define the u1timate purpose and the criterion of the decommissioning

with considering the time required for decommissioning, residual radio

activity and the disposal of the waste. How the sample involved the

radioactivity occurring in large quantities and taking several forms is

measured properly is related to cost of the decommissioning, and when

the decommissioning is finished, it is related to the it ’ s ultimate

purpose in view of residual radioactivity which may be remained in

the facilities and the site.

111 . Scope and Content

The content and the scope in this report contain the procedure of

conducting the assessment of the source term which is most important

in understanding the general concept of the decommissioning procedure

of the decommissioning and decontamination of TRIGA research

reactor. That is, the sampling and measuring method is presented as

how to measure the volume of the radioactivity of the nuc1ear

facilities. And also, the criterion of c1assifying the waste occurred in

other countries and the site release criteria which is the final step of

decommissioning and decontamination presented through MARSSIM.

Finally, the program to be applicable through comparing the methods

of our nation and other countries ones is presented as plan for

disposal of the waste in the decommissioning

IV . Utilization of the result

1. Apply to a guide when the criterions of the assessment for the

source term in decommissioning and decontamination by controlling

office and the c1assification of the waste and the disposal of it are

established.

2. Apply to the criterion considered when the nuc1ear facilities are

decommissioned by the operator and the development and the

accomplishment taking the proceeding step by step.

3. Apply to all the process of the decommissioning and the

decontamination and disposal of the waste occurred for

nuc1ear facilities.

목 차

요 약 문

제 1 장 서 론 ........................................................................................................ 1

제 1 절 연구 목적 및 필요성 .................................................................. 1

제 2 절 연구개발의 최종목표 .................................................................. 2

제 2 장 폐로의 특성평가 .................................................................................... 3

제 1 절 폐로의 개념 및 현황 .................................................................. 3

제 2 절 폐로의 방법 .................................................................................. 4

제 3 절 폐로 사례 연구의 중요성 .......................................................... 6

제 3 장 선원항 평가의 절차 .............................................................................. 8

제 1 절 선원항 평가의 목적 .................................................................... 8

제 2 절 폐기물 시료채취 및 분석 ........................................................ 11

제 3 절 시료채취화 분석 과정 .............................................................. 12

제 4 절 시료채취를 통한 분석 .............................................................. 14

제 4 장 선원항 특성 평가의 사례 .................................................................. 16

제 1 절 일본 lPDR의 선원항 평가 기술 ............................................ 16

제 2 절 일본 lPDR의 선원항 평가 절차 ............................................ 18

제 5 장 선원항 평가 방법의 제시 .................................................................. 22

제 1 절 중저준위 방사성 폐기물 방사능량 평가 .............................. 22

제 2 절 해체 계획서에 따른 방법 ........................................................ 23

제 3 절 고방사능 물질의 핵종분석 방법 ............................................ 30

제 4 절 폐수지， 폐필터 및 농축폐액의 방사능량 추정방법 ........... 33

제 5 절 몬테카를로를 이용한 고방사능 금속의 방사능량 추정 방법 ...................................................................................... 39

제 6 절 국내의 핵종 분석 장치 ............................................................ 쟁

제 6 장 발생 폐기물 분류 .............................................................................. 엠

제 1 절 분류 원칙 .................................................................................... 45

제 2 절 규제면제 폐기물 분류원칙 ...................................................... 56

제 3 절 클리 어 런스 레 벨 (Clearance leveD ................................... 59

제 7 장 발생폐기물 처리방안 .......................................................................... 66

제 1 절 처리 기술 요건 .......................................................................... 66

제 2 절 일반적 처리 방법 ...................................................................... 68

제 3 절 TRIGA 연구로 폐로시 발생 폐기물 분류방안 ................... 72

제 4 절 처분안전성 평가를 만족하는 발생 폐기물의 필요정보 ...................................................................................... 73

제 5 절 해체계획서에 의한 발생 폐기물 처리방법 .......................... 74

제 6 절 TRIGA 연구로의 폐수지， 폐필터 처리방안 ........................ 80

제 7 절 노내구조물 처리방안 ................................................................ 84

제 8 장 부지 재활용 기준 .............................................................................. 86

제 1 절 선량 특성 용어의 정의 ............................................................ 86

제 2 절 NRC의 잔존 방사능 기준 ....................................................... 암

제 3 절 규제 면제 정책 (BRC 정책) ................................................... 88

제 4 절 미 국의 규제 지 침 (Regulatory guide) 1.86 ............................ 88

제 5 절 MARSSIM의 부지 재활용 기준 ............................................ 89

제 6 절 MARSSIM의 국내 적용방안 .................................................. 96

제 9 장 TRIGA 연구로 현황분석 ................................................................... 99

제 1 절 TRIGA 연구로의 특정 ............................................................. 99

제 2 절 연구로 1호기 계통별 특성 .................................................... 100

제 3 절 연구로 2호기 계통별 특성 .................................................... 103

제 10 장 결 론 .................................................................................................. 107

참 고 문 헌 .......................................................................................................... 117

표목차

표 1 폐로방식의 분류 .......................................................................................... 6

표 2 중저준위 방사성폐기물에서 평가되어야할 주요 방사성핵종 .......... 10 표 3 핵종보정인자 결정을 위한 대표핵종 및 보정핵종 ............................ 23

표 4 연구로 가동 정지후 9개월 경과시의 연구로 1호기 원자로 차폐

구조물의 콘크리트의 핵종별 방사능 .................................................... 감

표 5 가동정지후 3년 경과시의 연구로 1호기 원자로차폐구조물의 콘크리 트의 평 균방사화 농도 .................................................................. 앙

표 6 연구로 1호기 노심반사체의 흑연에 포함된 핵종 및 방사능 .......... 30

표 7 Gundrernmigen 원자로 압력용기내 중성자 방사화물질의 핵종농도 .................................................................................................... 잃

표 8 Gundrernmigen 원자로 압력용기의 중성자 방사화물질의 핵종농도 비교 ............................................................................................ 잃

표 8 절단공정의 적용특성 ................................................................................ 36

표 9 일본의 방사성 폐기물의 분류 ................................................................ 많

표 10 일본의 매설하는 방사성폐기물의 방사능농도 한계 .......................... 53 표 11 우리나라의 방사성폐기물 분류기준 .................................................. 잃

표 12 고체 폐기물의 최대허용농도(MPC)에 따른 분류 .............................. 54

표 13 처분에 다른 폐기물분류와 일반특성 .................................................... 또

표 14 수송관점에 의한 저 비방사능(LSA)물질의 분류 ............................... 56 표 15 방사성 폐기물 규제면제 기준(IAEA Safety Series No.l11) ............ 57

표 16 허용기준 및 핵종별 농도 ........................................................................ 58

표 17 원자력연구소에서 제시한 해체폐기물 분류기준 ................................ 58

표 18IAEA기술문서 “TECDOC-855"에 있어서의 클리어 런스

레 벨의 도출결과 .................................................................................. …… 63

표 19 일본의 클리어런스 레벨의 산출결과와 lAEA기술문서

‘TECDOC-855 ’ 와의 비 교 ........................................................................ 64

표 20 TRIGA 연구로 슬러지 예상량 ............................................................... 80

표 21 TRIGA 연구로 폐수지 예상 발생량 ..................................................... 81

표 22 허용 표면오염도 수준 .............................................................................. 89

표 23 Suggested Survey Unit Area (MARSSIM, Roadrnap Tablel) .. 93

표 24 기준영 역 이 사용될 시 시료측정의 해석 .............................................. 95

표 25 기준영역이 사용되지 않을 시 시료측정의 해석 ................................ 95 표 26 방사선량한도 (과기부 고시 제98-12호) ............................... … ........... 98

표 27 연구로 1호기 및 2호기의 특성 .... ; ......................................................... 99

그렴목차

그림 1. Gundremmigen KRB-A 원자로의 압력용기의 시료채취위치 ... 31

제 1 장 서 론

체 1 철 연구 목적 및 펼요생

TRIGA연구로는 우리나라에서 본격적으로 폐로하는 첫 번째 원자력 시 설이다. 발전용 원자로는 일반적으로 30내지 40년의 설계수명올 가진다. 이 설계수명에 도달한 원자로는， 만약 경제적인 이득이 있고 또 규제가 허용되면 인허가 갱신， 수명연장 허가를 받을 것이고， 그렇지 않으면 영원 히 임무가 끝나게 된다. 즉 해체가 된다고 볼 때 2010년경부터 발전로의 폐로사업이 본격화 할 것이며 이를 뒷받침하기 위한 규제기술의 개발은 이보다 앞선 시점에서 시작해야 할 것이다. 이와 같은 배경이 있기 때문 에 원자로를 가지고 있는 국가들은 해체에 관심올 두고 있다. 즉 노후화 한 시설올 해체하거나 수명을 연장시키지 않으면 안되기 때문이다. 외국에서는 이미 필요가 없어진 원자력시설올 안전하고 효율적으로 또

타당한 비용으로 해체하는 전략올 국가의 원자력 정책의 일환으로 수립하 고 있다. 연구로는 규모만 작올 뿐 원자력발전소의 폐로시 고려해야할 많 은 사항올 포함하고 있다. 따라서 이의 폐로를 수행하면서 규제 기관이 수립한 지침은 앞으로 다가올 발전소의 폐로시 규범으로서 사용될 것이 다. 연구로를 폐로하면서 필요한 규제기술 중 근본이 되는 것은 방사선적 안전보장이며 이를 위한 기본 자료는 방사선원항이라 하겠다. 방사선원항 은 작업자의 안전뿐만 아니라 최종 처분올 고려할 때에는 발생 폐기물을 어떻게 처리하는 것이 중간 저장과 그 이후의 절차를 수행하는데 가장 적

절하겠는가를 평가함에 있어서 중요한 항목이다. 방사성물질의 제거가 폐로의 첫째 단계이며， 핵연료， 제어봉， 이온교환

수지， 중성자로 방사화된 물질 및 이것으로 인하여 오염된 물질을 어떻게 효율적으로 제거하느냐가 기본이 된다. 이때 발생하는 문제로서는 오염물 과 비오염물과를 구별하는 측정기술이 있다. 여기서 중요한 것은 해체에 소요되는 시간， 해체 후에 남는 방사능 농도 및 해체 폐기물의 처분올 고 려하여， 그 해체의 최종목적과 기준올 명확하게 하는데 있다. 대량으로 발 생하면서 여러 가지 형태를 갖는 백그라운드 준위의 방사능올 띤 시료를

- 1 -

어떻게 효율적으로 측정할 것인가의 문제는 폐로 비용과도 관계가 있으며

폐로 종료시에 시설 또는 부지내에 남을 수 있는 방사능의 측면에서도 최

종목적에 연관되어있다.

제 2 절 연구개발의 최종목표

본보고서는 우선 일반적인 폐로의 개념을 이해하고 TRIGA 연구용 원

자로의 폐로에 대한 과정으로서 가장 중요한 선원항 평가를 수행하는 과

정을 연구하였다. 즉 원자력시설의 방사능량을 측정하는 방법으로 시료채

취방안과 그에 따른 측정방법을 제시하였다. 또한 외국과 우리나라의 발

생폐기물 분류기준을 비교하였고， 폐로의 최종단계인 부지허용기준

을 MARSSIM을 통해 제시하였다. 마지막으로 해체시 발생폐기물 처리방

안으로서 해체계획서에 제시된 방법과 외국의 방법을 비교하여 국내에 적

용할 수 있는 방안을 제시하여 최종적으로 TRIGA 폐로 관련 선원항 및

폐기물 처리방안 평가기술 기준안을 제시하는데 있다.

- 2 -

제 2 장 폐로의 특성평가

제 1 절 혜로의 개념 및 현황

폐로는 일반적으로 허가 받은 자가 허가 받은 활동을 중단하기로 결정 함으로 시작한다. 원자력 발전소의 경우 폐로의 절차는 상당히 복잡하다. 이는 방사능 오염이 물질과 장비등의 이동， 방사화， 대기 및 수중 확산으

로 인하여 부지 및 주변환경으로 다양하게 진행되어 있을 가능성이 많기

때문이다. 운전을 완료한 원자력시설의 해체가 일반시설의 해체와 다른점

은 운전중에 원자력 시설 내부가 중성자 조사를 받아 생성된 대량의 방사 능이 시설내에 존재한다는 점이다. 이는 해체시 많은 어려움을 가져오며， 원자력 발전소 건설비의 약 20%에 해당하는 막대한 해체비용이 소요될

뿐만 아니라， 원전 수명기간중 발생하는 폐기물량에 해당하는 대량의 방

사성 폐기물을 발생시킨다.

현재 전 세계적으로 65071 이상에 달하는 연구로가 건조되었거나 건조

중에 있으며 이 가운데 약 20071 정도는 수명이 30년 이상 되었고， 37071

정도는 가동을 종료하고 휴지상태로 폐로를 기다리거나 그 가운데 일부는

이미 폐로를 끝마친 상태에 있다. 또한 원자력 선진국에서는 핵연료 가공 시설이나 사용 핵연료의 재처리 시설 및 조사된 핵연료의 연구시설 등과 같은 선， 후행 핵연료주기관련 시설이 그 활용 목적을 다하여 해체， 철거

되기를 기다리고 있거나 이미 해체가 완료된 사례도 적지 않다.

원자력분야에서 폐로란 원자력 시설의 유효수명이 끝났을 때 해체 작업 자의 안전과 건강， 그리고 그 시점에서 장래에 대하여 공중과 환경을 지 킬 수 있는 시설의 역할 폐지행위전반을 포함하고 있다. 즉， 해체라는 행 위에는 제염， 방사성 폐기물제거， 개인피폭의 최적화， 불필요한 건물의 해 체， 최종적인 시설이나 장소의 무규제개방， 방사성폐기물의 안전저장， 수 송 및 처리라는 여러 과정이 포함된다. 그리하여 방사능의 수준을 규제없 이 방출을 허용하는 수준까지 다다르게 하여 궁극적으로 부지의 재활용을 가능케 하는 일련의 모든 활동을 말한다. 해체 단계활동은 원자력 종사자 는 물론이고 대중에게 안전과 건강을 가장 중요시 여기는 과정을 포함한

q u

다. 폐로의 개념으로 볼 때 해체 단계과정에서 원자로 가동시 발생되는

폐기물에 대한 평가와 그 처리방안이 우선적으로 수행되어야 할 과제이

다.

제 2 절 폐로의 방법

10 CFR 50.82 에 의하면 원자로 허가자는 원자로 시설을 안전하게 제

거해야 한다고 규정하고 있다. 폐로공정의 일부분으로서 허가자는 부지

내 시설 및 환경에서의 잔존 방사능이 인증 가능한 양까지 감소함을 보여

주어야 한다. 또한 허가자는 부지와 원자력 시설의 해체와 제염을 위해

다음의 구성요소들을 우선적으로 제거해야 한다고 규정하고 있다.

·실험실이나 저장소내의 방사성 물질

- control rod assemblies

- core support structure

·빔튜브와 다른 실험시설들

- tank or pool liner (after segmentation)

- thermal column structure

-1차 냉각계통( 파이프 포함)

• 생화학적 차폐 콘크리트

·기타 방사성 물질

부지의 유효이용， 환경안전상의 관점， 지역사회로부터의 잠재적 요망의

측면에서도， 원자로 정지 후는 되도록 빨리 해체 철거하는 것이 바람직하

다

원자로의 폐로 조치의 방법은 lAEA방식에 의한 밀폐관리， 차폐격리 및

해체철거의 세 가지 방법 그리고 미국 NRC 방식에 의한 화력 발전소 및

다른 용도로의 사용을 포함한 다음의 네 가지 방법으로 나눌 수 있으며

일반적으로 발전소 해체 후 일정기간동안 밀폐관리를 하여 방사선 준위를

낮춘 다음 차폐격리 단계 혹은 바로 해체 철거 단계를 거쳐 해체가 완료

- 4 -

된다. 어떤 방법을 선정하느냐는 일반적으로 잔존방사능의 양， 분포， 종류

등 시설 부지의 이용계획， 해체 폐기물의 처리처분 계획 둥의 요인을 종

합적으로 검토하여 판단하게 된다.

각 방법별 특정을 살펴보면 다음과 같다.

@ 밀 폐 관리 : Stage l(IAEA) , Option l(NEA) , Mothballing(미 국) 원자로 1차 계통의 유체가 노심으로 나오지 않게 밀폐하는 등의 방법이 며 오염이 없는 기기를 원자력시설에서 제거하는 둥 최소한의 해체에

의해서 원자력시설을 그대로 보관하는 것보다 방사선 관리를 쉽도록 하 여 보관하려는 것이다. 즉 원자로의 연료를 제거하여 안전한 상태로 보

관하는 방법이다.

·특정 • 기계적인 개폐장치 영구밀봉

· 원자로 용기와 같은 1차 오염구역 그대로 방치

• 방사선과 사람의 출입 계속 감시

· 영구보존시 경제성 문제 대두

@ 차폐 격 리 : Stage-2, Option 1, Entombment

쉽게 해체 가능한 부분을 제거하여 1차 오염구역을 줄이고， 이로 인해

발생하는 방사능의 차폐를 위해 방호벽을 설치하는 방법이다.

l 특정 · 시공초기에 시설 및 주변환경에 대한 감시가 필요하나 일정기

간 경과하면 필요없음

· 방사능 구역에 들지 않는 시설물은 다른 목적으로 사용 가능

@ 해 체 철 거 Stage-3, Removal of Radioactive Components

and Dismant1ement

l 특징 · 원자로를 해체철거하고 방사성물질을 제거한 후 사용에 제한

이 없는 상태유지.

· 부지의 재활용에 적합.

@ 새로운 원자력 발전소 및 화력발전소로의 전환 방식(미국)

R

녕

원자력 발전소를 일부 해체하고 나머지 부분은 새로운 원자력 발전

소 또는 화력 발전소로 다시 이용하는 방법으로서 미국에서만 분류하

고 있다.

종합하면 NRC와 lAEA방식 및 일본에 의해서 폐로방식을 분류한 것은

다음의 표와 같다，

표 1 폐로방식의 분류

IAEA NRC 일 효1-L

Stagel SAFSTOR 밀폐관리

Stage2 ENTOMB 차폐격리

Stage3 DECON 해체철거

*NRC의 폐로방식

- SAFSTOR (안전저장 방식) : 안전저장 후 (최대 100년) 제염 또는 해체

- ENTOMB (차폐격리 방식) : 고방사성 물질을 차폐격리후 감시 계속

- DECON (즉시 해체 방식) : 운전 정지후 신속히 철거 또는 제염

제 3 절 폐로 사례 연구의 중요성

본 연구에서는 앞에서 본 폐로 방식을 결정하게 되는 중요한 인자인 원

자력 시설의 잔존방사능의 양， 분포， 폐기물의 분류등에 관한 기존 외국의

선례를 참고하여 폐로경험이 전혀 없는 우리나라의 실정에 맞는 선원항

평가와 폐기물 처리규정을 정하는 데 그 목적이 있다. 그렇기 때문에 외

국의 폐로 사례에 대해 그 중요성이 대두되고 있는 것이다.

l 폐로 사례 연구의 중요성

첫째， 미래에 폐로해야 할 원자로가 많아진다는 것

둘째， 폐로에 대한 기술적， 경제적 종합평가를 근거로 그 실시의 가능성

- 6 -

을 명백하게 하는 동시에， 앞으로의 폐로에 대비하여 필요한 법규

제/지침등의 재정리， 폐로비용에 대한 적정한 재정적 조치를 강구

해야 하는 것등이 요구되기 때문이다.

폐로 사례 연구는 현재 세계 각국에서는 소형 원자력 시설을 비롯한 연

구용 원자로， 더 나아가 상업용 원자로의 제염 및 해체 사업이 수행되고

있는 상황이지만 미래에 더 많은 원자로의 해체 사업이 수행될 것으로 기

대하고 있다. 따라서 외국에서 현재 수행된 사례를 연구하여 미래의 해체

사업에 중요한 가이드를 제공하는데 그 의의가 있다.

- 7 -

제 3 장 선원항 평가의 절차

제 1 절 선원항 평가의 목적

원자력 관련시설에서 발생된 중저준위 방사성폐기물을 영구 처분장으로

운송， 처분하고자 할 때는 방사성 폐기물 개개의 이력관리， 즉 내재된 방

사성 물질의 종류(핵종)， 각각의 방사능 농도， 총방사능 및 폐기물 형태등

에 관한 사항들이 파악되어야 한다. 미국의 lOCFR20.31l에서는 처분되는

방사성폐기물에 대한 명세서 (Manifest)에 처분될 폐기물에 포함된 방사성

핵종의 종류， 방사능량， 폐기물의 물리， 화학적 특성에 대해 반드시 기재

하도록 규정하고 있다.

우리나라 역시 과학기술부 고시 제96-10호 “방사성 폐기물 인도규정”을

보면 제 4조 (핵종별 농도의 제한)(1)폐기물은 종류 및 방사능 농도에 따

라 분류되어야 한다.(2)폐기물의 핵종별 농도， 총 방사능량 및 구성물질은

처분장의 폐기물 처분요건에 부합되어야 한다고 규정하고 또한 동규정 제

17조 (폐기물 인도의뢰 신청)에서는 폐기물을 인도하고자 하는 자는 다음

의 자료를 첨부하여 처분업자에게 폐기물 인도의뢰신청을 하여야 한다고

규정하고 있다.

@ 폐기물의 발생지 및 포장일자

@ 폐기물의 종류 및 특성

@ 총 방사능량 및 주요 핵종 농도

@ 최대표면 선량율 및 표면션량 측정일

@ 주요 고려 물질의 내용

또한 앞에서 논의했듯이 폐로사업은 제염， 방사성 폐기물제거， 개인피폭

의 최적화， 불필요한 건물의 해체， 최종적인 시설이나 장소의 무규제개방，

방사성폐기물의 안전저장， 수송 및 처리라는 여러 과정이 포함하여 방사 능의 수준을 규제없이 방출을 허용하는 수준까지 다다르게 하여 궁극적으

로 부지의 재활용을 가능케 하는 활동으로서， 폐로의 개념으로 볼 때 해

- 8 -

체 단계과정에서 원자로 가동시 발생되는 폐기물에 대한 평가와 그 처리

방안이 우선적으로 수행되어야 하므로 선원항 평가는 이루어져야 한다.

폐로시 부지의 시설 재활용 차원에서 핵종 분석을 실시하는데 있어 처분

및 재 활용을 위 한 관심 핵 종으로서 NUREG-1640 ‘Radiological assess­

ment for clearance of equipment and materials from nuclear facilities ’ 에서는 시설과 물질에 대해서 다음과 같은 대표 핵종을 분석할 것을 제시

하고 있다.

H-3 Mn-54 Fe-55 Co-60 Ni-59 Zn-65

C-14 Kr-57 Sr-90 Y-90 Mo-93 Nb-95

Na-22 Tc-99 Sb-124 1-129 Cs-137 Ce-141

K-40 Ra-226 Th-227 U-235 Np-237 Pu-240

Pu-241 Pu-238 }un-241 Cm-242 Th-234 외 60여 종

방사성폐기물은 다양한 형태의 폐기물로 용기에 담겨져 있기 때문에 일

반적인 파괴에 의한 화학분석법으로는 작업자의 피폭 2차적 방사성 폐기

물의 발생 및 장시간 화학처리 시간의 소요등으로 핵종 분석이 매우 어렵

다. 따라서， 방사성 폐기물 처분시 안전성 분석에 필요한 가장 기본적인

내용인 폐기물내에 들어있는 방사성 핵종의 종류와 방사능량을 정확히 추

정하는 것은 매우 중요한 과제이다

• 중저준위 방사성폐기물 평가에 고려되는 핵종

중저준위 방사성폐기물의 방사능량 평가는 핵종의 방사성 독성과 주변

지층과의 지화학적 영향을 고려하여 실시해야 한다. 미국에서는 여러 가

지 요인을 고려하여 lOCFR61.55에서 평가대상 핵종을 제시하고 었으며，

폐기물 이송시 이송명세서에 명시해야할 방사성 핵종을 결정하는데 다음

과 같은 기준을 제시하고 있다.

CD lOCFR20.311에서 제시하고 있거나 폐기물처분장측에서 명시를 요구하

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조 O 해

「든

모

는

(2) lOCFR61.55에 나타나 있는 핵종으로서 폐기물등급 결정에 중요한 역

할을 하는 핵종

@ 폐기물 팩키지내에 많은 양이 들어있는 핵종

따라서 본 보고서에서는 미국의 lOCFR61.55를 참고로하여 방사능량 평

가가 되어야 하는 핵종을 결정하는데 필요한 기준을 제시하였으며 이 기

준에 따라 선정한 방사성 핵종을 표로 제시하였다.

표 2 중저준위 방사성폐기물에서 평가되어야할 주요 방사성핵종

핵 종 반 감 기 (yr) 생성방법

H-3 12.3 핵 분열: Li-6 (n, r )

C-14 5730 N-14 (n, p)

Fe-55 2.60 Fe-54 (n, r)

Co-60 5.26 Co-59 (n, r )

Ni-63 92 Ni-62 (n, r )

Sr-90 28.1 핵분열

Tc-99 2.12 X 105 핵 분 열 : Mo-98 (n, r) , Mo-99( β )

1-129 1.17X107 핵분열

Cs-137 30.0 핵분열

Pu-238 86.4 Daughter Cm-242

Pu-239 24,400 U-238 (n, r )

Pu-241 13.2 Multiple n-capture

Am-241 458 Daughter Pu-241

Cm-242 163day Multiple n-capture

Cm-244 17.6 Multiple n-capture

종합적으로 핵종결정에 관한 기준을 간추리면 다음과 같다.

@ 반감기가 5년 이상인 핵종을 고려한다.

(반감기가 5년 이하의 핵종중에는 Fe-55를 대표로 고려)

- 10 -

@ 지하수와 핵종의 물리 화학적 특성에 따라 음이온형태 및 입자 형

태의 핵종을 고려한다. (양이온 형태의 핵종중에는 Sr-90만 고려)

@ 폐기물 팩키지내에 많이 포함된 핵종중 방사성 독성， 특히 생물학

적 독성이 강한 핵종을 고려한다.

@ 10CFR20.311에서 기본적으로 요구하는 핵종에 대해 고려한다，

제 2 절 폐기물 사료채취 및 분석

폐로시 잔존 방사능량을 측정하기 위한 샘플링 채취의 선택근거와 시료

의 분석방법을 제시하기 위해서는 원자로에서 방사화가 일어나는 곳은 연

료집합체를 지지하거나 노내 구조물이라는 부분， 즉 1차 냉각수 중에 미

량으로 용해되어 있는 금속 압력용기 차폐 콘크리트등의 선정하여 분석

을 해야 한다. 노내 구조물 압력용기 및 1차 냉각수 중에 미량으로 용해

되어있는 금속은 주성분인 Fe .Ni. Cr. Co가 중성자에 의해서 방사화되어

핵종으로 말하자면 Co-60. Mn-54. Cr-51. Ni-63등이 발생한다. 또한 압력

용기 바깥쪽을 에워싸고 있는 차폐 콘크리트는 압력용기를 통과한 중성자

에 의해서 방사화되어 Co-60외에 Eu-152. Eu-l54. Cs-134등이 생긴다.

우리의 관점은 폐로작업시 시료채취 위치에 따른 방사선량 예측에 초점

을 두고 시료채취 방법에 대해서 분석을 해보면 측정에 의한 방법은 선원

항 자체를 직접 측정한 것이기 때문에 데이터의 신뢰도가 높은 가치를 가

지고 있지만 측정하고 싶은 장소에 어떠한 형태로든 접근이 불가피해 어

려움이 따른다. 정확한 시료채취는 방사화된 물질로부터 취한 대표적인

시료를 요구한다. 효과적인 분석을 위해서는 이러한 분석은 게르마늄 계

측기와 다중파고분석기 (multichannel analyser) , α 분광기， 액체 섬광기 동

과 같은 복잡한 설비의 사용을 요구한다.

