Advanced
Preparation and Management of the Input Data for the Safety Assessment of Low- and Intermediate-level Radioactive Waste Disposal Facility in Korea
Preparation and Management of the Input Data for the Safety Assessment of Low- and Intermediate-level Radioactive Waste Disposal Facility in Korea
Journal of the Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology. 2014. Dec, 12(4): 345-361
Copyright © 2014, The Korean Radioactive Waste Society
This is an Open-Access article distributed under the terms of the Creative Commons Attribution Non-Commercial License (http://creativecommons.org/licenses/by-nc/3.0) which permits unrestricted non-commercial use, distribution, and reproduction in any medium, provided the original work is properly cited
  • Received : November 26, 2014
  • Accepted : December 22, 2014
  • Published : December 30, 2014
Download
PDF
e-PUB
PubReader
PPT
Export by style
Share
Article
Author
Metrics
Cited by
TagCloud
About the Authors
진백 박
jbpark@korad.or.kr
현주 김
동희 이

Abstract
처분시설의 개발과정에서 안전성평가 문서관리는 체계적인 품질활동이 수반되어야 하며, 본 논문에서는 중‧저준위 방사성폐기물 처분시설의 건설단계에 보완된 부지특성, 지하수특성, 최종설계내용 및 모니터링 입력데이터를 포함하여 Safety Case를 위한 안전성평가 입력데이터 품질보증체계를 설명하였다. 현장/실험결과데이터, 실제 설계데이터 및 적치계획, 콘크리트 물성데이터, 지하수, 기상, 지진에 대한 현장 모니터링데이터, 생태계데이터 및 핵종재고량데이터를 입력데이터 결정원칙에 따라 선별하고 안전성평가에 적용할 수 있는 데이터 관리체계를 확보하였다. 이는 향후 처분시설 안전성평가의 데이터 불확실성 저감 및 안전성 증진에 기여할 것으로 판단된다.
Keywords
1. 서 론
처분시설 Safety Case는 처분시설에 대한 이해를 목적으로 안전성평가에 의해 도출된 정보와 이에 대한 신뢰성 기술내용 등 처분시설 안전성을 뒷받침하는 과학적, 기술적, 제도적 논거 및 근거들의 총화로서 처분시설의 부지선정에서부터 설계, 건설, 운영, 폐쇄 후 방사선 위해