- 11 -

제 3 절 시료채취와 분석 과정

1. 시료채취의 목적

@ 물질 방사화에 대한 이론적인 계산의 증명

@ 시료 제거와 분석에 의한 표면 오염의 평가

@ 측정이 어려운 핵종에 대해 상호관계인자의 확인

시료채취는 구성요소， 즉 방사화된 구성요소와 오염된 내부와 외부 표

면의 핵종의 양과 위치의 정보를 포함한 실제적인 database를 제공함과

동시에 핵종오염의 근원을 정의하고 원자로 계통의 구조물 내에서 관찰되

는 핵종방사화의 상호관계를 규명하는데 도움을 제공한다. 또한 시료채취

는 원자로에서 핵종오염의 일반적 평가가 이전평가보다 더 정확하게 수행

되기 위한 예상가능치의 확인에 도움을 준다

2. 시료채취 과정의 방법

전형적인 측정지역으로는 바닥면， 벽면， 기타 수평 표면 (파이프， 난간，

선반등의 내부표면， 천장， 압력용기 (pressure vessel), 원자로내부， biosh-

ield) 등이다. 방사화가 감속된 중성자의 특성을 알기 위해서는 압력용기

(pressure vessel)의 구성요소와 사용후 연료 집합체같은 계통구성요소의

샘플을 분석을 위해 알아야 할 것이다. 배관， 구조물， 콘크리트와 같은 물

질은 잔존 핵종농도의 정확한 측정을 하기 위해서 분석된다.

생플은 방사화와 오염을 띤 지역으로부터 채취해야 하는데 콘크리트 노

심의 경우 오염이 콘크리트 표면을 통과하는 지점이나 방사화 분포의 평

가가 예상되는 지점에서 채취되어야 한다. 여기서 오염이란 원자력 발전

소 안에서 1차 냉각계의 기기를 점겸할 때 개방된 부분에서 떨어지는 미

량의 방사성 물질등에 의해서 1차 냉각계통 이외에도 오염이 생긴다. 주

로 이와 같은 오염이 인지되는 것은 건물 콘크리트이다. 해체 작업을 합

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리적으로 진행시키기 위해서는 콘크리트 오염상태를 정확하게 조사해야

한다. 그러나 측정대상이 되는 콘크리트이 면적이 넓고 더구나 오염 콘크

리트의 대부분은 방사능 준위가 낮기 때문에 어려운 작업이다.

3. 시료채취 과정의 가치 및 새로운 기술

시료채취 과정의 가치는 해체프로그햄에서 중요한 모든 핵종의 명가이

고 이것은 원자로 정지 후 가장 많은 양의 핵종을 측정할 뿐만 아니라 극

히 긴 반감기를 가진 핵종의 양을 결정하는 것이다. 오염이나 방사화된

표면 시료채취는 대부분의 실제 적용에서 최근의 새로운 기술이 대두되고

있다.

CD microwave digestion 분석전에 토양이나 복잡한 매질로부터 흔적올 추출하고 증해시키는 기술

(2) ultrasonic extraction 다공성 매질로부터 물질의 제거를 위해 낮은 온도， 높은 에너지의

ultrasonic 용매 추출법 을 사용

@ vacuum assisted, reverse flow, solvent extraction method

다공성 매질의 확산 경계내의 한 지점을 통해 작은 각도로 뚫어 샘플

을 얻는 방법

@ multiangle drilling for depth profiling of contaminants

로심을 뚫는 것은 시료를 제거하기에 더 좋은 기술이지만 그것은 항상

가능한 것은 아니기 때문에 multiangle drilling은 각각의 수집된 생플

의 분석을 통하여 결정된 인공깊이의 합을 허용하는 것으로서 이 시

스템은 표준 drilling시설을 사용

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제 4 절 시료채취를 통한 분석

시료는 초기에 원자로부지에서 r spectrometry에 의해 분석되고 해체시 중요한 모든 핵종을 측정하기 위해 소외 실험실에서 양적 방사화학분석을

이해하기 위해 제시된다. 핵종 혼합율로부터 각각의 핵종은 분리되고 특

별과정을 통해서 측정되고 분류한다.

핵종 농도는 spectrometry와 방사화학적 분석에 의해 측정되는데 보통

Bq/cm2 또는 Bq/g으로 표기한다. 구성원소의 표면적과 질량은 전체 방사 능을 평가하는데 사용한다. 이 기술의 정확성은 특성화 조건아래에서 적

용시， 분석되는 시료에 의해 제한된다.

1. Statistical test planning (통계적 테스트 과정)

biased 시료채취측정과 unbiased 시료채취측정의 사용을 결정하기 위해

서 측정값의 기대치 범위는 발전소 운전과 과거의 데이터에 기초하여 결

정되어야 한다. 모든 측정결과가 단일분포를 나타낸다고 기대되면 그때

unbiased 시료채취측정이 사용된다. 이와 반대로 측정결과가 단일하지 않

으면 biased 시료채취측정이 사용되어야 한다. unbiased 시료채취측정방법

이 사용되는 곳은 특성화 노력이 오염과 방사화의 수준을 결정하는 데에

특정 오차내 (95%) 에서 허용수준을 제공하는 측정과 시료를 수반해야 한

다. 초기 측정과 샘플링의 결과는 부가적 데이터가 평균표면 오염도와 방

사화 수준을 결정하는데 정확도를 얻기 위해 사용되는지 결정하기 위해

사용된다

2. 표면 오염도를 평가하기 위한 컴퓨터 코드

CD BKM-CRUD

주요범위내 방사화된 부식이나 침식생성물의 성장을 모사하는 코드로서

부식이나 침식생성물의 노심의 안과 밖으로의 수송올 계산하고 방사화，

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연소도， 붕괴율을 계산함과 동시에 시간의 함수로서 다양한 핵종의 분포

와 농도를 계산하는 코드이다.

(2) PACTOLE

프랑스에서 발전된 코드로서 목적은 PWR의 주요범위내 침전된 방사능

을 예측하기 위함이고 침전 생성물현상 설명한다. 이온 용해도는 물화학

함수로서 즉 열역학법칙을 사용함으로서 얻어지고 운전시 PH는 이 코드

에 의해 계산되고， 따라서 방출율과 침전물의 용해율 그리고 용해 생성물

의 침전율은 용해도와 농도로부터 유도할수 있다. 고체 입자의 침전은 입

자크기와 브라운운동 그리고 turbulent 확산을 설명하기 위해 고려한다.

결론적으로 표면오염도를 측정하기 위한 컴퓨터코드는 중성자 방사화를

측정하는 코드보다 덜 신뢰하지만 이 코드들은 특정한 원자로에는 적합하

고 예상가능한 오염의 양을 계산한다.

- 15 -

제 4 장 선원항 특성 평 가의 사례

지금까지는 원자로 해체시 선원항 평가를 수행하기 위한 일반적인 이론

에 대해서 고찰해보았다. 실제 외국의 원자로 해체시 어떠한 방식으로 선

원항을 평가하고， 부지의 잔존 방사능을 평가하는지 그 측정， 평가기술을

사례를 들어 연구해 보기로 한다.

제 1 절 일본 JPDR의 선원항 평가 기술

내장방사능 평가중에서 가장 중요한 것은 무엇보다도 방사화량의 평가

이다. 노내구조물， 압력용기， 생체 차폐콘크리트라고 하는 원자로 심장부

의 방사능을 조사하게 되므로 그 평가 여하가 직접 해체작업에 영향을 미

치기 때문이다. 또한 상업용 발전로의 해체 철거후의 부지 이용에 대해서

는 원자력 발전용지로서 계속 이용하는 것이 공식화되어 있는 현실에서

해체지역에 대해서 잔존 방사능을 측정， 평가하여 방사능이 없는지를 확

인해야 한다. 일반적으로 원자로 시설의 해체지역은 면적이 넓어서 방사

능이 남아 있지 않은지를 확인하려면 지표면 및 지중의 아주 낮은 방사능

에 대해서도 핵종별로 측정할 수 있어야 한다. 여기서는 일본의 JPDR(일

본동력시험로)의 폐로사업시 방사화량의 평가방법에 관해서 소개를 하기

로 한다.

1. 선원항 평가의 수행과정

일본의 JPDR 해체시 다음과 같은 사항을 파악 후 선원항 평가를 시작

하였다.

@ 운전을 종료한 원자로 시설내에는 다른 일반시설과는 달리 원자로 구

조물등이 중성자의 조사를 받아 생성되는 방사성 물질이 존재한다. 그

방사능의 양이나 핵종은 노형， 출력， 운전이력 및 정지 후의 기간에 따

라 큰 차이가 있다.

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9 주요 핵종은 Fe-55, Co-60, Ni-63등이고 방사능의 대부분(약99%)은

원자로 압력용기 내의 노내 구조물에 집중되고 있다. 다음으로는 원자

로 압력용기와 생체 차폐의 내측에 잔존한다. 나머지 방사능은 1차계

배관， 기기등의 내면에 부착된 것으로 전체의 0.5%정도이다.

@ 방사성 폐기물 중 가장 많은 것은 콘크라트이다. 그 대부분은 방사능

준위가 천연 콘크리트 중의 방사능 준위보다 낮다. 다음으로 많은 것

은 아주 낮게 오염 및 방사화된 금속 폐기물이다

즉， 오염의 가능성이 있는 영역에 대해서는 시료를 채취하여 방사능 측

정을 해서 오염상황을 파악하였다. 오염 측정중 오염 범위를 파악하기 위

한 전 y 방사능 측정과 오염의 침수 깊이와 오염 핵종을 측정하기 위한 상

세측정의 2단계로 나누어 실시하였다.

2. 시료채취 기술

일본의 lPDR해체시 사용한 사례를 보면 먼저 콘크리트 표면 오염의 대

략적인 분포조사가 실시되었으나， 1PDR시설의 바닥， 벽， 천장 둥 전역에

서 2m간격으로 직경 4cm, 깊이 lcm정도의 콘크리트를 드릴로 떼어내고

실험실에 있는 NaI 신티레이션 카운터를 사용해 방사능 측정을 실시하였

다. lPDR 전역이기 때문에 측정점이 2000개에 이르는 방대한 작업을 실 시하였다. 시료는 건물 표면에서 직경 약 40mm, 깊이 10mm를 뚫어서 이 때에 발생하는 콘크리트 분체를 회수하여 작성하였다. 전 7 방사능의 평균

치를 6OCO의 방사능 농도 환산치 (0.093Bq/g) 에 측정치의 표준편차의 3배

를 가산한 것을 이용해서 판정하였다. 오염된 경우에는 오염의 침수 깊이

를 파악하기 위하여 시료 채취공을 lcm별로 뚫어 시료 채취와 방사능 측

정을 반복 실시하였다.1PDR 해체공사에 있어서 방사선의 준위가 아니라 거기에 존재하고 있는 방사성물질의 종류와 양을 알기 위해 압력용기내의

시료채취장치를 개발했다. 이 장치는 컵부분에 드릴모양의 날이 있으며，

-17-

이 날로 압력용기의 내벽을 약간만 깎아내는 구조로 되어었다. 이 깎아

낸 부스러기가 중요한 분석시료이 되는 것이다. 압력용기의 내벽에서 시

료를 채취할 경우 부스러기를 너무 많이 채취하면 작업상의 피폭이 우려

되고， 너무 적으면 분석이 어려워진다. 시료채취량은 노심에 가까운 방사

화의 정도가 높은 장소에서 수십 밀리그램， 노심에서 떨어진 방사화가 그

다지 심하지 않은 장소에서 200밀리그램 정도가 적당하다는 것을 알 수

있고 적은 양의 채취량을 가지고 시료가 흐트러지지 않도록 하기 위해 깎

아낸 시료를 그 주변의 물과 함께 뿜어 올려서 필터로 회수할 수 있는 장

치를 설치하여 귀중한 분석샘플을 채취했다. 압력용기 상부에서 복잡한

구조물의 여러 곳의 시료를 원격으로 채취하는 것은 매우 어려운 작업이

다. 노내 구조물의 하나인 인코어 모니터튜브처럼 해체전에 시료를 채취

하는 것이 곤란하여 결국 해체 후에 확인을 위해 채취하였다.

제 2 절 일본 JPDR의 선원항 평가 절차

1 추정계산법

@계산코드에 의한 내장 방사능 평가

계산에 의한 방사화량의 평가란 원자로의 구조와 운전에 관한 데이터와

계산식에서 계산기로 대량으로 계산하여 구한 것이다. 어느 특정한 물질

에 중성자가 충돌하면 그 부분이 방사능을 갖게 된다. 따라서 원자로 운

전시의 중성자에 착안하면 생성되는 방사능의 양을 구할 수 있다. 이것

이 평가방법의 기본적인 사고방식이다. 그 절차로는 우선 처음에는 원자

로 운전중의 데이터를 근거로 원자로 내에서 날아다니는 중성자의 분포와

속도(에너지)를 계산한다. 이 계산에서 중성자의 움직임을 계산하는 컴퓨

터 프로그램이 사용된다. 다음으로 이 계산으로 구한 중성자의 분포와 속

도에서 다른 계산코드로 중성자가 원자로 내 구조물의 어느 부분과 충돌，

그 부분을 방사화하는 양을 산출한다， 여기까지 계산을 하고 나면， 나머지

- 18 -

는 이 계산 결과의 값을 전부 합산함으로써 총 방사능량을 얻을 수 있다.

또한 부분적으로 정리하면 방사능의 분포를 알 수 있다.

]PDR 해체시 실제계산에서는 중성자상태의 계산에는 ‘ANISN-]R’,

‘DOT- 3.5’라는 이름의 계산코드가 사용되었다. 또한 방사능의 생성량과

현재량은 ‘DOHAIN-MD’라는 계산코드를 사용해 앞에서의 중성자 상태의

계산결과와 원자로의 운전기간 및 정지 기간동의 데이터에서 계산되었다.

]PDR에서는 이 작업을 1983년부터 시작， 계산절차를 검토한 후 원자로의

구조와 재질， 운전상황등을 조사하고， 그러한 데이터를 입력하였다. 그

결과는 압력용기나 압력용기내부에서는 실제치와 일치하였다.

그러나 초기단계에서는 그 외측의 생체 차폐콘크리트는 실제치와의 사

이에 약간의 차이가 인지되었다. 그것은 후에 개량하였지만， 콘크리트에

함유되어 있는 물의 양이나 방사성핵종의 생성에 기여하는 미량원소 함유

량의 미묘한 차이가 계산결과에 영향을 미치고 있었던 것이다. 계산에 의

한 내장 방사능 평가는 실제로 사람이 그 장소로 가서 측정하지 않더라도

방사능의 종류와 양을 알 수가 있다. 이는 측정작업에 있어서 피폭을 생

각하지 않아도 되면 생체 차폐콘크리트 내부처럼 외부로부터 정보를 얻

을 수 없는 장소의 평가에 매우 도움이 되는 것이다. 단， 그 정밀도를 향

상시키기 위해서는 실측에 의한 데이터가 없어서는 안된다.

(2) 현장측정법

실측에 의한 평가작업은 크게 둘로 나눌 수 있다. 하나는 직접 측정기

를 가지고 가서 측정하는 방법이고， 또 하나는 시료채취， 즉 그 측정대상

에서 시료를 채취하여 그것을 실험실에서 분석하는 방법이다.

@ 실제 측정장소에 직접 측정기를 가지고 측정하는 방법

예를 들어 압력용기에 대해서는 윗 덮개를 벗기고 물이 채워진 압력용

기 위에 비계를 설치 그 위에서 상자모양의 기기와 드릴 날이 있는 기계

를 매다는 작업을 했다. 상자모양의 기기는 방사선 계측기이다. 이 계측기

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는 한 쪽에 창이 있는 차폐용 납 속에 GM검출기가 설치되어 있으며， 그

방향으로부터 방사선만을 측정하는 구조로 한 것이다. 이것에 의해서 발

판위에서 측정기의 위치나 방향을 바꾸어 압력용기 내면의 방사선 강도의

지도를 만들 수 있었다.

@ 시료채취방법

시료채취 기술에 대해서는 앞에서 설명을 하였고 시료를 채취하여 전 y 방

사능 측정 결과 실측과 기록， 양방에서 오염의 분포를 조사하였으나 정보

로서 불충분하였다. 방사성과 비방사성의 구분을 짓기 위해서는 오염분포

라는 2차원의 정보가 아니라 오염의 깊이라는 정보를 더한 3차원의 정보

를 얻을 필요가 있어 상세 측정을 실시하였다. 즉 표면오염 영역의 시료

는 소형 표면 연쇄기로 바닥면， 벽면 및 천장면의 대표점 약 0.5m2의 범위 에서 앓게 채취하여 방사능을 측정하였다. 그 때문에 생체 차폐콘크리트

의 방사화량을 구할 때 사용했던 코어 보링법으로 오염의 깊이 방향을 조

사했다. 조사결과 JPDR 시설내의 전체 바닥의 약 77% , 벽의 약 40%, 천

정의 약 28%에 각각 오염이 인지되었고， 오염의 침수깊이는 명확하게 한

정되어 있다는 것을 알 수 있다.

측정에 의한 방법은 그것 자체를 직접 측정한 것이기 때문에 데이터의

신뢰성으로 보더라도 매우 유효한 방법이다. 또한 JPDR 해체시에는 한가

지 측정에 의한 평가방법의 어려운 점은 시료가 확보되었다고 해서 대부

분의 경우 그것으로 끝난 것이 아니라 대부분의 경우 시료 중의 방사성

물질의 종류별 양이나 시료의 화학 조성등 상세한 정보를 구하기 위해서

채취기기의 설계， 제작에서부터 시료의 채취， 시료의 화학적 처리， 분석，

측정이라는 일련의 작업을 지체없이 진행하였다.

(3) 부지 의 잔존 방사능 평 가방법

평가 방법으로서는 측정 대상범위를 약 4000개의 측정점으로 세분하고

방사능 측정치， 검출위치 데이터， 백그라운드 처리등을 하여 방사능 분포

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도를 작성， 인쇄하였다. 방사능 측정장치는 NaI 신틸레이터를 4개 사용한

검출기구로서 검출기에 납차폐， 납제 콜리메이터를 장치시켜 백그라운드

의 감소를 꾀하였다. 방사능 측정장치를 수송차량에 탑재하고 광파신호기

에 의해 위치 검출과 유도를 하는 외에 발전기도 탑재하였다. 수송차량은

시판되는 견인차에 의해 견인되지만 견인차에는 검출기부터 신호를 받은

측정 회로부， 위치표시부， 데이터 처리부등을 탑재하였다. 측정 데이터 해

석은 데이터 처리부에 축적한 데이터를 처리해석 프로그램에 조합한 계산

기로 해석하였다.

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제 5 장 선원항 평가 방법의 제시

제 1 절 중저준위 방사성 폐기물 방사능량 평가

1. 주요 방사성물질을 이용한 평가

폐기물의 방사능량이 주어졌거나， 계산에 의해 방사능량을 추측할수 있

을 때 사용되는 방법으로서 폐기물발생자가 방사능량을 알고 있는 제한된

수의 방사성핵종을 취급하고 있을 때 매우 유용하게 쓸 수 있으며 주로

생체실험설비， 방사화분석 연구설비에서 이를 이용하여 발생폐기물의 방

사능량 및 폐기물 구분을 할 수 있다.

2. 전체 방사능량 측정에 의한 평가

이 방법은 모든 종류의 폐기물에 적용할 수 있는 방법으로 폐기물내에

방사성 핵종이 일정하게 분포되어 있다는 가정아래 초기에 시료채취를 통

해 방사성 핵종의 분포정도를 결정하는데， 이 값은 주기적으로 수정 보안

한다. 측정된 총방사능량과 방사성핵종의 분포정도를 이용하여 폐기물내

의 핵종별 방사능량을 구한다. 이 방법을 사용하기 위해서는 다음과 같은

사항이 포함되어 있어야 한다.

- 폐기물 포장용기

- 방사능 준위 측정기의 외형

- 방사선의 차폐 및 감쇄효과 보상방법

- 양자당 발생하는 감마에너지

3. 중요 방사성핵종의 직접측정에 의한 평가

이 방법은 직접측정방법을 이용하여 측정하기 어려운 방사성핵종의 농

도를 측정프로그램을 이용하여 간접적으로 결정하는 방법이다. 즉， 직접

- 22 -

측정하기 어려훈 방사성핵종의 방사능량을 쉽게 방사능량을 구할수 있는 방사성핵종의 비로 나타내는 것으로 이 비를 “핵종보정인자 (Scaling

Factor) ，’라 한다. 방사화 생성물은 Co-60의 핵종보정인자로 나타내며 핵

분열생성물은 Cs-137의 핵종보정인자로 나타내는데 다음과 같다.

표 3 핵종보정인자 결정을 위한 대표핵종 및 보정핵종

대표핵종 보정핵종 버 고

Co-60 C-14, Fe-55, Ni-63, Nb-94,

방사화생성물 TRU

Cs-137 Sr-90, Tc-99, 1-129 핵분열생성물

평가방법은 먼저 주기적인 시료채취를 통하여 핵종보정인자를 구하며

y-측정기를 이용하여 각 폐기물 내 대표핵종의 방사능량을 구한다， 이때

시료채취는 년 단위로 하는데 원전의 운전조건 및 운전방법이 변경되었을

경우 시료채취빈도를 늘려 핵종보정인자를 수정， 보완한다. 대표핵종의 방

사능량과 핵종 보정인자를 이용하여 폐기물의 핵종별 방사능량을 구한다.

각 폐기물에서 총 방사능량을 측정하여 핵종보정인자를 사용하여 구한 방

사능량 값을 보정한다. 여기서 사용된 핵종보정인자는 일반적으로 미국의

EPRI에서 제시한 값을 사용하고 있는데 발전소의 특성에 따라 핵종의 농

도가 다른 것을 감안하여 우리나라의 발전소 실정에 맞는 핵종 보정인자

가 개발되어야 할 것이다.

제 2 절 해체 계획서에 따른 방법

해체 계획서에 제시된 잔존 방사능량 예측방법은 컴퓨터 코드에 의한

추정 계산법에 의존하였고 구체적으로 제시된 방사능량의 값은 영국의 핵

연료주식회사인 BNFL(영국 핵연료 주식회사)에 의뢰하여 얻은 영국의 연

구용 원자로인 ICI 원자로의 방사능량 평가 자료를 그대로 제시하였다.

연구용 원자로 실내에 잔존하고 있는 방사성물질은 노심내 노심주변에

배치되어 있는 수조내 구조물， 기기 및 장치， 그리고 중성자 조사에 의하

- 23 -

여 방사화된 콘크리트， 부식 생성물 등이 생성， 순환됨에 따라 생기는 각

종 배관 및 오염된 기기 등이 있다. 방사성 동위원소 생산 시설에 존재하

고 있는 방사성물질은 방사성 동위원소를 생산하기 위하여 원자로에서 조

사된 동위 원소 시료 취급시 오염된 실험설비， 실험장치 및 방사성폐기물

과 그로 인하여 오염된 방사성 물질등이 있다. 또한 배출공기 정화를 위

한 필터류， 방사성 액체폐기물 관리로 인한 수조 및 탱크류 오염등을 들

수 있으면， 그 밖에도 예측치 못한 누수등으로 인한 오염등이 있을 수 있

다. 연구로 해체 설계의 입력자료로 활용하고 예상 방사화 폐기물의 양

및 특성을 추정하기 위하여 연구로 1호기 및 연구로 2호기의 노심 주변에

위치하여 원자로의 운전중에 방사화되어 있는 주요 기기 및 물질에 대한

방사화 분석을 수행하였다. 여기서는 연구로 1호기를 대상으로 보면，

• 연구로 1호기의 방사화 분석

@ 회전시료조사대

회전시료조사대의 이송시 사용되는 차폐용기의 차폐용기의 차폐두께를

결정하고 방사성폐기물 분류기준에 따른 중준위 또는 저준위폐기물로 분

류하기 위하여 연구로 1호기의 회전시료 조사대의 방사화 정도를 다음과

같이 계산하였다. 연구로 1호기에는 처음에 사용되던 회전시료조사대가

고장남에 따라 새로운 회전시료조사대를 새로이 설치하여 사용하였으나

방사화 계산은 1대의 회전시료 조사대가 처음부터 계속 사용한 것으로 가

정하고 이에 따른 총방사능이 2대의 회전시료조사대의 방사능의 총계와

같은 것으로 가정하였다.

’ 1개의 회전시료조사대 내에 있는 스테인레스 스틸 부품은 다음과 같으

며 스테인 레스 스틸의 총중량은 3.4 Kg이다，

Dowel Pins 2개 Screws 8개

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Washers 147~

Roll Pins 2개

Split Lock Washers 47개

Hexagonal Nuts 237~

assorted Screws 40 7~

Bearing 1개

Chain 1개

Drive Gear 17~

’스테인레스 스틸은 다음과 같은 핵종으로 구성되어 있다. 철 : 73.88 w/o (Fe-54:5.8%, Fe-56:91.8% , Fe-57:2.1%, Fe-58:0.3%)

니 켈 : 7.97 w/o (Ni-58:68.3% , Ni-60:26.1%, Ni-61:1.1%, Ni-62:3.6%,

Ni-64:0.9% ) 크롬 : 17.94 w/o (Cr-50:4.4%, Cr-52:83.8%, Cr-53:9.5% , Cr-54:2.4%)

코발트 : 0.02 w/o (Co-59)

’연구로 1호기는 33년간 운전하여 총출력이 3.735MWh에 이르렀으며，

가동 정지 후 3년이 경과하였다.

’연구로 1호기가 250KW로 운전될 때 노심에서의 최대중성자속은 1.0 X 1013 n/cm2 • sec 이 다. 또한 방사화 계 산 프로그 램 인 Fispin코드

로 계산한 결과 최대 중성자속 1.0 X 1013 nlcm2• sec 하에서 33년간

조사받고 가동정지 후 3년 경과시의 스테인 레스 스틸의 방사화는

25.92mCi/g(Co-60) 이 다.

’연구로 1호기의 평균출력은 연구로가 33년 내내 평균출력으로 계속 운

전된 것으로 간주하여 다음과 같이 산출되었다.

3. 735Mah(총출력) = 129 kW 289 ， 080h(33년간운전시간)

’ 따라서 평 균 중성 자속은 다음과 같다.

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12.9kW평균출력) × 1.0 × 1013 n/cm2 · sec = 516 × 1011 IU/cm2 · sec 250kJ<< 최대출력)

’최대 중성자속 하에서의 방사화가 25.92mCνg이므로 평균중성자속하에

서 의 방사화는 다음과 같다.

5.1뻐6x액10띠0q1l쇄t 1.0x 10 11γn찌1“/c’mγ-기. s않ec이(최 대 중성 자속)

회전시료조사대의 총 스테인 레스 스틸양이 3.4Kg에 달하므로 총 방사능

량은 4.55Ci (Co-60)에 이르며 차폐되지 않은 상태에서 조사대로부터 1m

떨어진 지점에서의 선량율은 60.06mSv/hr로 예상하였다.

@ 원자로 차폐구조물

연구로 1호기의 차폐구조물은 일반 콘크리트로 구성되어 었다. 현재 이

콘크리트에 대한 시료분석자료가 없으므로 방사화 분석은 노형이 유사하

고 최대출력이 250kW로서 연구로 1호기와 동일한 영국의 연구용 원자로

인 ICI 원자로의 콘크리트 방사화자료를 이용하여 산정하였다. 가동정지후

9개월이 경과한 ICI 원자로의 해체시 발생한 20톤의 방사화 콘크리트(비

중 2.4)의 총방사능은 보수적으로 평가하여 8.0 X 107 Bq 이었다.

연구로 1호기의 평균출력은 ICI 원자로의 약 반정도였으므로 총방사능

은 4.0 X 107 Bq으로 추산되며 이를 ICI 원자로의 콘크리트의 방사능 구

성비를 고려하면 가동 정지후 9개월 경과시의 핵종별 방사능은 다음표와

같다.

- 26 -

표 4 연구로 가동 정지후 9개월 경과시의 연구로 1호기 원자로 차폐

구조물의 콘크리트의핵종별 방사능

핵 종 반감기 방사능구성벼(%) 가동정지후 9개월

경과시의 총방사능 (BQ) Na-22 2.6년 0.6 2.4 X 100>

Mn-54 314일 2.4 9.6X 105

Fe-55 2.7년 36 1.4x 107

Co-60 5.3년 20 8.0X 106

Eu-152 12.2년 26 1.4 X 107

Eu-l54 16년 2.5 1.0 X 106

합 계 100.0 4.0X 10'

따라서 가동정지후 3년 경과시의 연구로 1호기 원자로차폐구조물의 콘

크리트의 평균방사화 농도는 다음과 같다.

표 5 가동정지후 3년 경과시의 연구로 1호기 원자로차폐구조물의

콘크리트의 평균방사화 농도

핵 종 총방사능 (Bq) 버방사능 (Bq/m ;j)

Na-22 1.3x 100> 1.6 X 104

Mn-54 1.6x 105 1.9 X 104

Fe-55 8.1 X 106 9.7x 105

Co-60 5.9x 106 7.1 X 105

Eu-152 1.3 X 107 1.5 X 106

Eu-l54 8.3x 100> 1.0 X 105

합 계 2.8x 101 3.3X 10b

위 값은 영국의 ICI 원자로의 자료로부터 추산되었으므로 콘크리트의 조

성비의 차이로 인해 핵종별 구성비는 달라질 수 있다. 따라서， 해체공사시

의 시료채취 및 분석에 의해 정확한 값을 산정할 수 있다.

- 27 -

@ 원자로 수조의 스틸탱크

원자로 수조를 이루고 있는 콘크리트 내부의 스틸탱크는 원자로의 운전

시 중성자속이 매우 낮으므로 대부분의 스틸은 방사화되지 않고 노심에

인접하고 있는 일부분만이 방사화될 것으로 예상된다. 현재로서는 원자로

수조 내에서의 중성자속 분포에 대한 자료가 없으므로 정확한 값의 산출

은 곤란하며 해체공사시 시료의 채취 및 분석의 의해 방사화 정도를 산출

할 예정이다. 현단계에서 방사화 정도를 개략적으로 평가하기 위해 운전

기간중의 노심에 인접한 스틸탱크의 중성자속은 다음과 같은 식에 의해

산출할 수 있다.

φ

φ。

t L = e

여기서， φ = 스틸탱크의 평균중성자속 (n/cm' . sec)

φo 노심에서의 평균중성자속 (n/c따 • sec)

t = 노섬과 스틸탱크사이의 물의 두께 (43.75cm)

L = 물속에서의 열중성자의 확산거리 (2.9cm)

노심에서의 평균중성자속은 5.16 X 1011n/cm' . sec 이므로 위의 식을 이용

하여 스틸탱크에서의 평균중성자속을 구하면 1.486 X 107n/cm' . sec이 된다.

스틸탱크의 주된 핵종인 Co-60의 가동정지시의 단위중량당 방사능은 다

음과 같은 식에 의해 산출할 수 있다.

-0.693 !., s= j} .6φ 0-(1 - e 1 )

3.7X lQlO XA

여기서， s = 비방사능 (Cνg)

φ = 스틸탱크내에서의 평균중성자속 (n/c따 • sec)

- 28 -

(J = Co-59의 핵 반응단면 적 (c마)

t = 운전시간 T = Co-60의 반감기 A= 원자량 (Co-59)

따라서 비방사능은

s= Jl .6 × 1468× 1o;× 38 × 0.981 = 1.5 x 10 -4Ci/ g(5.6 x 106 Bq/ g) 3.7 x 10 lU x 59

스틸에 포함된 Co-59의 함량을 130ppm이라고 가정하면 스틸의 단위

중량당 Co-60의 방사능은 다음과 같다.

1. 96x lO- 2μ Ci/ g(7 .25 x 102 Bq/ g)

위 값은 보수적으로 산출된 값이며 최대 지점에서의 비방사능으로서 정확

한 값은 해체공사시의 시료채취 및 분석에 의해 산출한다.

@ 노심반사체

연구로 1호기의 노심반사체는 알루미늄통내의 흑연분말로 이루어져 있

으며 노심주위에 있으므로 원자로의 운전시 방사화되어 있다. 구성물질이

흑연이므로 주된 방사화 핵종은 C-14일 것으로 예상되나 리륨과 같은 불

순물에 의해 H-3등과 같은 핵종도 존재할 것을 예상된다. 구성핵종을 정

확히 평가하기 위해서는 노섬 반사체로부터 흑연시료를 채취하여 분석하

여야 하나 현재로서는 시료채취가 불가능하므로 유사한 노형으로서 출력

도 비슷한 영구의 ICI 원자로 노심의 흑연분석자료를 이용하여 보수적으

로 평가한 결과 연구로 1호기 노심반사체의 흑연에 포함된 핵종 및 방사

능은 다음과 같이 평가되었다.

- 29 -

표 6 연구로 1호기 노섬반사체의 흑연에 포함

된 핵종 및 방사능

핵 종 총방사능 (Bq)

C-14 2.0X lOlU

H-3 3.0X 1010

I-129 5.0X 1010

제 3 절 고방사능 물질의 핵종분석 방법

해체폐기물에는 중성자에 의한 activation 방사선원과 방사성물질이 설

비표면에 부착으로 인한 방사선원으로 구분이 된다. 이중 부착 방사선원

은 제염을 통해 제거할 수 있으나， activation에 의한 방사선원이 대부분

고방사능 해체 폐기물을 구성하게 된다. 그러나 대부분의 방사화된 해체

폐기물도 Class A로 분류되며， 일부만이 Class B 이상의 고방사능을 띄게

된다. 이들 방사화에 의한 고방사능 해체 폐기물의 핵종분석 방법은 먼저

전산프로그램을 이용한 해석적인 방법으로 방사선원을 분석한 뒤， 시료채

취분석을 통해 검증하는 방법을 주로 활용하는 방안을 모색할 수 있다.

특히 다음과 같은 경우에는 시료채취분석이 반드시 필요하다.

- 전산 프로그램을 이용한 수학적인 모댈 세우기가 매우 어려운 구조물인 r'I 。/oT

- 구조물의 구성성분이 불명확한 경우

- 전산 프로그램을 이용하여 구한 방사선원에 대하여 검증하기 위한 경우

- 계산 결과에 대한 정확도를 검증하기 위한 경우

독일의 Gundrernrnigen KRB-A 원자로(25만kWe) 해체시 압력용기의

핵종분석을 위 두가지 방법을 병행하여 실시하여 비교 검증한 사례가 있

다. 다음은 Gundrernrnigen 원자로 압력용기의 시료채취과정에서 시료위

- 30 -

치를 나타내는 그림이다. 여기서 0.41 T , 0.67T는 시료채취 깊이로서 즉，

압력용기 벽으로부터 각각 41%. 67%들어간 깊이로서 압력용기외부 벽에

서 압력용기와 하부의 냉각재의 공유영역을 뚫어서 시료를 채취하였다.

축방향에 대해서 0.41 T , 0.67T깊이에서 각각 시료를 7 .8793g, 9.4835g을

채취하여 분석하였다.

톨

훌 j~ --.......、

'fh ... ,0.'74T

‘:ct;n" n. ... , 0.'''''

(0.'。‘ n. ... 'O'02T

그림 1. Gundremmigen KRB-A 원자로의 압력용기의 시료채

취위치

- 31 -

위와 같은 방식으로 시료를 채취하여 핵종농도를 측정한 결과는 다음과

같다.

표 7 Gundrernrnigen 원자로 압력용기내 중성자 방사화물질의 핵종농도

방사성핵종 측정 농도(Ci!g steeD 측정농도/c1ass A

한계와의 버 sample #3 sample #4

(O.41T) (O.67T) Co-60 2.53E-6 1.32E-6 0.028 Ni-63 1.14E-7 4.37E-8 0.025 Fe-55 2.92E-5 9.25E-6 0.32 Nb-94 <2.8E-12 <3.1E-12 <0.00012

* 여기서 class A는 lOCFR61에 의거한 분류법에 따른 핵종농도이다.

전산 프로그램을 이용한 방사능량 추정 계산 방법은 다음과 같다，

이전의 결정되어 있는 neutron fluence값과 조사이력이 계산자료로 사용되

며 XSDRN neutronics 코드를 사용하였다. 이 코드를 사용하여 비방사능

을 구한결과와 위에서 구한 시료채취측정의 결과와 비교한 것은 다음과

같다.

표 8 Gundrernrnigen 원자로 압력용기의 중성자 방사화물질의 핵종

농도 비교 (시료채취측정결과와 전산코드계산결과)

시료채취분석을 통한 전산코드에의한 계산된 Ratio: 방사생 측정 농도(Ci/g steeI) 핵종농도(Ci/g steeI) Calculated/Measured 핵종 sample #3 sample #4 sample #3 sample #4

sample #3 sample #4 (0.41T) (O .67T) (O.41T) (0.67T)

Co-60 2.53E-6 1.32E-6 4.53E-6 2.67E-6 1.79 2.02

Ni-63 1.14E-7 4.37E-8 7.53E-8 3.09E-8 0.662 0.709

Fe-55 2.92E-5 9.25E-6 3.29E-5 1.42E-5 1.13 1.54

Nb-94 <2.8E-12 <3.1E-12 4.4E-12 3.5E-12 >1.6 >1.1

- 32 -

따라서 Gundremmigen 원자로 해체시 압력용기의 방사능량을 예측한 결

과를 통해 살펴보면 대부분의 전산 프로그램을 이용한 계산결과와 실제

시료채취분석 결과는 큰 차이가 없음올 알 수 있다.

그러나 일반적으로 우리나라의 발전소에서 수행하는 고방사능 핵종분석

방법은 운영중 발생되는 중.저준위 방사성폐기물올 대상으로 하기 때문에

계측기의 규격， Scaling Factor 둥 모든 면에서 적용하기가 어려울 것으로

판단된다. 현재 국내에는 고리 제4저장고에 연구개발 결과물인 핵종분석

장치 1대가 시범 설치되어 있는 실정이므로 따라서， 폐로시 발생한 폐기

물에 대한 처리 경험이 있고 Hardware, Software가 모두 준비된 해외 전

문용역 업체에 위탁처리 하거나 장기적인 기술개발 차원에서 자체적으로

기술 자립하여 수행하는 방안을 연구해야 한다.

째 4 철 폐수지 폐훨터 및 농축폐액의 방사능량 추정방법

미국 원전에서는 폐수지 시료를 취하여 scaling factor를 만든 뒤， 각 배

치마다 대표핵종에 대한 방사능분석을 통해 핵종분석을 하고 있다. 이때

가장 큰 문제는 고방사성 폐수지에서 시료를 채취할 때， 작업자 방사선

피폭 문제이며， 이를 방지하기 위한 많은 sampler가 개발되고 있다.

폐수지， 폐필터， 농축폐액 및 잡고체 폐기물의 대표시료 채취를 위한 시

료채취 프로그랩은 해당발전소 및 연구팀에 의해 수립되어야 하며， 현장

분석 가능 시료는 발전소의 분석설비를 이용토록 하고 전처리나 특수 분

석장비가 필요한 분석이 어려운 시료는 국내 전문분석기관에 의뢰토록 한

다. 잡고체 폐기물은 폐기물의 종류가 다양하고 광범위한 곳에서 발생되

므로 폐기물의 표면 오염도별/종류별로 핵종의 구성비를 파악하는 것은

매우 중요하다.

폐수지 및 폐필터 폐기물은 높은 방사능을 띠고 있올 뿐만 아니라 구조

적 형태를 지니고 있기 때문에 대표시료를 얻기 위한 특별한 취급공구，

예를 들면 폐수지 탱크로부터 소량의 시료를 채취할 수 있는 시료채취기

나 폐필터 시료를 얻기 위한 원격제어가 가능한 절단기기의 사용이 요구

되며 이러한 장비를 사용하기 위한 취급기술올 사전에 충분히 익혀야 한

- 33 -

다.

1. 폐수지의 시료채취 기술

원자력발전소에서 발생되는 고체폐기물 생성원 중 폐수지는 원자로 계

통수 정화용으로 사용되는 것과 발생폐액의 정화를 위해 사용되는 것으로

분류되어지며 계통수 정화에 사용되는 수지는 양이온 음이온 및 혼상이

온 교환수지로서 핵분열성 핵종들을 주로 제거하기 때문에 방사능 준위가

매우 높으며， 폐액 정화계통에 사용되는 수지는 혼상이온 교환수지 형태

가 주종을 이 루며 방사능 준위 는 그다지 높지 않다.

그러나 이들 폐수지는 사용후에는 폐수지 저장탱크에 모두 이송되므로 계

통별 폐수지 시료의 특성을 파악하기는 불가능한 실정이며， 폐수지 저장

탱크에서 직접 시료를 채취하는 것 역시 방사능 준위가 높아 어려울 것으

로 보인다. 페수지의 Scaling Factor를 정확히 구하기 위해서는 폐수지 저

장탱크에 이송되는 폐수지의 종류 및 년간 발생량의 정확한 파악과 해당

되는 각 탈염탑의 입구/출구측의 방사능 핵종들을 주기적으로 분석함으로

서 간접적인 측정방법도 고려될수 있으나 폐수지를 직접 채취하여 분석하

는 것이 가장 정확한 Scaling Factor를 얻을수 있는 방법이라 본다， 시

료채취는 채취공구를 특별히 제작하여 고화처리 전 드럼내의 시료를 원거

리에서 채취토록 하며 핵종분석시 불감시간 영향을 줄이기 위해 기하학적

영향이 고려된 특수제작한 용기내에 넣어 측정토록 한다.

2. 폐필터의 시료채취 기술

원자력 발전소에서는 사용용도에 따라 다음과 같이 다양한 필터를 사용

하고 있다. 그 중 원자로 계통에 사용되는 필터로는 계통수 중의 입자상

물질을 제거할 목적으로 사용되는 체적제어탱크(VCT)의 후단에 설치되어

있는 필터와 원자로 펌프(RCP)의 Seal을 보호할 목적으로 전단에 설치된

Seal Injection Filter가 있으며 이들 필터는 매우 높은 방사능을 함유하고

- 34 -

있고 핵연료 교체기간중 원자로 수조의 물을 정화하기 위해 사용되는 원

자로 수조정화용 필터 (Reactor Cavity Clean Up Filter)와 격납건물 및 보

조건물내의 기체상 방사능을 제거하기 위해 설치되어 있는 정화용 필터등

이 있으며 폐액중의 입자상 물질 제거시에 사용되는 필터(격납건물 공기

공급/배출계통， 격납건물 순환계통， 보조건물 공기공급/배출계통， 보조건물

활성탄 방출계통， 계통수 여과용 필터， 냉각재 펌프 및 붕소순환 필터둥)

는 상대적으로 낮은 방사능 핵종을 함유하고 었다. 위에서 언급한 필터들

은 매우 높은 방사능을 함유하고 있기 때문에 시료를 채취하기 위해서는

특별한 절단 취급기술이 요구된다. 이러한 고방사성 시료를 다루기 위해

서는 최소한 다음과 같은 장비가 갖추어져 있어야 한다 .

• Manipulator 이 용 이 가능한 Hot Laboratory

• 시료 운반용 차폐용기

• 원격 절단 톱

절단 공정에 사용되는 장비중에서 표8에서 보여준 바와 같이 다양한 절

단 기기들이 있으나 그 중 이동형 공기구동톱(Portable Air Powered-Hac

ksaw)은 중량이 약 7Kg으로 제일 가볍고 간단하여 좁은 공간에서도 신속

하고 용이하게 설치가 가능하며 직경이 약 60cm인 필터도 쉽게 절단 가

능하므로 고방사선 구역에서 작업시에도 작업자의 피폭을 줄일 수 있는

가장 좋은 공구이다.

- 35 -

표 8 절단공정의 적용특성

공 정 적 용

Plasma Arc 모든 금속드 15cm

Oxigen bumer 연철，모든 두께

Thermite reaction 모든 금속， 모든 두께

lance

Explosive Cutting 모든 금속르 15cm

Hacsaws and 모드'- 그 o 소 ...,

guillotion saw 배관드 4.5cm 직경

Circularcutter 모드'- 그 n 소 ...,

벽두께가 7.5cm인

배관 드 15cm 직경

Abrasive cutter 모든 금속， 배관 및

나무조각드 20cm

Arc Saw 모든 금속드 91cm

·비고 : 절단공정에 권고되는 운전코드

(P) 절단기기를 임의로 옮겨서 작업시 (R) 원격 절단 요구시

(S) 고정형으로 설치하여 작업시

3. 농축폐액의 시료채취 기술

l:Jl 용 l:Jl 고

비쌍 P, R, S

저렴 P, R, S

저렴 P

비쌍-매우비쌍 R

저렴 P, R,

저렴 P, R

저렴 S

비쌍 S

발생은 주로 핵연료 저장조 탱크， 잉여수， 방사성폐기물 바닥계수， 제한

치 초과된 증발기 응축수 농축액 배관 세척수 및 보조 스팀 응축수 회수

탱크에서 고방사능 저장탱크로 유입되며 고방사능 저장탱크에 저장된 폐

액은 2대의 30 GPM 폐액증발기를 이용해 12% 붕산농도까지 농축시켜

시멘트와 균질하게 혼합한 후 200 ~드럼에 고화처리한다. 시료채취는 정

확한 Scal1ing Factor를 구하기 위해서 한 Batch에 한번씩 증발기의 시료

채취구에서 직접 채취하여 a , β ， r 핵종분석을 현재 발전소에서 분석하

고 있는 분석절차에 따라 실시한다.

- 36 -

4. 핵종분석방법

CD H-3 분석

삼중수소는 증류법에 의해 방사화 물질 및 핵분열성 물질을 분리， 정제

시키 며 산화환경을 제공하기 위해 과망간 알카리 모용액이 사용된다. 할

로겐과 기타 원소들은 비휘발되거나 모용액속에 남으며 정제된 삼중수소

는 증류시켜 포집한다. 삼중수소는 액체 섬광 계측기 (LSC)로 측정한다.

(2) C-14 분석

산화증류 기술은 모든 탄소종의 97%이상이 C02로 변화되는 액체와 고

체시료에 적용되며 C02는 액체섬광 각테일속에 흡수시켜 14C 함량을 분석

한다. 사용 계측기는 액체 섬광 계측기 (LSC)를 사용한다.

@~e 분석

슬러지나 수지같은 고체시료는 혼합된 강산속에서 용해시키며 시료속의

~e 추적량을 결정하기 위해 감마핵종분석기로 분석한다. 분석을 위해 일

정량의 고체 및 액체시료를 취하고 수산화 제 2철을 NH40H에 의해 침전

된다. 상층액은 니켈을 함유하고 있으며 제염은 액-액 추출에 의해 수행

된다. 수산화 제2철은 침전 여과 및 무게를 측정하고 x-선(닮Fe)에 대해

선 Thin Window NaI(TI) 계측기를 사용하고 y 선(닮Fe)에 대해서는 Ge

Detector를 사용하여 측정한다， 사용되는 계측기로는 Thin Window

NaI(TI) 과 Ge Spectrometer가 있 다.

@ 59Ni, 63Ni

슬러지나 수지같은 고체시료는 혼합된 강산속에서 용해시키며 분석에

필요한 일정량의 고체 및 액체시료를 취한다. 니켈(Ni)은 암모니아수

- 37 -

(NfuOH)은 함께 침전되는 Fe(OHh에 의해 오염된 핵종으로부터 분리된 다. 니 켈은 암모니 아 복합체 로 잔존되 며 제 염 은 Dimethylglyoxine

(Ni-DMG)과 함께 Ni의 특유한 침전에 의해 수행된다 63Ni 방사능은 액

체 섬광 계측기 (LSC)에 의해 결정되며 59N 방사능은 Thin Window

N aI( TI) Detector로 측정 한다.

(5) 89Sr, 90Sr

슬러지와 수지같은 고체시료는 혼합된 강산과 함께 용해되거나 용출되

며 용해된 고체 및 핵체시료의 일정량을 분석을 위해 취한다. 담체를 첨

가하고 Nb는 NH40H와 함께 침전시키며 강질산과 함께 침전물을 세정하 기 위해 제염준비를 한다. Nb는 용해되며 Co와 Ba은 핵종침전 제거용 담 체로 사용한다. Nb는 Ge Spectrometer를 사용해 감마핵종분석을 위해

Oxide로 침전시킨다.

@ 99Tc

Re는 담체로서 Tc대신 사용되며 분석을 위해 일정 액체시료를 취한다.

고체시료는 Tc의 휘발을 막기 위해 알카리 용융에 의해 용해된다. 다음

용액은 8M HN03 와 함께 처리하고 요오드 제거를 위해 비등시킨다. Co

는 방삿성코발트와 다른 천이 금속방사성 핵종을 제거하기 위해 스카빈저 로 사용되 어 진다. Re(Tc)는 Tetraphmyl Arsoninm Chloride {( C6H6)4

(R4As)Cl}과 함께 복합물로써 침전되고 99Tc 방사능은 기체비례계수기

(Gas Proportional Counting) 에 의 해 결 정 된 다.

(j) l~

분석을 위해 일정 액체시료를 취하며 고체시료는 요오드의 휘발을 방지 하기 위해 알카리 용융에 의해 용해시킨다. 다음 용액은 요오드 제거를

위해 배치형으로 음이온 교환수지와 함께 혼합시킨다. 요오드는 수지에서

- 38 -

추출시키고 액-액 추출을 행한다. 정화된 요오드는 CuI로 침전시키고

Thin Window NaI(TI) 계측기로 측정한다.

@ a-방출 우라늄과 초우란 핵종 (짧U， 2잃U， 앓7Np， 238pu, 정9pu， 242pu,

240pu, 24lAm, 243Am, 242Cm, 2얘Cm， 144Ce)

시료는 용융법으로 용해시키며 용융케이크는 염산속에서 녹고 초우란

핵종은 바륨황산염과 함께 공침된다. 바륨 황산염은 용액되고 액-액 추출

법에 의해 U, Th:Pu, Np 및 Am, Cm을 분리하며 각 분율은 외삽되어지

고 Surface Barrier Alpha-Oarticle Detector를 사용하여 분석 한다 141Ce 핵종은 추적자로써 초기시료에 첨가되며 Am-Cm시료의 y 핵종 분석시

1싫Ce은 측정되어 진다. 사용되는 계측기는 Alpha Spectrometer이다.

@241pU

U-TRU 분석절차로부터 분리된 Pu분율은 액체 섬광 계측기 (LSC)로 측

정 하여 241pU은 Tritium Window에 서 측정 하고 a 방출 Pu는 Window

Above Tritium에서 계측된다 236pU추적자 수율은 236pu비로부터 액체섬광

계측에 적용되는 전 a /Pu까지 결정한다. 사용되는 계측기는 Liqiud

Scintillation Counter With Pulse Height Ana1ysis 이 다.

제 5 절 몬테카를로를 이용한 고방사능 금속의 방사능량

추정방법

원자로 압력용기에서의 중성자 조사량의 정확한 계산방법은 고방사능

금속의 방사능량을 추정하는데 효율적인 방식으로서 실측이 아닌 컴퓨터

코드를 이용한 추정계산법이다. 원자로 압력용기에서의 중성자 조사량 계

산은 2단계로 이루어진다. 먼저 원자로심내에서 발생되는 중성자 선원항

을 계산하고， 이 선원항을 이용하여 압력용기에서의 중성자 조사량 계산 을 수행한다. 기존 원자로 압력용기에서의 중성자 조사량 계산에서는 노

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심해석코드를 이용하여 중성자 선원항을 구한후 2차원 각분할법을 이용하

여 계산을 수행한다. 몬테카를로방법을 사용하여 압력용기에서의 중성자

조사량을 계산할 때에는 선원항 계산은 노심해석코등서 계산된 선원항을

사용할 수 있을뿐 아니라 몬테카를로방법의 전산코드(MCNP)를 사용하여

선원항을 계산할 수 있다.

미국 NRC의 원자로 압력용기에서의 중성자 조사량 계산방법 규제 지

침에서는 원자로 압력용기에서의 중성자 조사량은 직접적인 계산을 통해

서 수행할 것을 권고하고 있다. 계산의 정확성을 위하여 원자로 구조물의

기하학적 모형이나 물질 데이터 등은 발전소 고유의 자료를 사용할 것과

최신버천의 ENBF!B 핵단면적 자료집을 사용할 것을 권고하고 있다. 원자로 압력용기에서의 중성자 조사량을 계산하기 위하여 압력용기 내

벽에 부착된 감시캡슐(survèillance capsule) 속에는 방사화 시편 (dosme­

ter)과 함께 압력용기강과 같은 재질의 시편 (specimen) 이 들어 있다. 일정

기간 원자로를 가동한 후에 시편에 대한 기계재료적 실험과 방사화 시편

의 방사화 실험을 하게 되는 데， 방사화 시편이 원자로로부터 제거될 때

의 방사능(activity)은 가동이 n회 반복되는 동안 가동기간과 가동중지 기

간에 의해 결정되므로 다음과 같이 나타낼 수 있다.

A rOR 캉fXF;rl-e-Ar je난σ(E)Ø(E)dE

=맞fXFjr샤 %씬JØ(E)dE (1)

여기서，

ArOR = induced activity of the sample radioactive specimen at time

of removal (dps/g), No = Avogadros number (atoms/g-atom),

A = atomic weight of the sample (g/g-atom),

f = weight fraction of the sample in the detector, σ 떠 = energy dependent activation cross-section for the reaction

(bams), ￠ 쩌 energy dependent neutron f1ux at the detector at full

- 40 -

reactor power(nJcm2-sec), = decay constant of the sample (lIsec),

꺼 = fraction of full reactor power during the jth time interval,

r j = length of the jth irradiation period (sec), r d = decay time following the jth radiation period (sec), a = eff농ctive spectrum reaction cross-section.

Fj, j , d 는 원자로의 가통이력과 캡슐을 인출한 후 계측까지의 시간

에 의해 결정된다 . AroR 는， 방사화 시편이 실험실에 옮겨진 후 측정되는 방사능 Acount로부터 다음 식에 의해 계산된다.

A MO = A M',"' eλ T"ØUllt TOR (2)

여기서 ， 11 는 방사화 시편의 붕괴상수이고 Tcount는 주기말부터 측정될 때까지의 시간이다. 그리고， 원자로 가동시의 포화방사능(saturated

activity), ASAt는 다음 식 에 의 해 계산된다 .

ASAT

=ATOR (L F;.(J -e-M; )e-J. f

d ;-1

이러한 방사화 시편에 의한 실험적 측정에서 꼭

반응 단면적 , δ 인데 이는 다음과 같이 정의된다.

- 1HrEJWEjdE

fø(E)dE

(3)

필요한 것은 유효 핵

(4)

식 (4)에 나타난 바와 같이 유효핵반응단면적의 계산에 필요한 것이 방 사화 시편에서 일어나는 핵반응의 단면적자료와 그 위치에서의 중성자 스 펙트럼이다. 그러나， 감시시편으로 원자로 가동중의 감시시편에 대한 중 성자의 스펙트럼을 측정할 수 없기 때문에 방사화 시편의 유효 핵반응 단

면적 계산은 이론적인 계산에 의존해야 한다.

- 41 -

원자로 감시시편과 압력용기에서의 중성자 조사량 계산을 위해 몬테카 를로방법의 MCNP 전산코드를 이용하여 계산을 수행할 결과 선원항 계산 에서는 고리 1호기 1주기의 핵설계보고서의 상대출력분포와 비교하였을 때 RMS(Root Mean Square) 오차가 2.165로 아주 유용한 계산방식임을 알

수 있다.

제 6 절 국내의 핵종 분석 장치

현재 국내에서는 고리4호기 저장고에 연구개발 결과물인 감마 핵종 분

석장치가 시범적으로 설치되어 그 유용성을 시험하는 과정에 있다. 일반

적으로 폐기물 드럼내 방사성핵종의 방사능을 측정하기 위해서는 드럼에

채워진 폐기물이 균질하게 분포되어 있으며 폐기물의 각 매질에 의한 자

기흡수가 없다는 가정하에 측정이 이루어지나， 실제로는 폐기물 드럼의

측정 및 평가시에 이러한 가정에 의해 많은 오차가 발생하게 되므로 어떻

게 하면 이러한 오차를 최소화 시킬 수 있는가 하는 것이 정확한 측정 및

평가의 요소라 할 수 있다 .

• 감마 핵종 분석장치의 개요

핵종 분석장치는 1대의 시스템으로 저준위 드럼과 고준위 드럼을 측정

토록 설계하였고， 장치의 전 자동화， 운전 및 유지， 보수시의 용이， 사고나

고장시의 안전 대책， 그리고 적절한 방사선 차폐가 되도록 한 것 등을 기

본적 설계 개념으로 하여 제작하였다. 이와 함께 중준위 폐기물 드럼(폐수

지 및 폐필터 드럼)은 드럼의 입， 반출시 핵종 분석 장치의 주변 백그라운

드 및 취급의 안정성등을 고려하여 드럼단위로 처리하고 저준위 드럼(잡

고체 및 농축폐액)은 207~ 의 드럼 단위로 구성된 렉 (Rack) 단위로 처리하

는 것을 원칙으로 한다.

@ 드럼 분할

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드럼 높이에 따른 매질의 비균질성을 보완하기 위해 드럼을 분할， 측정 하도록 설계하였으며 분할 수는 8개 내지 9개 정도 되도록 하여 그에 맞

는 검출기 콜리메이터의 크기를 결정하였고 검출기가 상하 이동을 할 수

있도록 설계하였다.

@ 드럼회전

드럼 반경 방향에 대한 매질의 비균질성에 의한 측정오차를 최소화하기

위해 드럼을 회전시켜 측정할 수 있도록 하였다.

@ 드럼과 검출기와의 거리

드럼내 선원 위치에 따른 응답오차를 최소화하고 동시에 충분한 계수율

을 얻을 수 있도록 드럼과 검출기 간의 최적거리를 선정하였다. 거리의

일반적인 설정기준은 드럼과 검출기와의 거리가 드럼 반경 (30cm)의 3배，

혹은 드럼 높이의 1/2((40cm)의 3배가 최적거리로 알려져 있어 이와같은

기준에 의거 검출기와 드럼과의 거리를 설정하였다.

@ 검출기 콜리메이터

검출기 콜리메이터는 핵종 분석 장치의 하나로 가능한 한 원자력발전소

에서 발생하는 모든 폐기물 드럼의 선량률 범위를 측정하여 분석할 수 있

도록 설계하였다. 측정가능한 드럼의 표면 선량률 범위는 검출기 콜리메 이터를 연 상태에서는 lmR/h - 200R/h이고 검출기 콜리메이터를 닫은

상태에서는 200R/h - 50R/h까지이다. 이것은 검출기의 불감시간을 고려해 고선량률 범위와 저선량률 범위의 2단계로 나누어 측정하고 검출기 콜리 메이터의 입구 크기를 조절할 수 있도록 설계하여 정해진 표면 선량률이 상에서는 콜리메이터 입구부가 자동으로 닫히고 3개의 슬릿을 통해 콜리 메이터가 열려있을 경우와 비교해 방사능이 0.7%정도만 들어오도록 설계

하였다. 즉 표면선량률이 최대 50R/h인 드럼에 대해서도 표면선량률이 약 350mR/h인 드럼을 검출기 콜리메이터를 열고 측정하는 것과 같은 측정효 과를 지닐수 있도록 제작하였다. 한편 검출기 콜리메이터 입구부의 차폐 는 15cm 두께의 납으로 차폐하여 3개의 슬릿외에는 드럼의 방사능에 의

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한 영향을 받지 않도록 하였고， 검출기는 10cm 두께의 납으로 차폐하여

주변 방사선량률에 의한 영향을 배제토록 하였다.

@ 드럼 형태별 방사능 측정결과

밀도가 각기 다른 3가지 드럼 (목재， 폐수지 및 파라핀 고화드럼)에 대

해 표준감마션원(，Co-60， Cs-137)을 이용하여 측정한 결과 대부분의 방사

능 측정값은 약 30%이내의 오차범위를 나타내 계측의 신뢰성이 매우 높

아 실용성 이 크게 나타났다.

- 44 -

제 6 장 발생 폐기물 분류

폐로시 해체되는 원자력시설의 선원항 평가가 이루어진 다음 결정되는

사항으로 해체시 생성되는 폐기물을 분류하여 처리하고 최종적으로 부지

의 비방사능화를 이르게 하는 잔여방사능을 규정하여 이 규정치 미만으로

만족시켜 부지의 재활용 및 대중에 개방할 수 있는 공간으로 이용하기 위

한 연구를 수행하여야 한다. 그러기 위해서는 부지의 잔존방사능량을규정

할 수 있는 기준이 필요하고 그 다음으로는 발생된 폐기물의 분류기준을

명확하게 이번 연구를 통해 규정할 필요성이 있는 것이다.

폐로 경험이 없는 우리나라의 현실에서 외국의 기준사례는 매우 유용한

참고자료이다. 따라서 여기서는 외국의 원자로 폐지조치의 관련 규정 개

요와 우리의 현재 규정을 비교하여 우리실정에 맞는 폐기물처리 규정과

부지의 비방사화에 대한 규정을 제시하기 위한 연구를 수행하기로 한다.

제 1 절 분류 원칙

원자력 관계시설에서 발생되는 방사성폐기물은 화학적， 물리적 형태가

매우 다양하며 포함되어 있는 방사능량과 핵종별 농도도 매우 다르다. 그

러므로 이들을 방사선 방호 측면에서 보다 안전하고 쉽게 관리할 수 있도

록 하기 위하여 일정한 기준에 따라 분류가 이루어져야 하는데， 분류를

위한 원칙으로 폐기물에 함유된 핵종의 반감기 뿐만 아니라 핵종별 농도，

독성， 물리적 형태 등 여러 방법이 있다. 그 중에서 처분의 관점에서는 총

방사능량과 핵종별 방사능 농도가 주로 사용되는 분류원칙이 되는데， 이

러한 분류방법에 따라 발생되는 방사성폐기물은 방사성폐기물로서 더 이

상의 규제 감독이 방사선 방호의 측면에서 뿐만 아니라 사회적， 경제적인

측면에서도 무시되는 극저준위 방사성폐기물과 방사능량에 따라 저준위，

중준위 및 고준위 방사성폐기물로 분류될 수 있다. 규제면제 수준의 극저

준위폐기물은 일부 국가를 제외하면 현재 외국에서도 일반원칙만을 수립

하여 개별적인 사안의 신청을 규제기관의 개별적인 심사로 결정하기 때문

- 45 -

에 총 방사능량이나 핵종별 농도 제한으로 분류되고 있지 않다. 또한 우

리나라의 경우 재처리를 현재 단계에서 고려하지 않고 있기 때문에 진정

한 의미에서의 고준위폐기물은 존재하지 않고 있다. 여기서는 폐기물 분

류법중 처분의 관점에 기준하여 분류하고 있는 외국의 예를 고찰하였다.

l. 미국

미 국은 1982년 말에 NRC(Nuclear Regulation Commission)가 10 CFR 61 ，“방사성폐기물의 육지처분을 위한 허가요건” 에서 ‘폐기물 분류(6l.55) ’

를 규정하여 모든 중저준위 폐기물은 처분되기 전에 반드시 폐기물의 등

급을 결정하도록 하고 있으며 이를 위하여 폐기물의 고화상태 및 포장물

내에 존재하는 방사성핵종과 방사능량， 물리화학적 성질에 의해 A, B, C 급 폐기물로 분류하고 있다. 이러한 분류에 따라 영구처분 조건이나 고화

체의 안정화 조건 및 관리기간 등이 변화하게 된다. 이러한 분류측면에서

볼 때， 우리의 입장에서 저준위 및 중준위로 분류한다면 대체적으로 A, B

급 폐기물은 저준위로 C급 폐기물은 중준위폐기물로 구분할 수 있을 것

이다. 자세한 분류내용은 다음과 같다.

*10 CFR 61에서의 분류

~ 6l.55 폐기물의 분류

@ 고려사항

방사능 폐기물은 두 가지 고려사항에 의하여 분류한다.

첫째， 부지관리 및 폐기물 형태의 개선， 심층처분 등의 예방책으로 장기

간 지속되는 잠재적인 위험을 효과적으로 방지할 수 있는 장주기 방사성

핵종과 그들의 단주기 선행핵종들의 농도를 고려해야 한다. 이러한 예방

책은 장주기 방사선 핵종이 노출되는 시기를 효과적으로 지연시킨다. 한

편， 잠재적 도스의 크기는 노출시 방사선핵종의 존재량 및 농도에 의해서

제한된다.

- 46 -

둘째， 효율적인 부지관리 및 폐기물의 형태， 처분방법을 만족하는 단주

기 방사선 핵종의 농도를 결정해야 한다.

@ 폐기물의 분류

(i) A급 폐기물은 처분부지내의 다른 등급의 폐기물과 확실하게 구분

된다. 이 폐기물의 물리적인 특성 및 형태는 ~ 61.56(a)조항의 최소

량 조건을 만족만 하면 작업자의 안전과 건강을 보호하는데 문제가

없어 포장물의 안전성을 증가시키기 위한 별도의 처리가 필요치 않

은 폐기물이다. 표 1에 명시된 값의 0.1배를 초과하지 말아야 하며.

단반감기 핵종의 농도가 표 2에 명시된 값을 초과하지 않은 폐기물

을 말한다. 또， 표 1, 2에 명시된 어느 핵종도 갖지 않은 폐기물도

A급 폐기물에 포함된다.

(ii) B급 폐기물은 A급 폐기물보다 더 높은 핵종농도를 갖는 폐기물

로서 처분 후에도 폐기물의 안정도를 보장할 수 있도록 그 형태에

대해 보다 엄격한 제한에 따라야 한다. 이 폐기물 또한 ~ 61.56

(a)(b)조항에 부합되는 물리적 형태 및 특성을 갖추어야 한다. 표 2

의 1열에 명시된 값을 초과하나 2열의 값을 넘지 않는 폐기물이 여

기에 속한다.

(iii) C급 폐기물은 B급 폐기물보다 더 높은 핵종농도를 갖는 폐기물로

처분 후 안정성을 보장하기 위한 요건 뿐만 아니라 부주위한 침입

자 (inadvertent intrusion)가 처분시설에 들어 왔을 경우에도 이들을

보호하기 위한 부차적인 조치가 필요한 폐기물이다. 장반감기 핵종

의 농도가 표 1에 명시된 값의 0.1배를 초과하나 그 값을 넘지 않는

폐기물이거나， 단반감기 핵종의 농도가 표 2의 2열에 명시된 값을

초과하고 3열의 값은 넘지 않는 폐기물이 이에 속한다. 상기의 (ii)

항과 동일한 조건을 갖추어야 하며， 우연 관입의 방지가 가능하도록

- 47 -

처분후에도 추가적인 관리가 요구된다.

(iv) 천층처분에 부적합한 폐기물의 처분방법 및 형태는 상기와 달라야

하며， C급 폐기물보다도 엄격한 요구조건이 적용된다.

@ 장주기 방사선핵종에 의한 분류

표 1에 제시된 핵종이 포함된 폐기물은 다음과 같이 분류한다.

(i) 폐기물의 농도가 표1의 수치의 0.1배를 초과하지 않으면 A급 폐기

물로 분류한다.

(ii) 폐기물의 농도가 (i)항의 조건을 초과하지만 표1의 수치를 넘지 안

는 경우 C급 폐기물로 분류한다.

(iii) 폐기물의 농도가 표1의 수치를 초과하는 경우는 천층처분할 수 없

다.

@ 단주기 방사성 핵종의 분류

표1에서 제시된 핵종이 포함되어 있지 않은 방사선 폐기물은 표2에 열

거된 핵종과 각각의 농도열에 따라서 분류되며， 한편 표1과 표2에서 제시

되지 않은 핵종은 A급 폐기물로 분류한다.

(i) 농도가 표1의 첫 번째 열을 초과하지 않으면 A급 폐기물.

(ii) 농도가 표1의 첫 번째 열을 초과하고 두 번째 열을 초과하지

면 B급 폐기물.

(iii) 농도가 표1의 두 번째 열을 초과하고 세 번째 열을 초과하지

면 C급 폐기물.

。ιou、-

않으

(iv) 농도가 세 번째 열의 값을 초과하는 폐기물은 천층처분할 수 없다.

@ 장주기， 단주기 방사성 폐기물의 분류

- 48 -

표1과 2에 열거된 핵종의 혼합물로 구성된 폐기물은 다음과 같이 분류

한다.

(i) 표1에 해당하는 핵종의 농도가 제한값의 0.1배 미만이면 표2에 열

거된 핵종의 농도에 따라서 분류한다.

(ii) (3)(i)항에 해당하는 경우 표2에 해당하는 핵종의 농도가 3열의 값

미 만이 면 C급으로 분류한다.

@ 표1과 표2에 제시되지 않은 핵종으로 구성된 폐기물은 A급으로 구

분한다.

@ 기타 방사성 핵종들의 혼합물인 경우의 분류

핵종들의 혼합물일 경우 폐기물은 각 핵종들의 농도/고유 제한치로 각

각에 대한 분율을 구하고 이들을 합하여 분율합을 구한다. 각 핵종들

의 고유 제한치는 동일한 열의 값을 사용하며 분율합의 값을 1 미만

이어야 한다. 또한 분율합을 적용한 열에 의해서 폐기물의 둥급을 결

정 한다. 예 로 Sr-90 50Ci/m3과 Cs-136 22Ci/m3의 혼합물 인 경 우， 이

들의 농도가 표2의 첫 째 열을 초과하므로 두 번째 열을 사용해서 계

산하면 각각의 분율은 0.33. 0.5이 므로 분율합은 0.83이 다. 따라서 이

폐기물은 B급으로 분류한다.

- 49 -

표 1. 장반감기 핵종을 가진 폐기물의 농도기준

1 방사생 꿇 i 헥종농도 」

iC-14

IC-14 in activated metal

{N페때va때뾰때 Nb-95 in activated metal

7c-% :-129

표 2, 단반감기 핵종을 가진 폐기물의 농도기준

- 50 -

* Class B, C 폐기물에는 이러한 핵종에 대한 제한이 없다， 이들 폐기물

의 농도는 수송， 취급， 처분시 외부 방사선 영향， 내부 열생성량과 같은

실제적인 고려사항에 의해 제한된다. 이러한 폐기물은 이들 핵종 이외의

방사성 핵종에 의해 Class C로 분류되지 않으면 Class B로 취급한다.

2. 효랑λ -,..,.-

프 랑스의 ANDRA (Agence Nationale pour la gestion des Dechets

Radioactifs)에서는 방사성 폐기물을 다음의 기준에 의거하여 등급 1, 2, 3

으로 나누고 등급 2와 3은 다시 2A와 2B， 3A와 3B로 나누고 있다.

• 폐기물의 방사능 준위와 이에 따른 폐기물의 안정화 정도

• 폐기물의 특성과 균일정도

·포장의 성질과 특성

• 포장물의 처분과 관련된 영향인자

@ 등급 1

차폐 및 고화 대상이 되지 않고 있는 그대로 처분되어지는 a ， β ， r 의

극저준위 방사능의 각종 고체 폐기물을 함유하는 비압축성 포장물 형태가

이 등급에 해당된다. 이러한 형태의 포장물에 요구되는 특성들은 처분작

업의 안정성 뿐만 아니라 처분장내의 적재 작업시에 안전성과 방사선 방

어를 보장토록 하여야 한다.

@ 등급 2

비압축성화， 비분산화 또는 유리수가 제거되고 차폐처리된 α ， β ， r 의

극저준위 공정계기물이나 각종 고체 폐기물을 함유하는 포장물이 등급 2

에 해당한다. 등급 1에서 요구되는 보장과 동일하다.

- 51 -

@등급 3

방사성 핵종의 장시간 누출 억제르 보장토록 물리화학적으로 안정한 물

질내에 고정화된 고화 한계치이상의 방사능을 갖는 공정 폐기물이나 각종

고체 폐기물을 함유하고 있는 포장물이 이 등급에 해당한다. 등급 2에서

요구되는 보장과 동일하다. 또 등급A는 불균일 폐기물을 나타내는데 각종

고체 폐기물과 액체 처리， 기체 처리 및 환기계통의 폐필터나 각종 여과

장치 등이 해당되며 등급 B는 침전물과 슬러지， 증발 농축액， 이온 교환

수지， 소각재등과 같은 균일 폐기물을 나타낸다.

3. 일본

일본은 우리나라와 유사하게 핵종별 분류보다는 선량별로 방사성폐기물

을 나누고 있는데， 단위부피당 방사능량에 따라 폐기물을 분류하고 있으

며 이를 표9에 나타내었고， 표10에서는 1986년 5월에 개정된 “핵원료물질，

핵연료물질 및 원자로 규제에 관한 법률”이 정하는 바에 근거하여 일본에

서 처분할 폐기물의 농도상한치를 나타내었다.

표 9 일본의 방사성 폐기물의 분류

(1964년 원자력 위원회 월보에서)

구분 방사생혜기물의 구분치 (kBq!1cm J

)

고체폐기물 액체폐기물 기체혜기물

극고준위 >3.700.000 고 준위 >37.000 3.700.000> >37.000 >0.037 τ;ar 준위 37.000>>37 37.000> >0.037 0.037> >0.000037 저 준위 37>>0.037 0.037> >0.000037 0.037> >0.000000037 극저준위 0.037> 0.000037> 0.000000037>

- 52 -

표 10 일본의 매설하는 방사성폐기물의 방사능농도 한계

핵종 한계치. GBq/t(Ci!g) C-14 3. 7 X 101 (1 X 10-b

)

Co-60 1.11 X 104 (3 X 10-4)

Ni-63 1.11 x 10j (3 x 10-::>) SR-90 7. 4 X 101 (2 X 10-b

)

Cs-137 1.11 x 10j (3 x 10-::>) a 선 방출핵종 1.11 (3 X 10-ð

)

4. 한국

우리나라의 경우 과학기술부 고시 제 98-12호의 2조 규정에 의한 방사

성물질 등의 핵종 농도는 폐기물의 경우 4애OBq/g을 기준으로 이 제한치

이상인 경우 고준위 폐기물로 분류되어지며， 중 · 저준위 방사성폐기물은

이 한계치 미만인 방사성폐기물로 규정되어 있다. 현재 중 · 저준위폐기물

을 처분의 입장에서 분류하는 규정이 조속히 마련되어야 하며 이러한 분

류에는 처분부지의 특성과 처분요건에 따라 단순히 선량을 제한하기보다

는 핵종별 방사능 농도로 제시되는 것이 유용할 것이다. 과학기술부 고시

(제98-12호)에서 제시하고 있는 방사성폐기물 분류기준은 다음과 같다.

표 11 우리나라의 방사성폐기물 분류기준

방사성폐기물구분 반갑기 20년 이상의

열발생률 버고 알파선 방출핵종농도

고준위 폐기물 ~4，000Bq/g >2 KW/mj 과기 부고시 제98-12호

(방사선량 등을 정하

중저준위페기물 <4,000Bq/g <2KW/mj

는 기준)

5. IAEA

@ 최대 허용농도에 의한 분류

IAEA는 방사성폐기물에 대해 기체 액체 고체로 나누고， 이들 각각에

- 53 -

대 해 최 대 허 용농도 (MPC Maximum Permissible Concentration)의 값

으로 분류하였는데 그중 고체 폐기물의 분류법을 표로 나타내었다.

표 12 고체 폐기물의 최대허용농도(MPC)에 따른 분류

분류 폐기물표면에서의 방사선량

비 고 D(R.!h)

1 D드0.2 β y 성분

2 0.2<D드2 a- 서。 τ닙r -P「시 |

3 2<D

a 성분 우세

4 a 방사능 (Ci!m J) ß-r 성분 무시

임계성 위험 없음

@ 처분 관점에 의한 분류

파EA는 방사성 폐기물의 지중처분에 대한 기본지침에서 적절한 방법으

로 잘 안정화되어 포장된 폐기물에 대해 정성적으로 5가지 범주로 분할하

여 다음 표와 같이 규정하였다.

- 54 -

표 13 처분에 다른 폐기물분류와 일반특성

폐기물 범주 주요상태

높E 베타/감마

상당량의 알파 I. 고준위， 장반감기

높은 방사성 독성

높은 열방출 중간의 베타/감마

상당량의 알파 II. 중준위. 장반감기

중간의 방사성독성

낮은 열방출 낮E 베타/감마

상당량의 알파 m. 저준위，장반감기

중/저의 방사성 독성

열방출 감소 중간의 베타/감마

알파무시 N. 중준위， 단반감기

중간의 방사성독성

낮은 열방출 낮E 베타/감마

알파무시 V. 저준위， 단반감기

낮은 방사성독성

열방출 극소

@ 수송관점에 의한 분류

파EA는 “방사성물질의 안전한 수송에 관한 규정”에서 저비방사능(LSA

Low Specific activity)물질을 LSA- 1 ， II ， m의 3그룹으로 분류하여 그

각각에 따른 포장 및 수송에 대한 제반사항을 규정(표13)하였다.

다 ω

표 14 수송관점에 의한 저 비방사능(LSA)물질의 님 E lI:"Tr

분 T Er즈 해 당 물 절

• 우라늄， 토륨과 같은 방사성 핵종을 가진 광석이나 그 농축물

LSA - 1 • 미조사된 천연우라늄， 감손 우라늄， 천연토륨의 고체 또는 그 고체

나 액체화합물， 혼합물

• Az값이 제한되지 않은 핵분열성이 아닌 방사성물질 • 토륨농축이 lTBq/L (20 α/U인 물

LSA - II ·방사능이 전체에 분포되지 않고 그 추정평균비방사능이 고체， 기체는 10• 4Az!g , 액체는 10 5Az!g을 넘지 않은 물질

• 방사성 물질이 고체나 고체 집합체의 전체에 분포되었거나 콘크리트， 아

스팔트， 세라믹등 고체결합체내에서 균일하게 퍼져있는 경우

• 방사성 물질이 비교적 불용성이나 본질적으로 불용성으로 포장이 파손되

LSA -ill 어 물에서 7일간의 침출로 인해 포장물당 방사성 물질의 손실이 0.1 Az

를 넘지 않는 경우

• 어떤 차폐도 없는 상태에서 추정평균비방사능이 2 x 1O-3Az!g，을 념지 않 ~ ~용LtL一: 끼 ?H-

* A2 특별한 형태를 가지지 않는 방사성 물질의 최대방사능으로 lAEA Safety

Series No.6에 명 시 되 있 음.

제 2 절 규제면제 꽤기물 분류원칙

규제면제의 원칙은 위험도(risk) 및 선량이라는 말로 표현되고 있지만，

이것을 적용하기 위해서는 실용적인 방사능 농도로 표현하는 것이 실제적

일 것이다. 규제면제치를 방사능농도 Bq/g 또는 Bq/cm2 으로 나타내는

것이 실제적일 것이다. 폐기물의 처리， 처분을 생각할 때 재이용 기준， 규

제 면제 기준의 정비는 필수사항이다.

규제면제의 일반적인 개념은 면제물을 비방사성물질과 마찬가지로 취급

할수 있도록 안전히 법규제에서 제외하는 것이다. 안전히 법규제에서 제

외하는 경우는 가능성이 있는 피폭경로를 모두 검토하여， 규제를 제외시

킨 물질이 어디서 어떻게 사용되는가에 관계없이 그들의 피폭경로에서 산

출되는 방사능농도를 모두 고려해야 한다.

- 56 -

다음은 IAEA와 우리나라의 규제 면제 폐기물에 대한 분류기준이다.

l. IAEA에서 규정한 규제면제 준위

파EA에서는 재이용 재순환에 관한 규제면제 농도의 범위를 제정하였

다.(표15)

표 15 방사성폐기물 규제면제 기준(IAEA Safety Series No.lll)

방사성 핵종 그룹 째순환 또는 째이용의 종류 규재 면제 준위

a 선방사체 금속/콘크리 E 재순환 O.l- lOBq/g

(U-238, Pu-239,Am-241) 재이용(표면) 0.1- lOBq/cm2

y 선방사체 금속재순환 /콘크리 E 재순환 O.l- lOBq/g

(Co-60, Nb-94, En-152 재이용(표면) 0.1- lOBq/cm2

Mn-54, Zn-56, Cs-137) 비 y 선방사체 금속/콘크리 E 재순환 O.l- lOBq/g

(Sr-90, Pu-241) 재이용(표면) 0.1- lOBq/cm2

기타 (저에너지 방출핵종 금속/콘크리 E 재순환 O.l- lOBq/g

CI-36,Ca-41 , Fe-55, 재이용(표면) 0.1- lOBq/cm2

Ni-63, Te-99) ,

2. 국내 규제 면제 폐기물 분류기준

과학기술처 고시 제 97-19호에 “방사성폐기물 자체처분등에 관한 규정”

을 보면 ‘허용기준’이라 함은 원자력관계사업자의 사업활동으로 인하여 발

생된 방사성 폐기물을 안전하게 관리하기 위하여 정부가 실시하는 방사성

폐기물을 관리사업에 필요한 비용을 부담해야 하는 방사성 폐기물의 구분

기준으로서 방사성 폐기물의 종류， 수량 및 방사능 농도등을 참작하여 과

학기술처 장관이 정한 것을 말하며 ‘처분제한치’이라 함은 개인에 대한

연간 선량이 O.OlmSv이상이고 집단에 대한 연간 총선량이 1manSv이상이

되는 폐기물로 규정한다. 따라서 ‘자체처분’이라 함은 원자력 관계사업자

- 57 -

가 그 사업활동으로 인하여 발생되는 방사성폐기물 중 처분제한치 미만의

방사성폐기물을 이 규정에 의한 절차에 따라 처분하는 것을 말한다.

방사성핵종별 허용제한농도는 다음의 표16과 같다.

표 16 허용기준 및 핵종별 농도

방사성핵종 제한농도

H-3, C-14, F-18, Na-24,

P-32, K-42, Ca-45, Ca-47

Cr-51 , Fe-59, Sr-85, Ga-71 100Bq/g

Mo-99, Sn-1l3 1-123 Au-198

및 반감기 100일 이하의 ß/r

방사성 방출 핵종

다음의 표는 연구로 1, 2호기 폐로사업과 관련하여 발생되는 고체폐기

물은 처분장으로 이송하여야 하고， 아울러 액체 폐기물은 방사능에 따라

적절히 처리해야 하기 때문에 그러한 목적으로 원자력 연구소에서 자체적

으로 내세운 해체 폐기물 분류기준이다.

표 17 원자력연구소에서 제시한 해체폐기물 분류기준

방사생혜기물 구분 방사능 농도 비 고

규제면제폐기물 <0.4 Bq/g (ß , r )

또는， <0.4 Bq/cm2 (ß , r )

고 체 <2 x lO-J A?!g A는 IAEA Safety 저준위 고체폐기물

폐기물 (LSA- III 폐기물) Standards Series

는 2 X 10-'; A?!g No.ST- 1( 1996)의 중준위 고체폐기물

(LSA- III 기준초과) Table 1 에 제시된 값

고준위액체폐기물 >4x lO:J Bq/cmz 한국원자력연구소

액 체 중준위액체페기물 4000Bq!cmz . -4x10"Bq!cmz 방사성폐기물관리규

폐기물 저준위액체폐기물 0.2 Bq/cmz- 4000 Bq!cmz 정

극저준위액체폐기물 < 0.2 Bq/cmz (소규 14-24)

- 58 -

제 3 절 클라어 런스 례벨 (Clearance level)

1. 정의

클리어 런스 레벨 (Clearance leveD 이란 방사선 선원에 접촉이 불가피

한 사람의 건강 위험도를 무시할 수 있을 정도로 방사성물질로서 취급할

필요없이 해당 방사선원항을 방사선방호에 관계되는 규제의 체계로부터

떼어도 좋은 원자력시설에 발생하는 방사선핵종을 포함하는 저농도의 폐

기물이나 재이용 가능한 물건에 대한 규정하기 위해서 일본 원자력 안전

위원회에서 정한 수치로서 이 수치를 만족하는 폐기물은 규제면제 폐기물

로 분류하여 처리하면 된다는 기준이다. 우리들은 토양이나 공기중， 그리

고 사람의 신체나 음식에 포함되어 있는 방사성 물질이나 우주선을 통해

서 연간 2.4 mSv/yr 방사선을 받고 있다. 국제 방사선 방호 위원회(ICRP)

는 일상생활에서 통상 받을수 있는 리스크에 대해서 일반 공중이 용인할

수 있는 수준을 1년간 피폭되는 량의 십만분의 1정도로 평가하고， 이것으

로부터 방사선에 대해서 용인할 수 있는 수준은 1년간 피폭되는 량의 십

만분의 1에서 백만분의 1 범위라고 권고하고 있다. 이러한 일상생활에 있

어서의 자연계의 방사선과 리스크와의 관계를 염두해두면， 고체 폐기물에

포함되는 미량의 방사성 물질에 의한 선량이

- 자연계의 방사선 레벨과 비교하여 충분히 작고

- 공중의 대한 위험도(risk)가 무시할 수 있다면

그 고체 폐기물을 ‘방사성 물질로서 취급할 필요가 없는’ 것으로 생각한

다.IAEA는 1996년 1월 ‘Clearance level'이라는 용어를 처음으로 사용하

고， 원자로 시설등에 있어서의 비교적 다량의 폐기물등의 고체 물질을 염

두에 두고， 그 사고방식， 도출방법 등을 기재한 기술문서 (TECDOC-855 :

고체 폐기물에 포함되는 방사성핵종의 Clearance leveD을 출판하였다. 또

같은해 2월 lAEA, 유엔 식량 농업 기구(FAO) ， 국제 노동 기구(ILO) ， 세

계 보건 기구(~대IO)등은 ‘전리 방사선에 대한 방호와 방사선 근원의 안전

- 59 -

을 위한 국제 기본 안전 기준(BBS) ’을 공동으로 출판하고 ‘Clearance

level'을 ‘방사선 방호에 관계되는 규제의 체계로부터 제외해도 좋은 물질

을 구분하는 level'이라고 정의했다.

2. Clearance level에 관한 lAEA등의 국제적 동향

(1) lAEA기 술문서 (TECDOC-855)

TECDOC-855는 5개의 장으로 구성되어 있고， 제 1장에서는 배경， 목적

및 범위가 기술되어 었다. 제 2장에서는 클리어런스 레벨을 도출하기 위한

방사선 방호상의 근거나 그 때의 고려사항 무조건 클리어런스 레벨과 조

건부 클리어런스 레벨과의 상위점등이 기술되어 있다. 제3장에서는 클리

어런스 레벨의 도출방법 및 공표 문헌의 비교 검토에 기초를 두는 도출결

과가 나타나고 있고 그 적용과 해석에 대해서도 논의되고 있다. 또 4장에

서는 클리어런스 레벨을 만족하고 있는지 여부를 검인하기 위한 방법이

기술되어 있고， 제5장에서는 클리어런스 레벨의 규제적인 측면이 논의되

고 있다.

(2) 각국에 있어서의 Clearance level

여러나라와 IAEA이외의 국제기관에 있어서도 Clearance level에 관한

검토가 행해지고 있으며 일부 국가는 Clearance level이 제도화되고， 실제

로 매설 처분 및 재이용에 적용되고 있다. 독일， 영국， 스웨멘 및 핀란드

는 이미 Clearance level이 제도화되어 있고， 모든 방사선， 종류 및 방사선

핵종에 대한 무조건 Clearance level을 규정하고 있으며， 일부 국가에서는

조건부 Clearanc~ level도 포함하여 나타내고 있다. 예를 들면 독일에서는

무조건 Clearance level에 대해서는 전 방사성핵종에서 0.1 Bq/g , 조건부

Clearance level에 대해서는 1 Bq/g으로 규정하며 더욱이 원자력시설의

관리 구역에서 재 사용되는 경우는 1 - 200 Bq/g으로 규정하고 있다.

스웨멘에서는 금속의 재이용의 경우는 전 알파 핵종에서 0.1 Bq/g , 전 베

- 60 -

타핵종 및 감마핵종에서는 0.5 Bq/g(단 규제 당국이 인정하면 1 Bq/g) 또

일반의 폐기물 처분장소로의 매립처분의 경우는 전 알파 핵종에서 0.5 Bq/g, 전 베타 및 감마핵종에서는 5 Bq/g이고， 1× 109 Bq/site-yr 이라는

총량 규제도 있다. 미국에서는 NRC의 Regulatory guide 1.86에서는 표면

오염의 기준을 준용하고 원자로 시설의 폐지조치에 동반하는 폐기물시설

밖으로의 유출의 기준으로 이용하고 있다.

(3) 선량의 목표값

Clearance level을 산출하기 위 한 선 량의 목표값은 법 령 으로 정 하는 원

자력시설 주변의 공중의 개인 선량 한도 (1mSv/yr :자연계에서 받는 선량

은 제외)를 넘어 방사선을 받은 것이 없도록 하는 것은 물론， 자연계의 방

사선 레벨과 비교하여 충분히 작고， 또 공중의 건강과 관련된 리스크를

무시할 수 있는 것으로서 방사선 방호의 관점에서 고려할 필요가 없는 충

분히 낮은 선량이어야 한다.

일본에서는 원자력 안전 위원회가 정한 ‘방사성 고체 폐기물 매설 시설

의 안전 심사의 기본적 사고방식’ 및 ICRP， IAEA등의 관련문서를 참고하

여 클리어런스 레벨을 산출하기 위한 선량의 기준치를 설정했다.

@ 현실적으로 일아나고 얻는다고 상징되는 시나리오에서 받는 개인의 선

량에 관해서는 자연 방사선 피폭수준(평균2.4 mSv/yr)보다 충분히 작

은(1/100 또는 그 보다 작은) 값 즉， 0.01 mSv/yr을 개개인에 대한 선 량 표준 값으로 정한 후 산출하였다. 이 값은 방사성 폐기물 방호상으

로 인간의 위해도를 무시할 수 있는 선량이다. 클리어 런스의 판단 기

준이 되는 방사성핵종의 농도를 클리어 런스 레벨이라고 말한다.

@ 평가 경로의 발생 확률에 대해서는 용도 또는 행선지를 한정하지 않는

무조건 Clearance level을 산출하기 위해 보수적인 확률은 고려하지

않지만 평가 parameter의 분포 평가에서 97.5%의 신뢰구간의 하한값

의 값을 ‘발생빈도가 작다고 생각되는 시나리오’의 하나로 취급하고，

- 61 -

그 경우의 개인의 선량에 대해서는 IAEA 기술문서 TECDOC-855와

같이 100 mSv/yr을 넘지 않는 것으로 한다.

(4) 계산모댈 및 평가 파라미터

클리어런스 레벨을 산출하기 위해서는 평가경로를 선정하고， 그 평가

대상자에 대한 계산모댈을 작성하고 계산 모텔에 이용되는 평가 파라미터

의 값을 선정할 필요가 있다. 평가 파라미터는 평가 경로의 선정과 같이

현실적으로 일어나고 얻는다고 상징되는 시나리오를 대상으로 하는 것으

로 하고 사회환경 일상생활의 상태등을 고려하고 표준적인 사람을 대상

으로 하고 현실적으로 생각할 수 있는 값을 평가 파라미터로 선정하는 것

이라고 한다.

클리어런스 레벨 산출을 위한 평가 파라미터에 관해서는 원소 · 핵종에

의해 수치가 다른 ‘원소 · 핵종에 의존하는 것(원소 · 핵종 의존성)’ 과 ‘원

소 · 핵종에 의존하지 않는 것 (원소 · 핵종비 의존성)으로 분류된다.

(원소 • 핵종 의존성)의 평가 파라미터로서는 이행계수， 분배계수， 실효선

량환산계수등을 들 수 있지만 이것들은 지금까지 시험， 연구등에 의해 데

이터가 채취되고 평가된 뒤， 각 문헌에 정리되고 있고， 이것들의 값을 이

용하는 것이 적절하다. (원소 · 핵종비 의존성)의 평가 파라미터로서는 매

설 처분에 관련되는 평가로는 작업자의 호흡량， 작업시간， 폐기물 처분장

의 크，. 강수량등이 있고 재이용에 관련되는 평가로는 금속， 콘크리드의

제품에의 사용 비율 각 제품의 중량 · 치수， 작업자의 작업환경등의 사회

환경， 일상생활의 상태등에 관계하는 것이다. 이것들에 관하여는 참고가

되는 문헌등에 의해 표준적인 사람을 대상으로 하고 현실적인 값을 평가

파라미터로서 선정할 필요는 있지만 평가 파라미터에 따라서는 직접 참고

가 되는 문헌등이 없는 것도 있다. 참고가 되는 문헌등이 없는 평가 파라

미타에 관해서는 다른 평가 파라미타를 참고하여 현실적이라고 생각할 수

있는 평가 파라미터로서 선정한다. 기타 데이터가 없는 것에 관하여는 현

실적인 범위에서 보수적으로 선정한다.

- 62 -

(5) 산출결과 분석

이러한 사고방식에 기인하여 일본에서는 주요한 원자로 시설에 있어서

의 콘크리트와 금속등을 대상으로 IAEA 기술문서 “TECDOC-855"의 사

고방식을 기초하여 과학적인 관점에서 규제에 사용할 수 있는 기준치를

도출하여 클리어 런스 레벨의 수치를 처음 상정했다. 이를 표로 나타내었

다.

표 18 IAEA기술문서 “TECDOC-855"에 있어서의 클리어 런스

레벨의 도출결과 (단위: Bq/g)

방사성핵종의 농도 방사생 핵종 단일 대표앓

0.1 Na-22 Cs-134 U-234

Na-24 Cs-137 U-235 0.3

Mn-54 Eu-152 U-238

<1.0 Co-60 Ra-226 Pu-239 ?:: 1.0 Co-58 Fe-59

3 <10 Sr-90 Au-198 ?::1O Co-57 1-129

30 <100 Ce-144 Pu-241 ?:: 100 C-14 Sr-89

300 <1000 Y-90 Fe-55 늘 1000 H-3 Ni-63

3000 <10000 S-35 Ca-45

또한 일본에서는 원자로시설의 폐지조치에 동반하여 발생하는 적지 않

은 폐기물등을 대상으로 이것이 매설 처분 또는 재이용되는 경우를 상정

해 73개의 시나리오(매설처분:41 ， 재이용:32)를 선정하고 207R 의 방사성핵

종에 대해서 자연계의 방사선 레벨에 비교해 충분히 작게 즉， 인간의

건강위험도에 대해 무시할 수 있을 정도에 상당하는 농도를 계산하여 클

리어런스 레벨을 산정하였다. 그 결과는 다음과 같다.

- 63 -

표 19 일본의 클리어런스 레벨의 산출결과와 IAEA기술문서

‘TECDOC-855’와의 비교

방사성핵종 IAEA기 술문서 ‘TECDOC-855 ’ 일본의 산출컬과

의 농도의 도출컬과

범위 (ßQjg) 방사성 핵종 단일대표값 매절처분 째이용 종합

0.1 Mn-54 Co-60 Co-60 Co-60 0 .4 Co-60 Nb-94 Nb-94 Nb-94 0 .2 Zn-65

Tc-99 Cs-134 Tc-99 0.3

Nb-94 I-129 Eu-152 0.7

Cs-134 0.3 I-129 0.5 Cs-134 Eu-154

Cs-134 0.4 Cs-137 Eu-152 Pu-239 Eu-152 0.4 Eu-152

Pu-239 Eu-154 Am-241 Eu-154 0 .2

<1.0 Am-241 0 .2

는1.0 C-14 Mn-54 C-14 5

Cl-36 Zn-65 2

Mn-54 Tc-99 Cl-36

Zn-65 I-129 Mn-54 1 Sr-90 3

Zn-65 Sr-90 Cs-137 Cs-137 Sr-90

Pu-239 Cs-137

<10 Am-241 는 10 Cl-36

I-129 30 Ca-41 Sr-90 Ca-41 80

<IClO Tc-99 는 100 C-14 Sr-89 H-3 H-3 H-3 200

300 <1000 Y-90 Fe-55 Ni-59 C-14 Ni-59 600

Ca-41 Fe-55 는 1000 H-3 Ni-63 3000

3000 Ni-63 Fe-55 Ni-63 <10000 S-35 Ca-45

Ni-59 2000

.수치분석

· 현실적으로 일어날 수 있는 경로를 총망라하여 추출한 후 중요한 평가

경로를 선정한 것이다

• 발생확률이 작다고 생각되는 경로는 보수적으로 확률을 고려하지 않았

다.

- 64 -

TECDOC-855에 있어서의 방사성 핵종의 기재는 이번 산출한 방사성핵종

에 대해서 나타냈다"

굵은 글씨체는 TECDOC-855의 단일 대표값과 1항 이상 다른 방사성 핵

종을 또 사각은 TECDOC-855에의 단일 대표값과 2항이상 다른 방사성핵

종을 나타낸다.

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제 7 장 발생폐기물 처리방안

제 1 절 처라 기술 요건

이용가치를 상실한 방사성물질은 저장 및 처분 후에도 위해 수준 이상

의 방사능이 존재하는 동안 인간환경으로부터 격리시켜야 하는 방사성폐

기물이 된다. 이러한 폐기물의 방사능 준위는 시간에 따라 감소하는데 폐

기물 관리에 있어 중요한 대부분의 핵종은 그 반감기가 다양하므로 상당

기간에 대해 방사선 안전성을 확보하는 것이 필요하다.

원자력시설의 해체시 발생하는 방사성 폐기물의 처리， 수송， 처분에 대

한 일반적인 방법은 원자력 발전소 가동중 발생하는 폐기물에 적용하는

방법과 비슷하다. 그러나 원자로 압력용기 또는 생화학적 차폐체 등과 같

은 구조물의 해체 폐기물에 대해서는 특별한 주의가 요구된다. 방사성 폐

기물 관리정책의 주 목적은 모든 폐기물 공정에 대한 안전성 확보에 있

다. 폐기물， 포장용기 공정， container 그리고 운송의 형태에 대한 상세한

고려등이 요구되며 폐기물의 종류와 포장용기는 처분장에 적용되는 기준

과 국가의 수송 규정에 따라야 한다. 다음 항목에서는 원자력 시설의 해

체를 위해서 폐기물 관리 계획에 대한 내용들을 원자로 운전 중 발생되는

폐기물과의 차이점을 비교하면서 검토해 보고자 한다.

1. 폐기물의 종류 및 발생원

원자력 시설의 해체시 발생되는 일부의 폐기물은 오염 또는 방사화에

의해서 생성된 방사성 폐기물이다. 그러나 대부분의 폐기물들은 방사능을

띠지 않는다. 일분의 방사화된 물질들은 원자로 압력용기나 압력용기 주

위에 있는 생화학적 차폐체와 같은 내부 구조물내에 분포되어 있다. 이러

한 구조물들은 일반적으로 강철 알루미늄， 보강 콘크리트， 흑연 및 지르

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코늄 합금으로 되어 있다. 오염된 구조물들은 원자력 발전소， 핵연료 처리

공장 및 재처리 공장에서 나오는 폐기물과 마찬가지로 모든 원자력 시설

의 해체로부터 발생한다. 원자로 냉각수나 재처리 액체를 위해 사용하는

처리기기 및 구조물들은 핵분열 생성물， 방사화 생성물 그리고 방출체에

의해서 오염되거나 액체 기체 및 분말의 누출에 의해서 오염된다. 오염

된 액체는 제염으로 발생되는 액체폐기물과 시설물에 대한 세척시와 같은

시설의 해체시 발생된다. 방사능 오염의 종류는 존재하는 시설의 위치 및

형태에 따라 다르다. 또한 원자력 시설의 해체시 방사능을 띠지 않은 고

체나 액체 폐기물이 많이 발생하는데 해체시 적합한 분리공정을 사용하면

많은 양의 방사성 폐기물을 줄일 수 있다. 일반적으로 오염되지 않은 고

체폐기물은 파이프， 펌프， 탱크， 구조물에 사용되는 기기 및 전자 장비들

이다. 방사능이 없는 액체 및 고체폐기물은 기존의 재래식 방법에 의해서

처분될 수 있다.

2. 폐기물양의 평가

폐기물 처리공정 및 방법을 결정하기 위하여 방사화， 오염 및 a 방출체

에 의해 발생된 폐기물의 평가가 요구되며， 폐기물양의 정확한 평가를 위

해서 다음사항을 고려해야 한다.

@ 방사능 준위에 따라 시설계통 구조물을 분리.

폐기물의 처리， 취급， 포장용기 및 처분조건 뿐만 아니라 발생될

폐기물의 종류를 결정

@ 시설계통과 구조물의 상세한 방사능 inventory 계산

@ 해체시 발생되는 항목을 포함하여 축소시키거나 소각할 수 있는

고체 폐기물의 양 및 부피에 대한 결정.

@ 축소시키거나 소각할 수 없는 고체폐기물의 양 및 부피 경정.

이 폐기물 종류는 폐기물 취급시 적용되는 기기에 많은 영향을

주므로 정확한 결정이 요구.

@ 액체폐기물양 결정

제염 및 세척작업시 발생되는 액체 폐기물양은 시설의 형태，

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오염정도， 제염단계 및 효율에 따라 결정.

@ 기체 및 aerosol 폐기물 결정

Aerosol은 절상 또는 연마 표면 세척방법에 의해 발생된다. 일부

절삭 및 세척방법은 많은 양의 유독가스를 발생시키지만 여과기

를 부착한 배기계통을 이용하면 효과적이다.

3. 폐기물처리의 필요조건

폐기물은 방사성 핵종의 농도와 종류 그리고 폐기물 처분장의 기준에

따라 처 리 되 어 야 한다. Conditioning process의 선 택 은 다음 사항을 포함

한 많은 인자에 따른다.

@ 방사성 핵종의 특성뿐 아니라 폐기물에 대한 물리， 화학적， 방사성

성질.

CZ) Compaction, 소각， 아스팔트 고화 등과 같이 이용가능한 처리공정의 ~t프 τ:> Tí.

@ 이용 가능한 수송 저장 및 처분의 대안.

@ 폐기물 처리 비용과 처분 비용을 비교한 경제성 고려 : 폐기물 처리를

쉽게 하기 위해 가능하면 폐기물에 대한 전처리 공정 실시하는데 전처

리 단계에는 다음사항이 포함되어야 한다.

- 책임과 조작상의 용도를 위해 폐기물의 항목에 대한 상세 서류를

포함한 관리단계

- 적절한 처리를 위해 폐기물을 분리.

- 수송을 위 해 포장용기 (bags , drums)

- 제염

- 처리 단계를 쉽게 하기 위해 반감기가 짧은 동위원소를 감소시키기 위

한 중간 저장.

제 2 절 일반적 처리 방법

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1. 고체폐기물 처리

해체공사중 발생되는 방사성폐기물은 국내 원자력법규 및 국제기준에

따른 방사성폐기물 분류기준을 적용하여 처리된다. 중 · 저준위 고체 폐기

물은 일반적으로 소각 폐기물 그리고 축소가능 및 불가능한 폐기물로 구

분할 수 있다. 소각 폐기물 양은 1/100로 줄일 수 있으며， 이때 발생하는

폐기물은 즉시 concrete 및 biturnin을 사용하여 안전한 상태로 만들 수

있다. 국내 원자력법규의 방사성폐기물 분류기준에 따르면 방사성폐기물

은 중저준위폐기물과 고준위폐기물로 구분되나 TRIGA연구로 폐로사업에

서는 원자로내의 사용후 핵연료는 1998년 중반 미국으로 전량 반송을 완

료했기 때문에 고준위 폐기물은 발생하지 않는다.

저준위 방사성고체폐기물은 압축성이 있는 폐기물인 경우는 드럼을 사

용하여 보관하며 향후 소각을 하는 방안을 연구해야 할 것이다. 방사성

폐기물을 처리하기 위해 과잉 또는 제어공기 소각로 및 유통층 소각로 그

리고 습식산화 등과 같은 많은 형태의 소각로가 현재 사용되고 있고 개발

중이다. 상대적으로 방사능이 높은 중준위폐기물은 별도로 분리하여 포장

하며， 그 발생량을 최소화하는데 초점을 맞춰야 하는데 Compaction (압축)

은 비록 감소율이 약 1/6이지만 적은 비용과 손쉬운 방법으로 부피를 줄

일 수 있다. 작업자의 피폭감소와 작업효율을 증진시키기 위해 Compaction

기기를 자동화할 수 있다. 그러나 소각할 수도 축소시킬 수도 없는 고체

폐기물의 처리는 표준규격의 처분용 container를 사용하기 위해 폐기물을

절단해야 한다. 처분 비용이 매우 높을 경우 금속에 대해 부피를 상당히

감소시킬 수 있는 용해 방법을 고려할 수도 있다. 가능하다면 금속을 절

단시키지 않고 압력용기와 같이 일체 구조물로 수송， 처분하는 것이 비용

면에 있어서 더 쌀 수도 있다 a 선을 방출하는 폐기물의 처분에 대해

방사학적 특성을 특별한 요구조건 때문에 처리 공정이나， 포장용기 등을

고려 한 절삭이 요구된다.

2 액체 폐기물의 처리

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연구로 해체시 발생하는 방사성 액체폐기물은 크게 저준위 및 극저준위

방사성 액체폐기물로 분류되는데 이들은 자연증발시설을 이용한 증발법이

나 농축폐액을 탈수 후 고화시켜 고체폐기물로 처리하는 방안을 모색할

수 있다. 원자력 시설의 해체시 발생되는 중 · 저준위 액체 폐기물을 고정

화하고 부피를 줄이기 위해 많은 공정들이 이용된다. 여과， 침전， 이온교

환 및 증발법 등이 액체폐기물의 부피를 줄이기 위해 사용된다. 그러나

농축 산용액과 같이 제염작업시 사용되는 일부 액체들은 특별한 처리공정

이 요구된다. 이온교환법， 여과기 또는 농축기 바닥에 있는 액체에 포함된

농축된 방사성 잔존물의 고정화를 위해 cement, bitumen, glass 그리고

여러 형태의 polymer를 사용한다

3. 해체 폐기물의 재사용

원자력 시설의 해체시 발생되는 가치있는 많은 양의 금속과 기기들은

사용 가능한 범위로 제염을 하여 재사용할 수 있다. 구조물과 기기의 무

제한 방출에 대한 알맞은 기준설정과 이러한 기준을 방사성 폐기물 관리

와 해체경우에 적용시키기 위하여 기초 방안을 위한 일들이 국제 기구에

서 활발히 진행되고 있다. 일부 국가에서는 이미 경우에 따라 무제한 방

출에 대한 항목들을 설정해 놓았다.

해체시 발생하는 폐기물에 대해 다음과 같이 5가지로 분류할 수 있다

(a) 높은 강도와 저장소를 요하는 고준위 폐기물

(b) 천층처분을 요하는 중 · 저준위 폐기물

(c) 부지정지등 매립에 사용되는 방사능을 띠지 않은 폐기물

(d) 재용해 및 재사용을 위해 사용되는 방사능을 띠지 않은 금속

(e) 재사용을 위해 방사능을 띠지 않은 기기

(a),(b) 폐기물을 (c),(d) ,(e) 폐기물과 분리하기 위해서는 적합한 기준과

기기들이 이용될 것이다. 특히 (c)항은 많은 양의 폐기물을 포함하기 때문

에 중요하다. (c)， (d) ， (e)종류의 폐기물 관리를 위한 기준적용에서는 가능하

다면 각각에 대한 기준보다는 3 종류 폐기물에 모두 적용할 수 있는 한가

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지 기준이 더 바람직할 것이다. 물질의 재이용이나 무제한 재사용에 있어

고려되어야할 다른 중요한 인자는 경제적 영향이다. 물질의 재이용이나

무제한 재사용시， 물질에 대한 처분비용의 절약 및 scrap에 의한 경제적

이득의 2가지 인자에 의해서 비용이 절약된다. 이 2가지 인자는 모두 각

나라의 상황에 따라 다르다. 그리고 최소의 처분비용은 입방 미터당 천달

러에서 수천 달러이며 scrap가격은 각 항목에 따라 다르다. 반면 scrap을

재생하기 위해 소요되는 비용은 중요하며 다음 사항을 포함한다.

- 구조물을 제염할 때 소요되는 재료비 및 인건비

- 제염시 발생되는 폐기물에 대한 처리 및 처분비용

- 각 금속들이 재사용을 위해 설정해 놓은 기준치 이하라는 것을 보증

하고 재 이용을 위해 필요한 항목들을 선택하는데 필요한 검사 비용

으로서 이 항목의 비용은 중 • 저준위 폐기물이 주요 문제점이 고유

activity에 대한 측정능력 및 사용하는 측정기기들에 대한 검증시 방

출에 따라 적용한계 준위가 감소될수록 증가하게 될 것이다.

4. 폐기물 수송

폐기물은 처분장의 기준과 수송에 대한 각 나라의 규정에 따라서 안전

한 방법으로 용기포장 되어야 한다. 적당히 용기 포장된 폐기물의 수송은

고속도로 철도 및 항로에 이용하여 재래 수단에 의해 수행한다. 우리나라

의 경우 방사성물질 등의 포장 및 운반에 관한 규정(과학기술처 고시 제

96-38호)， 제 27조(사업소안의 운반)에서 포장물의 표면 및 차량의 표면선

량률은 각각 매시 2밀리시버트(200밀리렘) 및 0.1밀리시버트(10밀리렘)을

초과할 수 없도록 규정하고 있으며 동 규정 제29조(저준위방사성물질의

운반)에서 차량내에 일상적으로 사람이 승차하는 장소의 공간 선량률은

매시 2밀리렘을 초과할 수 없도록 규정하여 차량 운전원에 대한 방사선량

을 제한하고 있다.

원자력 발전소와 같이 큰 규모의 시설을 해체할 경우， 수천 입방 미터

의 방대한 폐기물에 대한 논리적인 문제점들이 고려되어지며， 기준 수송

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계통에 미치는 영향 인자들이 주의 깊게 평가되어져야 한다. 수송시 인가

된 규격과 무게는 국가 및 지방 규제기관에 의해 제정된 규정에 따르며，

방사선에 대한 공공인의 방호는 국제적인 권고사항에 기초를 둔 국가규정

에 의해서 규제를 받는다.

5. 폐기물 처분

방사성폐기물의 처분 방식은 국가규정 적절한 처분시설의 이용 그리고

처분에 대한 최적 비용 효과비를 얻기 위한 필요성에 따른다. 처분 방식

을 선정하는데 가장 중요한 인자들은 폐기물내에 존재하는 방사성 물질의

비 방사능과 형태 그리고 포장용기의 크기 및 처분시 용기 포장을 다루

는 문제점 등이다.

주요 처분 방식에는 천층처분 동굴처분 해양처분 등이 있다. 일반적으

로 천층처분은 중 · 저준위 폐기물에 대해 사용하지만， 반감기가 짧은

중 · 저준위 폐기물에 대해서는 해양처분도 가능하다. 또 동굴처분은 모든

중 · 저준위 고체 폐기물에 대해 사용할 수 있고 지하 심층처분은 반감기

가 긴 방사성 핵종을 포함한 고준위 폐기물에 적합하다. 그러나 이러한

처분방식의 선정은 각 나라의 상황과 개발된 처분 계통에 따른 많은 인자

에 의해서 결정된다. 일반적으로 해체 폐기물의 처분을 위해서는 천층처

분 및 동굴처분 개념이 바람직하다.

제 3 절 TRIGA 연구로 팩로시 발생 폐기물 분류방안

폐로시 발생할 방사성폐기물의 분류는 처분시설내 처분고의 유형/규격/

재원 결정과 뒷채움재 선정과 직접적인 관련이 있다. 폐기물 분류와 관

련된 주요 인자는 다음과 같다.

- 폐기물의 안정성 측면 (고화/비고화)

- 방사능 준위

- 기체 발생 가능성

- 취급 용이성

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- 정치 용이성

TRIGA 연구로 폐로 발생 폐기물은 다음과 같이 분류할 것을 제안한다.

@ 원자력법에 의한 중저준위 방사성폐기물 (반감기 20년 이상의 알파선

방출핵종 농도가 4000Bq/g 이하이고， 열발생률이 2kW/m3 이하)

O 오염된 압축성 고체 폐기물

- 기체발생 우려가 있는 유기물 포함 폐기물

- 기체발생에 대한 고려가 불필요한 폐기물

O 방사화 및 오염된 비압축성 고체 폐기물

(콘크리트 구조물， 철재 파이프류， 철판， 각종 장비 및 부품 둥)

- 포장물의 형태에 따라 분류 (케스크， 드럼， 금속상자 동)

O 액체 폐기물 (시벤트 고화체)

O 폐이온교환수지

- DOT 17H 드럼 (시 멘트 고화)

- 고건전성용기에 포장된 건조 수지

O 또한 표면선량 200mR/hr 이상이면 원격조작이 필요하므로 별도 구 분

@ 원자력법에 의한 고준위 방사성폐기물:

천층처분(동굴처분 포함)에 부적합하므로 심층처분장 확보시까지 저장

을 고려하여 포장방법 결정해야 한다.

@ 규제면제 폐기물

제 4 절 처분안전성 평가를 만족하는 발생 폐기물의 펼요정

보

처분장 인수기준과 관련된 주요 항목은 다음과 같다.

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@ 방사능 특성

주요 핵종， 핵종별 재고

@ 화학적 특성

화학적 안정성 (침출/용해성)， 기체 발생， 부식성， 인화성， 자연발화

λ껴 。

@ 물리적 특성

밀도(비중)， 다공성(공극)， 내수성(침수)， 투수성， 투과성， 균질성，

분산성， 유리수， 킬레이트제 함유 여부 등

@ 기계적 특성

압축 강도 등

@ 열적 특성

내화성， 열전도도 등

@ 생물학적 특성

미생물 분해

상기 항목 중에서도 특히 처분 안전성에 필요한 필수정보는 다음과 같

다.

- 처리 및 포장 방법 (안정화 요건 만족 여부 포함)

- 핵종 농도

- 표면 선량률/오염도

- 기체 발생 특성

- 포장물 형태 (중량， 크기， 용기 내구성)

- 포장물내 공극율

- 고화폐기물의 침출율

재 5 절 해체계획서에 의한 발생 폐기물 처리방법

1. 고체폐기물 처리， 포장， 운송 및 처분

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@규제면제 폐기물

규제면제 폐기물의 대부분의 1호기 및 2호기 콘크리트 차폐구조물로부

터 발생된다. 규제면제 폐기물의 예상 발생량은 비방사성폐기물을 포함하

여 약 1 ，200m'로 평가되었으나， 콘크리트 차폐구조물의 방사화 정도에 따

라 차이가 있을 수가 있다. 연구로 운전이력을 근거로 한 계산치와 시료

채취검사 결과를 통하여 콘크리트 차폐구조물과 원자로 수조 바닥에서 방

사화된 부분과 방사화되지 않은 부분의 정확한 경계를 알 수 있을 것으로

보이나， 우선 경계의 대략적인 위치는 초기에 채취한 콘크리트 코아시료

를 이용한 분석결과를 통해 알 수 있을 것으로 판단된다. 이들 초기 코아

시료의 분석결과를 이용하여 필요시 추가 코아시료 채취위치를 결정할 수

있으며， 이들 추가 코아시료를 이용하여 방사화 경계의 위치를 확인하고

콘크리트 구조물의 방사화 분포도를 결정할 수 있다. 규제면제 콘크리트

의 경계가 결정되면 저준위 콘크리트가 규제면제 또는 비방사성 콘크리

트와 함께 제거되는 것을 방지하기 위하여 안전 여유도를 적용한다.

@ 저준위 고체폐기물

이중 흑연은 재사용을 위해 대전으로 이송될 예정이며， 이들은 대전으

로의 수송을 위한 적절한 용기에 수집된다. 아래와 같은 기기 및 물체들

이 저준위 고체폐기물로 분류된다.

• 원자로 콘크리트 차폐구조물 및 수조 바닥의 방사화된 콘크리트

• 1호기 및 2호기 원자로심(흑연반사체， 격자판 등이 포함됨)

• 조사용 튜브， Ion Chamber, Fission Chamber 및 기 타 수조내 배 관

• 빔튜브 • Thermal Colurnn • 차폐문

• HEPA 필터 • 1호기 스틸 차폐판

• 콘크리트 및 납셀의 납차폐체 빔튜브 차폐체 Therrnal Column • 열교환기 및 1차 냉각계통 배관

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• 주변시설내외의 오염된 기자재 및 설비

• 액체폐기물 저장조 및 탱크

흑연은 재사용을 위해 대전으로 이송될 예정이며， 이들은 대전으로의

수송을 위한 적절한 용기에 수집된다. 흑연을 제외한 저준위 고체폐기물

은 저장용기에 담겨져 부지내에 저장될 예정이며 설계단계에서 발생량을

정확하게 예상하기는 불가능하지만 예상발생량을 제시하였다. 콘크리트는

다음과 같은 핵종을 포함하고 있을 것으로 예상된다 .

• Na-22

• Mn-54

• Fe-55

• Co-60

• Eu-152

• Eu-l54

시료채취 분석결과 및 운전이력을 이용하여 방사성 페기물내에 존재하

는 기타 방사성핵종의 종류를 예측할 수 있으며， 다음과 같은 핵종들이

포함될 것으로 예상된다 .

• Cs-134

• Co-58

• Tc-99

• Tm-123

• Zn-65

@ 중준위 고체폐기물

중준위 고체폐기물로 분류될 것으로 예상되는 방사성폐기물은 다음과

같으며， 이들의 예상발생량은 약 l .5 m'(분리작업전)이다 .

• 1호기 및 2호기 RSR(3개)의 스테인레스 스틸 부품

• 1호기 및 2호기 노심의 일부 스테인레스 스틸 부품

(방사션조사 결과를 고려 할 때 가능성 이 었음)

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• 1호기 및 2호기 노심 주변의 일부 스테인레스 스틸 배관 및 쉬트

(방사선조사 결과를 고려 할 때 가능성 이 있음)

중준위 고체 폐 기 물은 기 존의 TIF(TRIGA lrradiated FueD 캐 스크에 담 겨져， 저준위 고체폐기물과 마찬가지로 2호기 원자로실에 보관된다.

@ 고체폐기물 관리

해체공사시 발생되는 방사성폐기물은 방사성폐기물 관리절차에 의해 수

행되며 폐기물특성 분석을 위해 다음과 같은 내용이 포함된다. 방사성폐

기물은 다양한 핵종성분 및 방사능을 갖고 있으므로， 각 방사성폐기물은

처리방법을 결정하기 위하여 방사성폐기물 관리절차에 따라 개별적인 평

가를 수행한다. 여기에는 시료채취， 표면오염조사， 주요핵종분석， 방사능측

정 및 방사선량조사 둥이 포함된다. 방사능 평가를 통하여 해체폐기물의

총방사능을 알 수 있으며， 부지내에 저장된 방사성폐기물에 포함되어 있

는 방사성 핵종의 양 및 부지로부터 이송될 방사성폐기물에 포함되어 있

는 방사성 핵종 및 양에 관한 기록을 유지 관리할 수 있다. 드럼에 저장

된 압축성 폐기물에 대한 방사능 평가는 드럼 상부 및 하부의 산량을 측

정하거나， 또는 표면오염도를 조사함으로써 수행된다. 흑연은 대전으로 이

송하기 전에 방사능을 평가하기 위한 분석을 수행한다.

@ 고체폐기물 임시저장방안

해체공사중 발생되는 고체폐기물은 방사성폐기물 이송완료시까지 연구

로 2호기 원자로실에 임시 저장된다. 고체폐기물의 임시저장을 위해 연구 로 2호기 원자로실은 방사성물질 및 오염을 완전히 제거하고 최종 방사선 /능 조사를 완료한다. 방사성폐기물이 발생되어 저장용기에 저장될 때마다 방사성폐기물 관리규정에 따른 방사성폐기물 기록표를 작성하며， 이 기록

표에는 방사성폐기물의 부피， 내용물， 주요 핵종 등이 포함된다. 저장 또

는 처분을 위해 외부로 이송되는 모든 드럼 및 방사성폐기물 저장용기의

외부표면에는 제거성 표면오염도를 합리적으로 가능한 수준까지 낮춰야

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하며， 100cm'를 문질러서 측정한 제거성 표면오염이 4.0 Bq/crrf ß . r 와 0.4 Bq/cm' a 이하이어야 한다. 또한， 표면방사선량이 표면에서 2mSv/hr

이하이고， 표면으로부터 1미터 떨어진 위치에서 100μSv/hr 이하가 되어

야 한다. 각각의 방사성폐기물 저장드럼 및 용기에는 고유한 식별표시를

하고， 이 식별표시는 관련 방사성폐기물 기록표에 기록된다.

@ 고체폐기물 임시저장시설 (연구로 2호기 원자로실)

고체폐기물의 임시저장시설로 사용될 연구로 2호기의 원자로실은 다음

과 같은 설비를 설치한다.

• 공기오염감시기 : 1 대

• 지역방사선감시기 : 1 대

• 출입자감시기 : 기존시설 활용

• HVAC (배기계통) : 기존시설 활용

• 화재방호설비 - 연기감시기 : 기존시설 활용

- 소화기 : 소방법규에서 요구하는 수량

• 조명시설 : 기존시설 활용

이 시설은 방사선관리구역으로 설정하여 폐기물이송 완료시까지 지속적

으로 관리할 계획이다.

2. 액체폐기물 처리， 포장， 운송 및 처분

CD 액체 폐기물 처리기준 방사성 액체폐기물의 방사능 준위별 처리기준은 다음과 같다.

가. 비방사성 액체폐기물

비방사성 액체폐기물은 별도 처리없이 하수계통으로 방류한다. 이범

주에 속하는 액체폐기물로는 증류수 탱크(2호기) 저장폐액， 작업자의 일반

샤워폐액， 위생수 및 세탁폐액(작업복 세탁폐액중 방사능이 겸출 한계치미

만인 폐액) 등이 있으며 기타 방사능 분석결과 방사능이 검출한계치 미만

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인 폐액은 비방사성 액체폐기물로 처리한다.

나. 극저준위 액체폐기물

극저준위 액체폐기물은 방사능 농도가 원자력법규상의 방출최대허용농

도이하인 폐액으로 자연증발 처리한다. 또한 방사성 샤워/세탁 폐액은

Hot Shower 폐액 및 작업복 세탁폐액중 방사능분석을 통하여 방사능이

검출한계치 이상인 폐액으로서 방사능 준위로는 극저준위로 분류되나， 이

폐액에는 각종 불순물 및 세제성분이 포함되어 있으므로， 막분리 처리 후

자연증발처리한다.

다. 저준위 액체폐기물

연구로 시설에서 저준위 액체 폐기물로 분류되는 것은 실제적으로 방사

능 농도가 방출최대허용농도를 약간 상회하는 것으로서 이온 교환 처리하

여 방사능 준위를 극저준위로 낮춘 후 자연증발시설로 보내 증발처리한

다.

@ 액체폐기물의 포장， 운송 및 처분방법

본 해체사업에서 방사성 액체폐기물의 운송은 계획되어 있지 않으나，

액체폐기물의 자연증발 처리 후 발생하는 농축액이나 탱크바닥에 쌓여있

는 슬러지의 경우에는 탈수후 건고화시켜 고체폐기물로 처리한다.

3. 기체폐기물 처리

해체작업구역들은 각각의 건물환기계통에 의해 환기되며， 환기계통은 2

단계의 여과 과정을 거치도록 한다. 해체작업구역내의 오염도가 낮기 때

- 79 -

문에 대부분의 해체작업시 발생되는 기체폐기물의 방사능은 크게 문제될

정도라고는 예상되지 않는다. 그러나 방사화된 콘크리트의 제거작업시에

는 공기에 분진행태의 기체폐기물이 발생할 가능성이 있다. 이 경우에는

작업시 격납설비를 설치하고 이동식 환기설비를 사용한다. 기체폐기물의

환경방출량을 감시하여 예상 환경방출량과 비교분석한다. 가능한한 표면

오염제거는 적절한 제염제를 이용하여 수행한다. 그러나 콘크리트 표면의

고착 오염은 스카블링방법으로 제거하며 이 때 기체폐기물이 발생할 수

있다. 그러므로， 콘크리트 스카블링시 적절한 스카블링방법을 이용하므로

써 기체폐기물의 발생을 최소화시키도록 한다. 스카블러의 헤드는 밀폐시

키고， 분진은 진공장치를 이용하여 드럼으로 빨아들이고， 배기가스는

HEPA필터로 여과시킨다.

제 6 절 TRIGA 연구로의 폐수지， 패펼터 처리방안

1. TRIGA 연구로의 폐수지 현황

해체공사중 액체 폐기물 처리시 폐필터(미이크로 필터)， 폐활성탄 필터

및 폐수지 등이 소량 발생될 것으로 예상되며 이들은 모두 고체 폐기물로

처리된다. 이들중 옥외 액체 폐기물 저장 탱크 하부에 침전되어 있는 슬

러지의 예상량과 폐수지의 예상 발생량을 표로 나타내었다. (해체계획서

제시)

표 20 TRIGA 연구로 슬러지 예상량

위 치 *저 장 량 (mJ) 비 고

장수명 저준위조 -3.24 세제 찌꺼기 등의 연구로 2호기

극저준위조 -5.40 침전물

계 -8.63 '--

*탱크의 하부 약 1/5정도를 슬러지로 보아 산출한 것임

- 80 -

표 21 TRIGA 연구로 폐수지 예상 발생량

구 분 정화계통 발 생 량 ( .e ) 비 고

1호기 원자로 수조 85 현재 탈염기 적재량 l

1호 기 Bulk Shield 60 “

Exp. ank

혼합상 1호기 핵연료 저장장치 60 “

2호기 원자로 수조 215 “

계 420 “

양이온 액체폐기물 처리시설 120 40 Q /회 x 3회

음이온 액체폐기물 처리시설 240 80 Q /회 x 3회

종 계 780 '-- '-----------

2. TRIGA 연구로의 폐수지 처리방안

폐수지 처리방안은 일반적으로 고형화 처리방안 건조 처리방안 및 산

처리방안등으로 구분할 수 있다.

@ 폐수지 고형화 처리방안

시멘트 또는 아스필트를 이용하여 고형화 처리하는 방안이 있으나， 이

를 위해서는 고형화 설비를 설치하여야 한다. 따라서， 설비 구매비용이

추가로 소요되며， 또한 고형화 처리 결과로 많은 량의 고체 방사성폐

기물이 생성을 초래한다.

@ 폐수지 건조 처리방안

폐수지를 전처리하는 경우 별도의 건조처리설비가 필요하며， 또한 건

- 81 -

조 처리된 폐수지를 포장하기 위한 고건전성용기가 소요된다 .. 그러나，

고체 방사성 폐기물 발생량은 고형화 처리방안에 비해 매우 적게 발생

한다.

@ 산 처리방안

폐수지 재생처리 기술을 적용하여 폐수지를 전처리한다. 이때， 재생된

폐수지는 소외 방출이 가능할 정도로 방사능 함유량이 매우 적으므로

용이하게 소각 또는 초고압 압축처리하여 고체 방사성폐기물 발생량을

줄일 수 있다. 반면에 재생폐액은 적절한 액체방사성폐기물처리설비

(증발기 또는 역삼투압처리설비 동)를 이용하여 처리하여야 한다.

TRIGA 연구로의 경우 저장량 오염도 종류 등에 따라 처리방안을 달

리 적용할 수 있겠으나 원전과는 여건이 다른점을 고려할 때 취급 및 처

리는 보다 신중해야 할 것으로 판단된다.

따라서， 적용가능한 방안은 완전건조 후 고건전성용기로 포장하거나， 폴

리머로 고화하여 55갤론 드럼으로 포장하는 방안을 고려할 수 있다.

완전건조방안을 택할 경우는 한전이 보유하고 있는 이동식 폐수지 건조설

비를 임차 활용하는 방안을 고려할 수 있으며(고건전성 용기는 별도구매

필요)폴리머 고화방안을 택할 경우는 미국 등 해외 처리전문업체에 위탁

처리 가능하다.

3. TRIGA 연구로의 폐필터 처리방안

대부분의 폐펼터들은 탈수처리후 200리터 드럼을 이용하여 포장처리할

수 있다. 그러나， 방사능준위가 높은 폐필터들 즉， 10CFR61를 기준으로

할 때， Class B 이상의 폐필터는 고형화 처리하거나， 탈수 처리후 고건전 성 용기를 이용하여 포장하여야한다. 따라서， Class A 폐필터는 일반 200 리터 드럼을 이용하여 포장처리하고， Class B 이상의 폐필터는 Class A 폐필터가 되도록 콘크리트 벙커에 장기 저장후 일반 드럼을 이용하여 포

장처리하는 방안과 고형화 설비를 이용하여 고형화 처리하는 방안 및 탈

- 82 -

수 처리후 고건전성용기를 이용하여 포장처리하는 방안동을 이용할 수 있

다.

TRIGA 연구로의 경우 현재 원전의 방식대로 차폐드럼에 저장/고화처

리할 수도 있겠으나 처리량이 많을 경우 감용측면에서 절단， 압축후 처리

하는 방안도 고려할 수 있으며， 절단， 압축방안을 택할 경우는 국내에서

개발하여 사용하거나， 해외용역업체에 일괄적으로 위탁처리하는 방안이

있을 수 있다

4. 기술성 평가

기술성 평가시 평가 항목은 일반적으로 다음과 같다.

- 처리 결과물의 수납 적합성

- 감용능력

- 인허가 타당성

- 설비의 크기 및 배치 적절성

- 기술의 성숙도

- 운전 제어 및 감시의 편이성

- 작업자 방사선피폭 저감

- 운전의 편이성

- 제염작업의 편이성

- 2차 폐기물 발생 유무

- 처리설비의 상업성 (또는 국내 조달 여부)

5. 경제성 평가

경제성 항목은 크게 설비비， 운영비， 방사성폐기물 관리비， 방사선 관리

비 (방사선피폭비용)피폭저감 등으로 구분된다. 경제성 평가의 대부분 항

목은 기술성 분석 결과를 이용하여 구할 수 있으므로， 적용 기술들에 대

한 상세한 평가가 필요하다. 특히， 경제성 평가시 유의할 사항， 기존 처리

- 83 -

설비 현황， 특히 액체폐기물 처리설비 현황을 조사하여 가능하면 같은 설

비를 이용하는 것이 바람직하다.

제 7 절 노내구조물 처라방안

노내 구조물 등의 방사화된 폐기물은 방사능이 비교적 높고 반감기가

긴 Ni-63 등이 들어 있으므로 최종적으로 처분이 필요하다. 일반적으로 차폐용기에 넣어 보관한 후 Co-60 등의 감쇄를 기다려 미래에 드럼통 등 에 콘크리트를 충전하여 매설처분이 가능해질 것이다. 노내 구조물 등의

처리， 처분에 대해서는 다양한 대안이 검토되고 있다.

1. 포장에 의한 처분

독일의 Gundremrnigen KRB-A 원자로(25만kWe)의 해체시 해체 폐기

물의 효과적 이용， 경제성을 고려한 해체기술의 개발을 목표로 공사를 진

행하고 있다. 특히 노내구조물을 효과적으로 처분하는 포장에 의한 처분

방식이 있다. 이것은 미리 극저준위의 금속폐기물을 이용하여 콘테이너를

만들어 방사성 농도가 500Bq/g을 초과하는 절단 조각을 컨테이너에 넣고

그 공간에 200 Bqfg 이하의 농도의 금속을 녹여 고화하는 방법이다.

2. 원자로 용기등의 일괄철거

이 방법은 생체차폐를 차폐용기로서 활용하여 공기가 짧고 작업자의 피

폭이 거의 없는 것이 큰 특징이다. 캐나다와 미국의 쉬핑포트 발전소의

해체시 사용한 방법으로서 원자로 용기와 노내 구조물을 일체화하여 철거

하고 그대로 처분장에 매설하는 방식으로 이 공법의 특징중의 하나는 매

설폐기물의 최소화 피폭경감 및 경제성이다. 그러나 우리나라는 처분장이

아직 건설되지 않은 점을 고려해 볼 때 노내구조물을 일체 철거한 후 보

관용기에 보관하는 방식을 채택하고 보관방식은 위의 포장방식을 선정하

는 것이 현재로서는 타당한 방법이다.

따라서 일본의 JPDR의 해체경험이나 재이용 기술개발 및 여러 외국의

기숙개발 정보등에서 해체폐기물의 처리방안을 정리한다면 다음과 같다.

- 84 -

@ 해체폐기물의 방사능의 대부분은 노내구조물등에 집중되어 있고 이 부 분의 최소화된 합리적처리， 처분대책이 요구되고 있다. 포장방식이나 일괄처분방식은 유효한 공법이라고 판단되고 또한 압력용기를 3분할 정도로 한 폐기물용기로서의 이용도 검토할 가치가 있다.

@ 금속폐기물의 대부분은 극저준위의 방사능이므로 금속 용융처리에 의

한 부피감소， 재이용이 효과적이다.

@ 콘크리트 방사성 폐기물의 대부분은 극저준위이므로 재이용이 가능하 며 현장에서 재활용할 수 있는 설비의 개발이 필요한 동시에 효과적이

다.

@ 폐기물의 처리， 처분을 생각할 때 재이용 기준， 규제제외 기준의 정비 는 필수사항이다.IAEA에서 재이용， 재순환에 관한 규제제외농도의 범 위가 표시되어 있다. (표 15 참고)

- 85 -

제 8 장 부지 재활용 기준

폐로의 마지막 단계인 부지 개방과 허가 종료의 기준인 잔여 방사능의 기

준을 제시하는 과정이다.

제 1 절 선량 특성 용어의 정의

1. Background Radiation

우주선원， Radon을 포함하여(단， 원자물질 또는 특수 핵물질에 의해 발

생되는 것은 제외) 천연에 존재하는 방사성물질과 핵폭발장치의 시험이나

체르노빌과 같은 과거의 원자력 사고가 원인으로 환경 속에 존재하는 지

구규모의 낙진에서의 방사선을 말한다. 이러한 낙진은 Background 방사 선에 기여하고 있고 또한 인허가 취득자로서는 제어할 수 없는 것이다.

Background 방사선에서는 선원이나 2차 생성물 및 NRC가 지정하는 특정 핵물질에서의 방사선을 제외한다.

2. 잔존방사능 (Residrual Radioactivity)

허가 취득자의 관리하에서 행해진 활동의 결과로서 구조물， 자재， 토양，

지하수 및 부지 내의 다른 매체가 띠고 있는 방사능을 말한다. 이것에는

허가 취급자가 사용한 모든 선원을 포함하지만 Background 방사선은 제

외된다. 또한 부지에서의 일상적인 사고에 따른 방사성 물질의 방출이나

이전에 행해진 매설의 결과로서 부지에 잔류하는 방사성 물질도 포함한

다.

3. 총 실효선량 당량 (TEDE : Total Effective Dose Equvalent)

외부피폭과 내부피폭의 합으로서 어느 개인이 1년간에 외부피폭과 내부

피폭의 양쪽을 받은 경우의 실효선량 당량을 총 실효선량 당량이라고 한

- 86 -

다. NRC는 잔존방사능과 Background 방사선 준위의 측정방법， 고려해야

할 피폭 시나리오나 피폭 경로의 종류 및 Critica1 Group의 평균 Member

가 받는 연간 TEDE를 산출한다.

4. Critical Group

TEDE 계산이 행해지는 환경하에서 잔여방사능으로부터 최대한의 피폭

을 받는다고 합리적으로 예상되는 개인그룹(개인의 집합)을 가리키는 말

로서 예를들면 부지가 무제한 개방되었다면 Critical Group은 미래에 있을

수 있다고 합리적으로 생각되는 부지의 모든 이용방법을 고려한 경우에

최대의 피폭을 받는다고 합리적으로 예상되는 개체 그룹을 가리킨다.

제 2 절 NRC의 잔존 방사능 기 준

NRC에서는 허가 종료의 기준으로서 허가 취득자에게 2가지 선택사항

을 10 CFR Part 20 Subp빠 E (폐로 조치 후의 부지재활용을 위한 잔존

방사능 기준)에서 제시하였다.

1. 무제한 부지 개방을 위한 잔존방사능 기준

CD Background 방사선에서 구별할 수 있는 잔존 방사능에 의해

Critical Group의 평균 member가 받는 TEDE가 15mrem!yr을 초과

하지 않을 것

@ 잔존 방사능 준위가 합리적으로 달성될 수 있는 한 낮은 (ALARA) 상태까지 내리려는 노력이 있었음을 실증할 것

2. 제한부 부지 개방을 위한 잔존방사능 기준

@ 무제한 개방의 조건을 만족시키려고 하여 피치 못하게 잔존방사능의

- 87 -

-

절감을 꾀하는 것이 기술적으로 곤란하며， 오히려 비용이 더 들거나

또는 그 조건을 만족시키려고 한 경우 대중이나 환경에게 해를 미

칠 우려가 있다는 것을 실증할 수 있을 것

(2) TEDE가 15mrern!yr을 초과하지 않는다는 것을 보증하기 위해 부지

에 대한 제도화된 관리를 실시하고 있을 것

@ 제도화된 관리가 기능하지 않아도 TEDE가 100mrerrνyr을 초과하

지 않으면 합리적으로 보증할 수 있는 준위까지 잔존방사능이 제거

되어 있을 것

제 3 절 규제 면제 정책 (BRC 정책)

1992년 NRC는 BRC (Below Regulation Concem)의 개념은 밝히고 각 종류의 허가별(예 : 폐로조치)로 잔존방사능 기준을 제정해나가는 방식을

채용하기로 결정하였다. 내용은 다음과 같다.

@ 대상이 되는 Critical Group의 평균 피폭선량은 하나의 활동에 의해 발

생하는 폐기물당 10 mrern!yr 이하로 한다. 방사성물질의 이용이 넓은

범위에 미치고 있는 활동에 대해서는 1mrern!yr의 평균선량을 잠정기

준으로서 이용한다. 모든 허가 활동 및 규제대상에서 면제된 폐기물에

서의 개인의 피폭이 100 mrerrνyr을 초과하지 않는 것을 합리적으로

보증한다.

@ 면제된 활동당 집단선량은 1000명 1rern!yr이하로 하고， O.1mrern!yr 이

하의 개인 피폭은 집단 선량의 계산에 포함되지 않는다.

제 4 절 미국의 규제지침 (Regulatory guide) 1.86

원자력 발전소 해체에 대해서 NRC에 받아들여질 수 있는 조건과 절차

에 대해 규정을 정한 것으로서 원자력 발전소의 운전을 중단할 때에는 소

유주가 NRC로부터 허가를 받아 공중의 건강과 안전성을 확보하여 , 방사

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능의 측정 및 안전 확보 조치가 취해져야 한다는 내용이 그 골자이다.

원자로 및 원자로 관련시설에 대한 폐지 조치의 인허가 절차는 NRC의

10 CFR 50 (Domestic Licensing of Production and Utilization Facilities) 에 의거하여 부지에서 규제없이 방출은 허용하기 위해서는 부지 내에 남

아있는 방사성 물질에 대해 제염이 되어야 하거나 잔존 방사능의 양이 표

22의 수준보다 낮게 제한치를 두어야 한다고 제시하고 있다.

표 22 허용 표면오염도 수준

NUCLIDE AVERAGE MAXIMUM REMOVABLE U-nat, U-235, U-238, and 5000 dpm a /100cm2 15000dpm a /100cm2 lO00dpm a /lOOcm2

associated decay product

Ra-226, Ra-228, Th-230, 100 dpm!loocm2 300 dpm!loocm2

20 dpm!loocm2 Th-228, Pa-231 , Ac-227, =30，000dprrνm2

1-125,1-129 =500Bq/m2

Th-nat, Th-232, Sr-90 3000 dpm!lOOcm2

Ra-223, Ra-224, U-232, 1000 dpm!100cm2 200 dpm!100cm2

1-126, 1-131, 1-133 =50ooBψm2

Beta-gamma emmitert 5000dpm β - r /100cm2 15oo0dpm β - r /looc 1000dpmß - r /100cm2

m2

제 5 절 MARSSIM의 부지 재활용 기준

1. 개요

미국에서는 반경 수백 Krn에 이르는 군사용 핵시설로부터 규모가 작은

의료용 병원에 이르기까지 방사성 물질의 제조， 사용 및 보관등의 활동에

의하여 방사성 오염이 발생하는 곳이 많다. 이러한 시설들은 궁극적으로

제한적으로 사용하거나 일반인이 자유롭게 사용하기 위해서 제염 및 해체

를 하여야 할 것이다. 이러한 제염 및 해체시에 부지내 방사선

측정 및 부지 특성 조사를 세우기 위하여 기존의 여러 방사선 측정 및

- 89 -

부지내 선량조사 기준을 통합하여 미국의 EPA(Environmental

단ojection Agency), NRC(Nuclear Regulatoη Commission),

DOE(Department of Energy) 및 DOD(Department of Defense)에서는 표

준 절 차서 MARSSIM(Multi-Agency Radiation Survey and Site

Investigation Manual, NUREG-1575)를 제 정 하였다.

MARSSIM은 방사성 물질로 오염된 지역 및 시설에서의 ·방사선 측정

및 조사를 위하여 만들어졌다. 즉 방사능 측정계획의 수립， 측정계획의 실

행， 측정결과의 평가등 일련의 모든 과정을 수행한다. 특히 부지의 일반인

허용기준(Release Criterion) 적용을 위한 방사능 측정 및 시료 채취， 결과

분석 및 통계적 조사에 기준을 제시하고 표면 토양， 건물표면의 오염에

대해 상세하게 논의하고 있다. MARSSIM은 다음 사항에 관련된 절차

및 방법을 제시하고 있다.

부지의 잔존방사능에 의한 TEDE(전체 유효선량당량)를 모든 경로의

모든 방사성 핵종에 대해서 25mrem/yr으로 제한

토양 및 시설물 표면의 오염 조사 범위， 특성화， 제염 및 최종 상태 조

사의 계획 및 절차 수립

부지 이 력 평 가 (HSA : Historical Site Assessment)

자료 획득 및 분석에 대한 품질 보증 및 조정 (QA!QC)

방사능 측정 수행

현장에서의 실제 적용 방법 및 수단

통계학적 가설 조사 및 통계자료의 해석

서류 작성

2. 평가

DOD, DOE, EPA, NRC 에서는 1998년 2월에 MARSSIM에 대해서 그

유용성을 평가하여 공개하였다. MARSSIM은 환경측면에서의 규제에 대

한 만족성 여부를 입증하기 위해서 건물의 표면과 토양의 표면의 방사선

학적 측정을 서류화하고 평가하고 계획하는 방법과 방출기준， 한계치 및

- 90 -

규정조건을 제공한다. MARSSIM은 기존의 여러 기관들의 방사선학적

측정 방법을 종합하여 합의한 절차서이다 .

• 평가 내용

@ 방사선측정과 부지조사와 관련하여 자연적으로 존재하는 방사성핵종에

대해서 적절한 Background 지역을 설정하는데 따른 어려움은 측정방

법에 상관없이 존재하였지만 MARSSIM은 이러한 면에 있어서 방사선

학적으로 허용가능한 기술적인 방법을 제공하였다.

(2) MARSSIM에서 제시하는 방법은 넓은 범위의 부지에 대해 정확하고

적합한 방법이고 다른 기존의 여러 대안과 비교하여 여러 상황에 포괄

적으로 적용될 수 있는 방법을 제공하고 있는데 그 결과， 다른 방식과

비교하여 보다 적은 측정횟수로서도 효과를 볼 수 있다.

@ MARSSIM에서는 방사선 허용기준의 만족성을 평가하기 우해 허용오

차 범위내에서 시료채취 횟수를 최대한 활용하여 시간적인 손실을 줄

일 수 있도록 하고 있다. 이와 다른 방법에서는 이러한 허용기준에

대한 만족성을 평가하기 위해 필요한 시료채취 수를 과대 또는 과소로

설정하거나 허용오차 범위를 설정하지 않은 경우도 있다. 따라서

MARSSIM은 일반적으로 다른 방식들보다 합리적이라고 할 수 있다

이러한 변에서 MARSSIM의 평가방법이 현재 존재하는 여러 방사션측

정 및 부지조사 방법중 에서 가장 신뢰할 수 있고 합리적인 방식으로 보

여진다. 따라서 우리나라 해체사업시 방사선측정 및 부지 재활용기준 설

정시에 참조기준으로 적용할 필요성이 있다고 판단되어 MARSSIM의 방

식에 대해서 제시하고자 한다.

- 91 -

3. 측정지역 분류

우선 핵 종농도의 용어 로 DCGL (Derived Concentration Guideline

LeveD을 정한다. 이것은 다양한 피폭 경로와 시나리오에 의해 얻어지는

수치 이 다. 일 반적 으로 DCGL의 단위 는 Bq/kg , pCi!g , Bq/m2, dprn/l00cm

2

등으로 표시된다. MARSSIM은 오염지역에 따라 두 가지 잠재적인. DCGL

을 정의를 내리고 있다.

@ 잔존방사능이 일부분의 넓은 지역위로 고르게 분포되면 MARSSIM은

이것을 전체지역의 평균 방사능으로 본다.

여기서 DCGLw 는 일부분의 넓은 지역의 평균 농도로 나타내고 산출

한다. ‘W’는 Wi1coxon Rank Sum test를 나타내며 이것은 오염도가

Background 내에 존재할 때 그 허용도를 증명하기 위해서 MARSSIM

에서 언급한 통계적인 테스트방식이다.

￠ 부지의 넓은 지역내에서 일부분의 작은 지역의 방사능의 최대치

즉，‘hot spot’로 언급하고 이 지역의 오염도를 측정하여 기준이 되는

DCGLEMC는 이런 작은 지역으로부터 개별적으로 유도되고 다른 노출

가정으로 부터 유도된다. ’EMC'는 Elevated Mesurement Comparison

로서 일부지역의 높은 방사능을 측정하는 기준을 산정하는 방식이다.

측정단위는 특정한 크기와 형태의 구조물과 토양으로 구성된 물리적인

지역으로서 방출기준의 초과여부에 따라 결정된다. 측정단위의 크기와 형

태는 잠재적인 오염도， 예상 오염도 분포 및 그 밖의 다른 부지의 물리

적인 경계(건물， 벽， 토양， 표면수)와 같은 인자에 의해 다음 표와 같이 결

정된다.

- 92 -

-

표 23 Suggested Survey Unit Area (MARSSIM, Roadmap Tablel)

Su~~ested Survey Unit Area Class Structure-floor area Land

1 up to 100 m~ up to 2000 mz 2 100 to 1000 m ι 2000 to 10，ooom~ 3 no limit no limit

여기서，

• Class 1 지역 : 운전이력에 따른 잠재적인 방사능 오염도나 이전의 방

사선 측정에 근거하여 DCGL 이상의 오염도를 가지고 있는 지역으로서

이 지역은 방사능 누출이 예상되고 폐기물을 매립하거나 처분한 부지

또는 폐기물 저장 창고등이 포함된다.

• Class 2 지역 : 운전이력에 따른 잠재적언 방사능 오염이나 이전의 방

사선 측정에 근거한 오염이 있지만 DCGL을 초과하지 않는 오염도를

가지고 있는 지역으로서 이 지역은 방사성물질이 개봉되지 않은 형태로

있거나 저농도의 방사성물질을 다루는 지역， 방출지점으로 바람이 불어

가는 지역들이 포함된다.

• Class 3 지역 : 어떠한 잔존 방사능도 포함하지 않거나 잔존 방사능의

양 이 극소의 DCGL을 나타내는 지역으로서 이 지역은 Class 1, 2 지역

주위의 완충지역을 가리킨다.

4. 측정지역 결정

@ 우선 시료의 수 N을 결정한다.(두 가지 방법제시)

. WRS test : N = l x (Zl-a+Zl-씬2 2 "~ 3(Pr- 0.5)‘

- 93 -

여기서

N = 측정단위내 시료갯수

Zl-a - 결정론적 error(오차) a 에 의한 백분율

Zl-ß - 결정론적 error(오차) β 에 의한 백분율

Pr - 측장단위로부터 무작위 측정값이 DCGL 값이하의

Background의 무작위 측정값을 초과할 확률

1/2 = N을 샘플수로 나타내게 하기 위한 부과된 인자

(Zl- η +Zl_J2 . Süm test : N = ‘ “ ‘ %

‘ 0" ---- ~. 4(Si쌀ηP-O.5)ι

여기서，

N =

Zl-a -

Zl-β = Sign p =

측정단위내 시료갯수

결정 error a 에 의한 백분율

결정 error β 에 의한 백분율

측정단위로부터 무작위 측정값이 DCGL 이하가 될 확률

@ 이런 방식으로 시료들의 수 N을 구한 후 측정지점 L을 결정한다.

• A U τ옮Jl.T for a triangular grid V O.866N

L = 댐 for a squ따e grid

여기서，

A = 측정단위 면적

N = 필요한 시료들의 갯수

Class1 , 2 지역의 경우 위의 식에 의해 난수를 1회 발생하여 측정 시

작점의 좌표를 얻은 후 측정 구역을 triangular grid, square grid로 나누

어 spacing L의 값을 계산하여 좌표 이동하여 선정한다.

- 94 -

Class 3 지역의 경우 모든 시료는 임의의 지점에서 취하고 각각의 시료위

치는 난수를 발생하여 X, Y 좌표를 얻어서 측정지점을 무작위로 선정한다.

5. 부지 재활용결정

이러한 측정과 계산과정을 수행하여 부지 재활용 기준을 설정하였는데 다·

음과같다.

표 24 기준영역이 사용될 시 시료측정의 해석

측정결과 결 론

최대치 측정단위 농도와 최소치 기준영 측정단위는 relrease criterion을 만족

역농도의 차가 DCGLw 이하일때 측정단위 평균농도와 기준영역의 평균농

측정단위는 허용불가 도의 차가 DCGLw 이상일때 어떤 측정단위농도와 기준영역의농도의

차가 DCGLw 이상이고， WRS test와 elevated measurement

측정단위 평균농도와 기준영역평균농도 comparispn을 수 행

의 차가 DCGLw 이하일때

*WRS test는- 오염도가 background 내에 존재하지 않을 때 수행

표 25 기준영역이 사용되지 않을 시 시료측정의 해석

측정결과 결 론

측정단위의 모든 농도가 측정 단위 는 relrease criterion을 만족

DCGLw 이하일때 측정단위의 평균농도가

측정단위는 허용불가 DCGLw 이상일때

일부분의 농도는 DCGLw 이상이고， Sign test와 elevated measurement

평균 농도는 DCGLw 이하일때 companspn 으 g y 해 a

*Sign test는 오염도가 background 내에 존재시에 수행

- 95 -

제 6 절 MARSSIM의 국내 적 용방안

위의 내용을 토대로 MARSSIM에 따른 국내의 부지 재활용 기준의 산

정과정은 다음과 같다.

@ 예상·오염도에 따른 지역분할

@ 부지 특성 조사시 예상 부지오염도에 따른 시료채취 횟수의 설정

@측정지역의결정

@ 측정지역의 방사능량을 측정후 상대적 부지 허용 기준을 도출

즉， MARSSIlVI은 크게 해체시 방사성 폐기물에 대한 시료 채취 측정기

준과 원자력 시설 부지를 일정단위로 분할하여 해체시 부지허용기준을 제

시한 자료로서 본 자료를 기초로 하여 국내 여건에 적용하기 위한 방안을

검토하였다.

MARSSIlVI에서는 부지 재활용 기준(Release criteria)을 도출하기 위해

부지 전체를 방사능 농도에 따라 Class 1. 2. 3 지역으로 분할한 뒤 시료

채취 횟수를 산정하고 측정지역을 결정한다. 이 측정지역의 농도를 측정

하여 부지내 일정 기준지역의 평균 농도와 비교하여 상대적인 부지허용기

준을 설정한다.

본 연구도 이러한 방법을 적용하여 부지 재활용 기준을 설정한다. 따라

서 이 내용에 대한 분석이 수행된 후 이번 TRIGA 연구로 폐로에 적용할

수 있는가를 연구하였다. MARSSIlVI은 미국의 관련규정에 따라 통계적

인 방식으로 데이터를 계산하여 신뢰할수 있는 합의점에 이른 자료이나，

아직 우리나라엔 부지허용에 대한 기준이 미약한 관계로 MARSSIM의 방

식 그대로 적용할 수 있는 기술적 근거와 규정이 있는 지에 대해서 연구

를 수행하였다 .

• MARSSIlVI의 국내 적용방안에 대해서 결론을 내리면 다음과 같다.

CD MARSSIlVI은 원전， 연구로， 동위원소 이용시설， 폐기물처분시설 등 방

- 96 -

사선/능과 환경을 연결하는 모든 분야에 범용적으로 적용하기 위하여

미국내 유관 정부부처 ( EPA, NRC, DOE 및 DOD) 가 공동으로 개발

하여 부지의 제한적 또는 무제한적으로 재활용여부를 판단하는 평가

방법론에 합의에 이른 기준이므로 MARSSIM을 국내 원자력시설 부지

재활용 평가 방법론으로 사용하는 것은 바람직하고 국내적용에는 이견

이 없을 ·것으로 판단된다.

@ 미국과 우리나라는 규제동향， 장기적인 방향 둥 정책적인 면에서 서로

유사하거나， 미국의 정책을 따라가는 경향이 크기 때문에 동 기준을

준용하여도 좋을 것으로 본다.

@ 그러나， 기본적으로 재활용 기준(release criteria)을 선정할 수 있는 법

적인 기준이 확립되어야 한다. 이러한 법적인 기준은 MARSSIM에서

제시하는 것이 아니라， 각각의 국가별로 제정되어 있는 법적 기준에서

나오는 것이므로 따라서， MARSSIM을 TRIGA 해체에 적용하기 위해

서는 가장 기본적인 Release Criteria에 적용할 수 있는 국내 기준이

있어야 한다 ..

@ MARSSIM은 부지의 잔존방사능에 의한 TEDE(전체 유효선량당량)를

모든 경로의 모든 방사성 핵종에 대해서 25mrem/yr으로 제한하고 있

다. 이것은 미국의 ICRP-26에 의거해서 규정을 정하였지만 우리나라

의 경우 과기부 고시 제98-12호에서 방사선량한도의 개념을 ICRP-60

의 유효선량으로 전면 개정 (표26 참조)하였으므로 이 규정으로 적용

하여야 한다.

- 97 -

표 26 방사선량한도 (과기부 고시 제98-12호)

1 란 2 란 3 란 4 란

피폭구분 종사자 수시출입자 일반언

o유효선량한도 연간 50 mSv를 넘지 연간 12 mSv 연간.1 mSv2)

。l킹ι1느 L二一 범위에서 5년간

100 mSvl)

o 둥가선량한도

수정체 연간 150 mSv 연간 15 mSv 연간 15 mSv 피 -H「 미 숭 소 '- , 바 연간 500 mSv 연간 50 mSv 연간 50 mSv

1) 5년간이라 함은 1998년부터 계산하여 매 5년씩의 기간(예 :1998-2002)을

말한다.

2) 5년간 평균하여 연 1 mSv를 넘지 않는 범위에서 단일한 1년에 대하여 1mSv를 넘는 값이 인정될 수 있다.

@ 더불어， MARSSIM을 모든 방사선원 평가기준으로 사용하기에는 무리

가 있으므로 단지 부지 재활용을 위한 평가 방법론으로만 활용되어야

할 것이다.

@ 따라서， 국내 제반여건을 고려할 때， TRIGA 해체에 MARSSIM을 시

범적으로 적용하면서 국내 원자력시설에 적용할 경우에 대한 여러 가

지 사항들에 대한 검토 및 보완의 기회로 활용하는 것이 바람직하다고

본다.

@ 아직 우리나라는 방사선/능 규제에 관한 한 과학기술부로 일원화 되어

있기 때문에 환경부등 관련 부처간의 마찰은 예상되지 않으나， 규제

요건화하는 과정에서 동의정도는 필요할 것으로 판단된다.

- 98 -

제 9 장 TRIGA 연구로 현황분석

제 1 절 TRIGA 연구로의 특정

IAEA는 편의상， .연구로를 10종류의 노형으로 분류하고 있지만， 같은 노

형일지라도 노구조는 많이 다르다. TRIGA 원자로는 미국이 GA(General

Atomics)가 제조한 교육훈련용(Training) ， 연구(Research) , 및 동위원소

생산용(Isotope)에 이용되는 저출력의 소형 원자로이다. 연료는 농축우라

늄， 수소화 지르코늄합금이며， 수소가 감속재 역할을 하고 있는 고체균질

로이다. 노심은 풀의 밑부분에 있고， 노 본체의 사용재료는 알루미늄이 주

체이다.

TRIGA Mark - ll/ill의 특성을 표27 에 나타내었다.

표 27 연구로 1호기 및 2호기의 특성

원자로명 TRIGA Mark - n TRIGA Mark - m 원자로형 -tA「‘5::. 혀 。 수조형

정상출력 250 kW 2MW

(열 출 력) 2,000 MW /2.8 msec맥 동 최대 중성자속

1 X 101j 6.5X lOu

(nv) (맥동시 2.0 X 1016)

핵 U싫농축도 20% 20 및 70%

연 피복재 알루미늄 SUS -304

료 화학조성 U-ZrHl.O Er-U - ZrH1.6

감속재 ZrH,HzO ZrH1.6, HzO

냉각재 HzO HzO

제어봉 B4C B4C

핵연료 장전량 2.96 Kg 12.6Kg

(U-235)

- 99 -

제 2 절 연구로 1호기 계통별 특성

1. 원자로심

@ 원자로수조 (Reactor Tank)

내부직경 2.0m, 깊이 6.25m인 원통형 철재탱크로서 탱크 안쪽면에는 2

cm 두께의 콘크리트 모르타르가 둘러 쌓여져 있다. 콘크리트 모르타르에

는 철재 와이어 메시가 10cm x 10cm 간격으로 보강되어 있으며， 방수를

위해 콘크리트 모르타르 내벽에는 에폭시 코팅처리가 되어있다. 콘크리트

모르타르 안쪽에는 두께가 0.6cm인 알루미늄 판이 라이닝되어 있다. 수조

외부에는 두께 228.6cm인 일반 콘크리트로 차폐구조를 이루고 있다.

@ 원자로 노심 반사체 (Core Reflector)

내부직경 45.7cm , 높이가 58.4cm , 두께가 30.5cm인 원통형 구조물로서 알

루미늄으로 제작되어 그 내부에는 흑연분말이 채워져 있다. 반사체 구조

물의 하부와 상부판은 두께가 1.9cm인 알루미늄판이다. 상부에는 회전시료

조사대를 설치할 수 있도록 반지 모양의 흠이 파여져 있다. 이 구조물은

수조 바닥에 Anchor Bolt로 고정된 지지대위에 설치되어 있으며 무게는

약 770 Kg정도이다.

노심 반사체에는 3개의 Ion Chamber와 1개의 Fission Chamber가 1.9cm

알루미늄 배관으로 연결된 알루미늄 용기내에 설치되어 있고 이들

Chamber들은 유지보수를 위해 용이하게 하기 위해서 반사체 외벽에 부착

된 알루미늄 원통에 삽입되어 있다. 이들 Chamber의 길이는 약 5.8m이

며 원자로수조 상부에 u-볼트로 체결되어 있다.

@ 회 전 시 료 조사대 (Rotary Specimen Rack)

조사시편고정을 목적으로서 40개의 알루미늄 Rack으로 구성된 반지모

- 100 -

양의 회전시료조사대가 반사체의 파여진 홈에 설치될 수 있도록 되어있

다. 시편의 삽입과 제거를 위해 내부직경이 3.4cm인 튜브가 약46cm 가량

돌출되어 있다. 각 40개소의 회전시료조사대 위치를 지정하기 Drive-and­

Indicator 집합체가 원자로 탱크 상부중앙에 설치되어있고 조사용기를 회

전시료조사대에 삽입하고 제거하기 위한 Reel형식의 Specimen - Lifting 집

합체가 원자로· 탱크 상부의 덮개 중앙에 설치되어 있다. 회전시료조사대

의 구동에 필요한 스테인레스 스틸 재질의 체인 및 치차， 볼트퉁이 현재

가장 심각히 방사화 되었을 것으로 추정하고 있다.

@ 공기 이 송장치 (Pneumatic Transfer System)

방사화분석을 위해 원자로 노심으로부터 빠른시간에 시편을 이송하기

위한 튜브， 송풍기 및 4개의 솔레노이드 밸브등으로 구성되어있고 블로우

어는 원자로실 바닥의 피트에 설치되어 있으며 튜브는 원자로실 바닥 트

렌치를 통해 원자로실의 동쪽 실험실의 바닥으로 올라와 ].R Cave Room

에 설치되어 있는 후드로 연결되어 었다.

(5) Central Thimble

외부직경이 3.8cm , 두께가 2.0cm인 알루미늄 튜브로 구성되어있고 최대

중성자속에서 시편을 조사시키기 위해 원자로 수조 상부에서부터 노심의

중앙까지 연결되어 있다.

@ 빔 튜브 (Beam Tube)

연구로 1호기에는 중성자빔을 유도하기 위해 4개의 빔튜브가 설치되어

있다. 3개의 빔튜브는 원자로심 중앙에 방사상으로 설치되어 있고 1개는

원자로심의 바깥부분과 접선방향으로 설치되어 있다. 빔튜브의 내부에는

노심쪽에서부터 콘크리트 및 나무 플러그， 납이 채워진 셔터 및 납으로

라이닝된 덮개로 차폐되어있고， 원자로 콘크리트 차폐벽 내에는 철재

- 101 -

Shadow Shield(가로 101.6cm, 세로 101.6cm, 두께 10.2cm)가 설치되어 있

다. 콘크리트 차폐벽과 반사체 구조물 사이의 빔튜브 연결은 스테인레스

스틸재질의 벨로우즈와 플랜지를 사용하였다.

(J) Thermalizing Column과 실 험 수조

Thermal Column과 같은 구조이나 크기가 약간 작은(가로 61cm , 세로

61cm，깊이 132cm) Thermalizing Column이 실험수조쪽으로 설치되어 있고

실험수조는 가로 2.5cm 세로 2.8cm 깊이 3.7cm이며 에폭시 마감처리되어

있다.

@ 원자로 수조수 냉각계통 (Reactor Water System)

원자로 수조수 냉각 및 정화장치는 원자로실의 북쪽중앙 1층 바닥의 피

트에 펌프， Fiber Cartridge 필터， Mixed - bed type의 탈염 기 (Deminera-

lizer) 및 열교환기등으로 구성되어 알루미늄 배관 및 밸브 등으로 연결되

어 있다.

2. 사용후 핵연료 저장실

내부면적 약 1.88m x 4.15m 깊이가 3.9m인 콘크리트 수조2개와 핵연

료 캐스크 이송용 C빠 및 3톤 용량의 호이스트가 설치되어있다. 현재 사

용후 핵연료 저장실의 수조내에는 알루미늄재질 핵연료저장랙 8개와 교체

된 Ion Chamber 및 공기이송장치등이 저장되어 있다.

3. 빔튜브 플러그 저장랙

원자로실 남동쪽 구석 1층 바닥에는 길이가 3.3m, 폭이 1.8m, 높이가

- 102 -

1.8m인 콘크리트구조체내에 빔튜브 플러그를 저장하기 위한 직경 22m의

저장랙이 12개 설치되어 있다.

4. 환기시설현황

원자로실내의 공기는 1층 배기팬실에 설치되어 있는 14,950 CFM용량의

배기팬에 의해 굴뚝으로 방출되고 원자로실 동쪽에 있는 선원저장실， 핫

셀룸， 제염실 등은 4,760CFM 용량의 배기팬에 의해 또한 JR. Cave Room

은 1,900 CFM용량의 배기팬에 의해 배기된다. 이들 배기팬 전단에는 예

비필터， HEPA필터가 설치되어 었다.

이밖에 지하 피트 및 기타 부대시설과 연구실 및 실험실퉁이 있다.

제 3 절 연구로 2호기 계통별 특생

1. 원자로심

알루미늄 재질의 원통형 Shroud로 구성된 노심은 Movable Bridge에 연

결된 2개의 알루미늄 찬넬에 의해 원자로 수조 바닥그로부터 94cm 떨어

진 위치에서 Exposure Room, 수조중앙의 회전시료조사대 조사위치 및 빔

포트 조사위치의 3곳으로 이동할수 있게 되어있다. 노심은 원통형 구조

로 Shroud에 고정된 상부 및 하부 지지판에 의해 핵연료봉， Central

Thimble 및 Fission Chamber 등이 위치해 있다. 원자로 수조 차폐벽체 내에는 4개의 원형 빔포트 및 4개의 열중성자 조사용 빔포트가 설치되어

있다.

@ 원자로 차폐구조 및 원자로 탱크

콘크리트 차폐체는 일반 콘크리트이며， Horizontal Thermal Column

Door는 밀도가 3.5 glcmJ인 고밀도 콘크리트로 되어 있고 토양오염을 막기

- 103 -

위해 원자로 수조탱크의 아래쪽에도 약 152cm두께의 일반콘크리트 기초로

되어있다.

원자로 탱크는 알루미늄 재질로 되어있고 탱크의 5cm X 5cm규격의 알

루미늄 Channel이 핵연료저장랙 및 각종 조사장치들을 고정시키기 위해

설치되어 있다.

@ 조사실 (Exposure Room)

조사실은 가로 305cm, 세로 366cm 높이 274cm의 내부공간을 가진 방으 로서 두께 335cm의 일반 콘크리트로 차폐되어 있다. 콘크리트의 방사화를

방지하기 위해 내부벽체 및 천장은 30.5cm 두께의 Boron으로 처리되어있 다. 조사실내의 시험기기 및 전등에 전원을 공급하기 위한 Conduit 9개，

공기공급 및 배기를 위한 6인치 배관 2개가 콘크리트 차폐체내에 묻혀 있

다. 조사실내의 주위 벽에는 원자로 냉각수 정화계통의 일부를 조사실 내

부벽체의 냉각을 위한 Shield Cooling System을 두었으며 이 계통의 배관

들은 차폐콘크리트의 Boron 영역에 묻혀있다. 조사실의 출입구의 차폐문

은 안쪽의 30.5cm는 Boron으로 구성되고 Steel Angle로 짜여져 있으나 안

쪽의 122cm는 방사화를 막기 위해 알루미늄 Angle로 구성되어 있다. 차폐

문의 총중량은 대략 50톤 정도이다.

@ 빔포트

4개의 원형 빔포트와 2개의 관통형 빔포트가 설치되어 있다. 4개의 원

형 빔포트의 노심쪽 부분은 알루미늄재질로 만들어져 원자로 탱크와

Thermal Column에 각각 용접되어 있고 바깥쪽은 스테인레스 스틸로 구

성되어 있다. 관통형 빔포트 2개는 원형빔포트와 마찬가지로 노심쪽과 바

깥쪽이 각각 알루미늄과 스테인레스 스틸로 구성되어 있고 이들은

Thermal Column 끝부분에서 서로 교차되어 설치되어 있다.

@ Thermal Column

- 104 -

Horizontal Thermal Column은 가로 122crn 세 로 122crn, 깊 이 335crn의

크기로서 O.3crn 두께의 Boral 및 5crn 두께의 폴리에틸렌으로 라이닝된 알

루미늄 라이너 안에 10.2crn x 10.2crn 크기의 흑연블록과 납벽돌이 채워진

형태로 콘크리트 차폐체 내에 묻혀있다 Horizonta1 Therma1 Column내

에는 열중성자 조사를 위한 가로 91.4crn , 세로 91.4crn , 깊이 106.7crn크기의

공간이 었다.

@ 공기 이송장치

노심내의 Terminus Assembly와 지하 피트에 설치된 Blower-and-filter

및 화학실험실에 위치한 후드의 Receiver Assembly7l- 3.18crn 알루미늄관

으로 지하 피트를 통하여 연결되어 있다.

@ 회전시료조사대

41개의 알루미늄렉(직경 3.2crn, 깊이 27.4crn)으로 구성되어 노섬 바깥쪽

에 설치되어 있고 시편의 삽입과 제거를 위해 내부직경이 3.4crn 인 튜브가

설치되어있다.

@ 원자로 수조수 냉각계통 및 정화계통

알루미늄 배관 및 밸브등으로 연결되어 있으며 원자로 수조 차폐벽체

외부에 설치되어 있으며 원자로 수조수 냉각계통은 펌프와 열교환기로 구

성되어 있으며 수조수 정화계통은 펌프， 스키머， 필터， 탈염기， 전도도계등

으로 구성되어 있다.

2. 지하피트 및 증류수 탱크실

연구로 2호기 건물지하에는 피트가 설치되어 원자로실의 환기 덕트와

각종 배관라인의 통로역할을 한다. 또한 사용후 핵연료이 저장을 위하여

- 105 -

연구로 2호기 동쪽 지하층에는 지하 피트와 연결되어 있는 증류수 탱크실

이 있다. 증류수 탱크실에는 사용후 핵연료 Cask 운반용 레일과 5톤 호이

스트 및 4.9m x 4.2m의 면적에 깊이 4.9m 의 콘크리트 구조로 된 증류 수 탱크가 설치되어 있다.

3. 핵연료 저장공 및 빔포트 플러·그 저장래

저장공은 직경 0.25m 깊이 3.67m 인 원통형 구조로 되어 있으며 내부 는 두께 3mm의 스테인레스 스틸로 판벽이 되어있고 그 외부는 콘크리

트 벽과의 사이에 아스팔트가 채워져 있다. 원자로실 동쪽끝 벽에는 빔

포트 플러그를 저장하기 위한 직경 250mm와 200mm, 깊이 1.8m의

Storage Vault가 각각 127R 설치되어 있다. Storage Vault는 스테인레스

스틸 배관을 콘크리트 속에 매입한 형태로 설치되어 있으며 일부 저장랙

에는 원자로에서 조사되었던 모의연료가 보관되어 있다.

4. 콘크리트 핫셀룸 및 동위원소 생산실

핫셀룸은 바닥면적이 각각 4.1m x 1.82m. 2.34m x 1.82m두께가 910mm 인 콘크리트로 차폐된 2개의 콘크리트 핫셀로 구성되어 있다. 이들 핫셀

에 설치되어 있는 시설로는 각 핫셀마다 두 개의 원격조정기 및 차폐창과

바닥에 스테인레스 스틸 재질의 직경 300mm, 깊이 500mm의 Storage

Hole이 설치되어 있고 내부조명을 위해 30W형광등 2개와 140W 매입형 나트륨등 3개 및 천장에는 1.5톤 천장크레인이 설치되어 있다. 또한 동위

원소생산실에는 동위원소생산 및 실험을 위해 107R 의 납핫셀이 있다. 10 개의 납핫셀은 콘크리트 구조물위에 전면은 납벽돌을 쌓았으며， 핫셀의

내부쪽은 테이프를 부착한 후 에폭시처리를 하였다.

이밖에 부속시설로 각종 Hot실험실， 동위원소준비실 및 저장고， 환기시설.

연구실 및 사무실등이 있다.

- 106 -

제 10 장 결 론

아직 우리나라는 폐로를 실시한 예는 없다 따라서 외국의 실시예를 근

거로 폐로에 관한 광범한 자료를 수립하고 축적할 필요가 있다. 원자로의

제염 · 해체는 건설비의 약 20%에 해당하는 비용과 시설사용기간동안 발

생된 상당량의 방사성폐기물을 생성하며 환경오염 등 여러가지 문제점을

안고 있다. 현재까지 선진국에서는 제염 · 해체에 대한 연구가 활발히 진

행되었으며 일부 해체 경험을 갖고 있다. 국내 원자력 시설의 제염 · 해체

기술은 초기 연구 단계로서 아직 명확한 기준이나 규정조차 설정되지 않

은 상태이다. 본 연구에서는 해체 대상 시설의 선원항 평가 및 해체시 발

생하는 방사성폐기물의 분류 및 처리를 중심으로 연구를 진행하였다.

우선 일반적인 폐로의 개념을 이해하고 TRIGA 연구용 원자로의 폐로

에 대한 과정으로서 가장 중요한 선원항 평가를 수행하는 과정을 연구하

였다. 선원항 평가는 해체시 작업자 피폭량을 결정하는 주요 기준이 되며

향후 해체 종료 후 부지 개방시 평가에 근거로 활용되므로 평가시 방법，

절차 및 범위에 대한 기준을 수립해야한다. 이를 위하여 시료 채취 및 방

사능량 측정 등의 방법 및 기준 역시 구체적으로 설정되어야 한다. 또한

원자력시설의 방사능량을 측정하는 방법으로 시료채취방안과 그에 따른

측정방법을 제시하였다. 해체시 발생하는 폐기물의 분류에 있어서 방사성

폐기물과 비방사성 폐기물의 분류 기준을 설정함에 있어 외국과 우리나라

의 발생폐기물 분류기준을 비교하였고 폐로의 최종단계인 부지허용기준

을 MARSSIM을 통해 제시한 후에 국내 적용방안에 대해서 기술하였다.

본 연구에서는 이러한 기준 설정을 위하여 국내외 원자력 관련 규정 및

연구개발 기술 등을 분석하여 기준 설정의 근거를 앞서 기술하였다.

마지막으로 해체시 발생폐기물 처리방안으로서 해체 폐기물의 발생에

대해서는 일시적으로 대량의 폐기물이 발생하는 것이 특정이기 때문에 폐

로계획시에는 방사능 인벤토리， 운전경력에서 폐기물의 발생량을 예측하

여 그것에 대응한 보관 저장 계획을 수립하지 않으면 안된다. 따라서 해

체계획서에 제시된 방법과 외국의 방법을 비교하여 국내에 적용할 수 있

- 107 -

는 방안을 제시하여 최종적으로 TRIGA 폐로 관련 선원항 및 폐기물 처

리방안 평가기술 기준안을 다음과 같이 제시하였다.

1. 발생 폐기물별로 선원항 평가방안 제시안

@고방사능 금속

분 고방사능 금속 등프 ,..-

해

처11 I방사화 계산은 시료채취분석이 아닌 방사화 계산 프로그램인 Fispin코드로 계산한 계 l결과 운전기간에 조사받고 가동정지 후 3년 경과시의 스테인 레스 스틸의 방사화

획 l를 계산， 추정하였다. (단 Co-60에 한해서만 계산)

서

독일의 경우 Gundremmigen KRB-A 원자로(25만kWe) 해체시 압력용기 외부

벽에서 압력용기와 하부의 냉각재의 공유영역을 뚫어서 시료를 채취하여 분석하

외 .였고 전산 프로그램은 XSDRN neutronics 코드를 사용하여 이 전의 결정 되 어 있는

Ineutron fluence값과 조사이력이 계산자료를 이용하여 비방사능을 구한결과， 대부

국 |분의 전산 프로그램을 이용한 계산결과와 실제 시료채취분석 결과는 큰 차이가 의 |없음을 알 수 었다. (NUREG/CR-5343)

경 | 일본의 ]pDR해체시 실제계산에서는 중성자상태의 계산에는 ‘ANISN-jR’, ‘DOT- 3.5’,

。 I ‘DOHAIN-MD’라는 이 름의 계산코드가 사용되 어 방사능의 생 성 량과 현 재 량을 계

TI산하였다. 시료채취는 압력용기의 윗 덮개를 벗기고 물이 채워진 압력용기 위에 비계를 설치하여 방사선 계측기와 드릴 날을 이용하여 시료를 채취한 후 분석하

여 코드계산결과와 비교하여 오차가 크게 나지 않음을 알 수 있다 ..

재 |전산프로그램을 이용한 해석적언 방법으로 방사선원을 분석한 뒤， 시료채취분

|석을 통해 검증하는 방법을 주로 활용하는 방안을 모색할 수 있으나 연구로의

시 l특성상 운전을 일시 중지하는 횟수가 잦은 관계로 전산코드를 이용한 계산은 안 |전채 운전중의 출력둥 운전이력이 압력자료로 사용되기 때문에 무리가 었다고

및 |본다. 연구로의 정우 core를 통채로 용기에 넣어 저장하는 방안을 모색하고

검 |었으나 이는 본 보고서의 선원항 평가 목적에 부적합하므로 시료채취기술을

토 |위의 독일과 일본의 경우를 준용하여 도입하여 해체계획서와 같이 Co-60만이

’아닌 전체 핵종분석을 통한 방사능량을 직접 계산하여야 한다.

- 108 -

@차폐콘크리트

분 차혜콘크리트 2 '1T

해

체 |현재 이 콘크리트에 대한 시료분석자료가 없으므로 방사화 분석은 노형이 유사하 계 |고 최대출력이 250kW로서 연구로 1호기와 동일한 BNFL에 의뢰 영국의 연구용

획 |원자로인 ICI 원자로의 콘크리트 방사화자료를 이용하여 산정하였다.

서

외 |일본의 ]pDR해체시 사용한 사례를 보면 먼저 콘크리트 표면 오염의 대략적인 분

국 |포조사가 실시되었으나， ]pDR시설의 바닥， 벽， 천장 둥 전역에서 2m간격으로 직

의 |경 4cm, 깊이 1cm정도의 콘크리트를 드릴로 떼어내고 실험실에 있는 N머 신티레

|이션 카운터를 사용해 방사능 측정을 실시하였고 샘플채취량은 노섬에 가까운 방

경 |사화의 정도가 높은 장소에서 수십 밀리그램 노섬에서 떨어진 방사화가 그다지 우 l심하지 않은 장소에서 200밀리그램 정도를 채취하였다.

시료채취 분석은 정확한 오염도를 알 수 있기 때문에 매우 중요하다.

q I 연구로의 경우에도 일본의 기술을 도입하여 건물 콘크리트에 대혜서는 전 y

|방사능 측정을 하고 침수오염영역에 대해서는 상세측정을 실시하여야 한다.

사 |전 y 방사능 측정의 경우 바닥면은 약 2m, 벽면은 1m위치에서 수명방향으로 안 !2m칸격으로 채취하고 오염의 침수깊이를 파악하기 위해서 시료 채취공을

및 11cm별로 뚫어 시료채취와 방사능 측정을 반복 실시한다. 상세측정의 경우 코

검 |아보령기를 사용하여 바닥면 벽면의 대표점에서 직경 약 50mm, 길이 약

토 I~OO~~의 코아를 채취하여 Ge반도체 검출기냐 파고 분석기를 이용하여 방사 l능량을 분석한다， 시료를 채취하는 위치를 결정시에는 MARSSIM의 측정지

역 결정하는 방식을 준용한다. (MARSSIM : NUREG-1575)

- 109 -

@폐이온 교환수지， 폐필터， 농축폐액

분류 l 혜이온 교환수지， 혜펼터， 농축혜액

농축폐액의 경우에만 각 원자로 수조내의 냉각수， 옥외 액체폐기물

해체계획서 l저장탱크， 액체폐기물 처리시설 저장폐액에 대한 시료를 채취분석하 였다.

미국 원전에서는 폐수지 sample을 취하여 scaling factor를 만든

뒤， 각 배치마다 대표핵종에 대한 방사능분석을 통해 핵종분석을 하

외국의 경우 |고 있다. 이때 가장 큰 문제는 고방사성 폐수지에서 시료를 채취할 때， 작업자 방사선 피폭 문제이며， 이를 방지하기 위한 많은 sampler

가 개발되고 있다. (EPRI!WP-5077)

폐수지， 폐펼터， 농축폐액의 대표시료 채취를 위한 시료채취 프

로그햄은 혜당발전소 및 연구팀에 의혜 수립되어야 하며， 현장분

석 가능 시료는 발전소의 분석셜벼를 이용토록 하고 전처리나 특

수 분석장벼가 펼요한 분석이 어려운 시료는 국내 전문분석기관에

재 시 안 |의뢰토록 한다. 폐수지 및 폐펼터 혜기물은 높은 방사능을 띠고 및 |있을 뿐만 아니라 구조적 형태를 지니고 있기 때문에 대표시료를

검토 |염기 위한 특별한 취급공구， 예를 들면 혜수지 탱크로부터 소량의

시료를 채취할 수 있는 시료채취기나 폐펼터 시료를 얻기 위한 원

격재어가 가능한 절단기기의 사용이 요구되며 이러한 장비를 사용

하기 위한 취급기술을 사전에 충분히 익혀야 한다. 자세한 시료채

취 기술 및 핵종분석방법은 본 보고서에 명시되어 있다.

- 110 -

2. 발생 폐기물 처리방안 제시안

@ 고준위폐기물

분류 고준위페기물

TRIGA폐로시에는 사용후 핵연료둥의 고준위 방사성 혜기물올 미국으

로 전량 이송한 관계로 고준위혜기물은 발생하지 않아 해체 계획서에는

그 처리방안이 제시되어 있지 않다.

국내에 처분장이 현째 건첼되어 었져 않고 또한 TRIGA연구로에셔

현설을고려 도 고준위폐기물은 존찌하지 않가 때문에 엘반칙으로 천충처분(동굴

처분 포함)에 부적합하므로 섬충처분장 확보샤까져 져장옹 고려하여 한제시안 포장방법올 철갱혜야 한마.

- 111 -

@ 중 · 저준위폐기물

도즈 Tr

중·저준위폐기물

흑연을 제외한 원자로 콘크리트 차폐구조물 및 수조 바닥의 방사화된 콘크리트등

해 |과 같은 저준위 고체폐기물은 저장용기에 담겨져 부지내에 저장될 예정이다. 흑

체 l연온 재사용을 위해 대전으로 이송될 예정이며， 이들은 대전으로의 수송을 위한

계 l적절한 용기에 수집된다 !중준위 고체폐기물로 예상되는 방사성폐기물의 예상발생량은 약 1.5m'(분리작업

획 l전)이며 1호기 및 2호기 RSR(3개)의 스테인레스 스틸 부품과 같은 중준위 고체 서 |폐기물은 기존의 TIF(TRIGA Irradiated FueI) 캐스크에 담겨져， 저준위 고체폐기

물과 마찬가지로 2호기 원자로실에 보관된다.

@ 포장에 의한 처분

독일의 Gundremmigen KRB-A 원자로(25만kWe)의 해체시 해체 폐기물의 효

과적 이용， 경제성을 고려한 해체기술의 개발을 목표로 공사를 진행하고 있다. 특

외 l히 노내구조물을 효과적으로 처분하는 포장에 의한 처분방식이 있다 이것은 미

국|리 극저준위의 금속폐기물을 이용하여 콘테이너를 만들어 방사성 농도가

1500Bq/g을 초과하는 절단 조각을 컨테이너에 넣고 그 공간에 200 Bq/g 이하의 의 |농도의 금속을 녹여 고화하는 방법 이 다. (NUREG/CR-5343)

경 1(2) 원자로 용기등의 일괄철거 。 I 이 방법은 생체차폐를 차폐용기로서 활용하여 공기가 짧고 작업자의 피폭이 거

TI의 없는 것이 큰 특징이다. 캐나다와 미국의 쉬핑포트 발전소의 해체시 사용한

방법으로서 원자로 용기와 노내 구조물을 일체화하여 철거하고 그대로 처분장에

매설하는 방식으로 이 공법의 특정중의 하나는 매설폐기물의 최소화， 피폭경감

및 경 제 성 이 다 (NUREG/CR-5343)

우리나라는 처분장이 아직 건셜되지 않은 점을 고려해 볼 때 노내구조물을

일체 철거한 후 보관용기에 보관하는 방식을 채택하고 보관방식은 위의 포장

방식을 선정하는 것이 현재로서는 타당한 방법이다. 해체폐기물의 방사능의

제 ’대부분은 노내구조물등에 집중되어 있고 이 부분의 최소화된 합리적처리， 처 |분대책이 요구되고 있다. 포장방식이나 일괄처분방식은 유효한 공법이라고 판

시 l단되고 또한 압력용기를 3분할 정도로 한 폐기물용기의 이용도 검토할 가치

아|가 있다. 딪 l또한 재이용 차원에서 금속폐기물의 고방사능 스테언래스 스틸의 경우를 제

l외하면 원자로 수조의 스틸탱크둥 대부분은 극저준위의 방사능을 역므로 금

검 |속 용융처리에 의한 부피감소， 재이용이 효과적이다. 마찬가지로 콘크리트 방 토 |사생 폐기물의 대부분은 극저준위이므로 재이용이 요망된다. 콘크리트를 파괴

l분리하면 콘크리트 덩어라와 가루가 나온다. 이 콘크리트 가루는 용융로를 이

용하여 슬러그 시땐트 또는 골재로 처리하는 것이 고려된다. 이러한 작업을

하기 위혜 소형으로 혜체공장에서 용이하게 조립하여 운전할 수 있는 장치의

개발이 요망된다 ..

- 112 -

@ 규제면제폐기물

분 규제면제 폐기물 도즈 -rr

- , 규제면제 폐기물의 대부분의 1호기 및 2호기 콘크리트 차폐구조물로부터 발생 a께 l ''1된다. 규제면제 폐기물의 예상 발생량은 비방사성폐기물올 포함하여 약 1 ,200 m'로 체 |평가되었으나， 콘크리트 차폐구조물의 방사화 정도에 따라 차이가 있올 수가 있 계 |다. 규제면제 콘크리트의 경계가 결정되면 저준위 콘크리트가 규제면제 또는 비 획 |방사성 콘크리트와 함께 제거되는 것을 방지하기 위하여 안전 여유도를 적용한다.

서 |규제면제 폐기물은 대중의 인식을 고려하여 규제면제폐기물 지역올 설정 연구로

에서 임시 보관한다.

여러나라와 IAEA이외의 국제기관에 있어서도 Clearance level에 관한 검토가

외 |행해지고 있으며 일부 국가는 Clearance level이 제도화되고， 실제로 매설 처분 및

국 |재이용에 적용되고 있다 독일， 영국， 스웨덴 및 핀란드는 이미 Clearance level이

의 |제도화되어 있고， 모든 방사선 ，종류 및 방사선핵종에 대한 무조건 Clearance

Ilevel을 규정하고 있으며 일부 국가에서는 조건부 Clearance level도 포함하여 나

경 |타내고 있다 미국에서는 NRC의 Regulatory guide 1.86에서는 표면 오염의 기준 우 |을 준용하고 원자로 시설의 폐지조치에 동반하는 폐기물시설 밖으로의 유출의 기

준으로 이용하고 있다.

재 |규재면채의 일반적인 개념은 면재물을 벼방사성물질과 마찬가지로 취급할수

시 l있도록 안전혀 법규재에서 채외하는 것이다. 안전혀 법규재에서 채외하는 정

아 |우는 가능생이 았는 피폭정로를 모두 검토하여， 규재를 재외시킨 물질이 어디

τ |서 어떻게 사용되는가에 관계없이 그들의 피폭경로에서 산출되는 방사능농도 1=11 I

:;><;:1를 모두 허용한다는 의마로서 연구로에서 발생하는 규채 면제 폐기물을 산업

검 |폐기물로 인정하여 재이용 재순환시켜 활용해야 할 것이다. 토 I(IAEA Safety Series No.l11)

- 113 -

@ 액체폐기물

1:J 2 ~，..- 액체폐기물

비방사성 액체폐기물은 별도 처리없이 하수계통으로 방류한다. 극저준위 액체

폐기물은 방사능 농도가 원자력법규상의 방출최대허용농도이하인 폐액으로 자

연증발 처리한다. 또한 방사성 샤워/세탁 폐액은 Hot Shower 폐액 및 작업복

세탁폐액중 방사능분석을 통하여 방사능이 검출한계치 이상인 폐액으로서 방사

해체 |능 준위로는 극저준위로 분류되나， 이 폐액에는 각종 불순물 및 세제성분이 포

|함되어 있으므로， 막분리 처리 후 자연증발처리한다. 연구로 시설에서 저준위 계획|

|액체 폐기물로 분류되는 것은 실제적으로 방사능 농도가 방출최대허용농도를

i I 약간 상회하는 것으로서 이온 교환 처리하여 방사능 준위를 극저준위로 낮춘 후 자연증발시설로 보내 증발처리한다. 본 해체사업에서 방사성 액체폐기물의

운송은 계획되어 있지 않으나 액체폐기물의 자연증발 처리 후 발생하는 농축액

이나 탱크바닥에 쌓여있는 슬러지의 경우에는 탈수후 건고화시켜 고체폐기물로

처리한다.

외국의 경우냐 일반적인 액체폐기물의 처리방안은 자연증발시절에서 증발처

외국 |려하고 남은 슬러지에 대해 고채혜기물로 처리하여 200리터 드럽에 시멘트 01 -.고화하는 방법을 사용한다. 따라서 해체계획서의 처리방안과 같이 극저준위

경우| ’ |액체 폐기물은 막분리 처리 후 자연증발처리하고 저준위액체폐기물언 경우

봐 1 01 온 교환 처리하여 방사능 준위를 극저준위로 낮춘 후 자연증발시설로 보 비교 한 |내 증발처리한다. 단， 농축폐액의 경우 고화시켜 고체혜기물로 처리시 대체

|적으로 드럽내 고화체의 부적절한 혼합에 기언하여 드럽의 부식현상이 발생 제시| 안 !하는 경우가 있으므로 질제로 이러한 폐액의 고화체의 수송시에 적절한 외

부 추가 포장을 할 것을 요구한다，

- 114 -

@ 폐이온교환수지

분류 폐이온교환수지

.소량 발생될 것으로 예상되고 이들은 모두 저준위 고체 폐기물로 처리된다. 해체 |

|이들 중 옥외 액체 폐기물 저장 탱크 하부에 침전되어 있는 슬러지의 예상량 계획서|

1과 폐수지의 예상 발생량올 제시하였다.

@ 폐수지 고형화 처리방안

시멘트 또는 아스필트를 이용하여 고형화 처리하는 방안이 있으나， 이를 위

해서는 고형화 설비를 설치하여야 한다. 따라서 설비 구매비용이 추가로 소

요되며， 또한 고형화 처리 결과로 많은 량의 고체 방사성폐기물이 생성올 초

래한다.

@ 폐수지 건조 처리방안

일반적 | 폐수지를 전처리하는 경우 별도의 건조처리설비가 필요하며， 또한 건조 처 인 |리된 폐수지를 포장하기 위한 고건전성용기가 소요된다 .. 그러나， 고체 방사

방법 |성 폐기물 발생량은 고형화 처리방안에 비해 매우 적게 발생한다

@ 산 처리방안

폐수지 재생처리 기술을 적용하여 폐수지를 전처리한다. 이때， 재생된 폐수

지는 소외 방출이 가능할 정도로 방사능 함유량이 매우 적으므로 용이하게

소각 또는 초고압 압축처리하여 고체 방사성폐기물 발생량을 줄일 수 있다.

반면에 재생폐액은 적절한 액체방사성폐기물처리설비 (증발기 또는 역삼투압

처리설비 등)를 이용하여 처리한다.

TRIGA 연구로의 경우 저장량 오염도 종류 둥에 따라 처리방안올 달리

적용할 수 았겠으나， 원전과는 여건이 다른점을 고려할 때 취급 및 처리

‘는 보다 신중해야 할 것으로 판단된다. 따라서， 적용가능한 방안은 완전건 제시안|

1조 후 시멘트나 폴리머로 고화하여 55캘론 드렴으로 포장하는 방안을 고 1:11

^ 검토 |

려할 수 있다.

완전건조방안을 택할 정우는 한전이 보유하고 있는 이동식 폐수지 건조절

벼를 엄차 활용하는 방안을 고려할 수 았으며 폴리머 고화방안을 택할 경

우는 미국 둥 해외 처리전문업체에 위탁처리해야 하는 점이 었다.

- 115 -

-

@ 폐필터

1::J "즈 "iCTr 폐펼터

TRIGA에 발생된 HEPA필터는 저준위고체폐기물로 분류하여 저장용지에 담

해체 |아 부지내에 저장될 예정이며 현단계에서 예상발생량을 표로 기타해체폐기물

계획서 로 묶어서 제시하였다.

대부분의 폐필터들은 탈수처리 후 200리터 드럼을 이용하여 포장처리할 수

었다. 그러나， 방사능준위가 높은 폐필터들 즉， lOCFR61를 기준으로 할 때，

일반적 IClass B 이상의 폐필터는 고형화 처리하거나， 탈수 처리후 고건전성 용기를

인 |이용하여 포장하여야한다. 따라서， Class A 폐필터는 일반 200리터 드럼을 이

방법 |용하여 포장처리하고 Class B 이상의 폐필터는 Class A 폐필터가 되도록 콘

크리트 벙커에 장기 저장 후 일반 드럼을 이용하여 포장처리하는 방안과 고

형화 설비를 이용하여 고형화 처리하는 방안둥을 이용할 수 있다.

TRIGA 연구로의 경우 현재 원전의 방식대로 차혜드럽에 저장/ 시땐트

제시안|고화처리할 수도 었겠으나 처리량이 많을 경우 감용측면에서 절단， 압축후

및 |처리하는 방안도 고려할 수 있으며， 절단， 압축방안을 택할 경우는 국내에

검토 |서 개발하여 사용하거나， 해외용역업채에 일괄적으로 위탁처리하는 방안

이 있을 수 있다.

- 116 -

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- 119 -

“

서지정보양식

수행기관보고서번호 위탁기관보고서번호 표준보고서번호 INIS 주제코드

KINS/HR-278

제 목/부 제 TRIGA 연구로 폐로 선원항 평가 및 폐기물 처리요건 연구

연구책임자 및 부서명 황 주 호 (경희대학교 원자력공학과)

연구자 및 부서명 이 경 진， 이 재 민， 최 규 섭(경희대 원자력공학과)

신 병 선(경희대 화학，환경공학부)

발행지 대전 발행기관 한국원자력안전기술원 발행일 1999. 8. 19

페이지 119 도 표 유 (이， 무 ( ) 크 기 4x6배판

참고사항

비밀 사항 공개(이， 대외비( ), - 급비밀 보고서종류 위탁연구보고서

연구위탁기관 한국원자력안전기술원 계약번호

초록(300 단어 내외) I

연구목표 및 필요성 TRIGA연구로는 우리나라에서 본격적으로 폐로하는 첫 번째

원자력 시설이다. 발전용 원자로의 수명을 30 내지 40년으로 볼 때 2010년경부터 발전

로의 폐로사업이 본격화 할 것이며 이를 뒷받침하기 위한 규제기술의 개발은 이보다

앞선 시점에서 시작해야 할 것이다. 연구로는 폐로의 관점에서 볼 때 규모만 작을뿐 원

자력발전소의 폐로시 고려해야할 모든 사항을 포함하고 있다. 따라서 이의 폐로를 수행

하면서 규제 기관이 가지는 지침은 앞으로 다가올 발전소의 폐로시 규범으로서 사용될

것이다. 연구로를 폐로하면서 필요한 규제기술 중 근본이 되는 것은 방사선적 안전보장

이며 이를 위한 기본 자료는 방사선원항이라 하겠다. 선원항은 작업자의 안전뿐만 아니

라 최종 처분을 고려할 때에는 발생 폐기물올 어떻게 처리하는 것이 중간 저장과 그

이후의 절차를 수행하는데 가장 적절하겠는가를 평가함에 있어서 중요한 항목이다.

연구내용 및 범위 . 본보고서의 개발 내용 및 범위는 TRIGA 연구용 원자로의 폐로

에 대한 과정으로서 가장 중요한 선원항 평가를 수행하는 과정올 연구하였다. 즉 원자

력시설의 방사능량을 측정하는 방법으로 시료채취방안과 그에 따른 측정방법을 제시하

였다. 또한 외국의 발생폐기물 분류기준을 제시하였고， 폐로의 최종단계인 부지허용기

준을 MARSSIM을 통해 제시하였다. 마지막으로 해체시 발생폐기물 처리방안으로서 해

체계획서에 제시된 방법과 외국의 방법을 비교하여 국내에 적용할수 있는 방안을 제시

하였다.

주제명 키워드(10단어내외)/

TRIGA 연구로 폐로， 선원항 평가방법， 시료채취분석， 부지재활용기준， 발생폐기물 처리

방안， 규제면제 폐기물. MARSSIM

BffiUOGRAPIDC INFORMA TION SI표깅ET

Perfonning Org. Sα>nSOIKinng~S/ @1gffi→낌 Ret:8xnt No \?tandard -~야x>rt Nα INIS Su이ect code

A Study on Source T，많m Assessment and Waste Disposal Title / Subtitle R쩍uirement of Decontamination 때d Decommissioning for

The TRIGA Res많ch rea다ors

pr이ect Manl필er and D앨t. Joo-Ho Whang (Nuclear Eng. of Kyunghee U띠versity)

Kyung-Jin Lee, Jae-Min Lee, Gyu-Seup Choi

Re뚱acher and Dept. (Nuclear Eng. of Kyunghee Univ，않sity)

B~-Sun Shin(Chemical Erm. of K~hee University)

Pub. Place Ta머on Pub. org KINS Pub. Date August, 19.:웠

Page 119 111. and Tab Yes (0), No ( ) Size 4X6

Note

Classified Üpen(o), Outside( ), _ Class R학xnt Type Contract Reseach R짝>ort

Spαlsoring Org KINS Contract No.

Abstract (About 3OOWord)

The Objective and Necessity of the Project TRIGA is the first nuclear facility that decide to decommission 떼d decontamination in our nation. As we estimate the e짜>ected life of nuclear power gen없.tion at 3) or 40y얹rs， the decommissioning business should be co때ucted around 2010, and the development of 1맹ulatory tt았mique supporting it should be develoJX퍼 previously. From a view of decommissioning and decontamination, the rese따-ch reactor is just small in scale but it include all 따commissioning and decontamination conditions. So, the rules by rl야~latory authority with decommissioning will be a guide for nuclear power plant in the future. The basis of regulatc:πy technique reQuired when decommissioning the re똥aoch reactor are the radiological safety security and the data for it. the source t얹m. The source term is v얹γ important condition not only for security of worker but for evaluating how we dispose the waste is a聊opriate for conducting the mi뼈le store andtheproc어ure after it when the final di하>osal is considered.

Cα1따lts and Scope of the Project: The content and the scope in this rl하>ort contain the Iπα:edure of conducting the assessment of the source 따m which is most imlXπtant in unders떠nding the gen얹"al concept of the 따엇commissioning procf갱따e of the decommissioning and decontamination of TRIGA research reactor. That is, the samp!ing and measuring method is presented as how to measure the volume of the r때ioactivity of the nuclear facilities. And also, the criterion of classifying the waste occurred in other countries and the site release criteria which is the final step of decommissioning and decontamination presented through MARSSIM. Finally, the program tobe a{끼며icable through comparing the methods of our nation and other countries ones is presentt녔 as plan for disposal of the waste in the decommissionirm

Sub.iect Keyword (About 10 Word)

TRIGA Reseach reactor Decommissioning, Source Term Assessment Method,

Sampling Analysis, Release Criteria, Waste Disposal, Regulatory Release waste

LM겐RSSIM， Clearance level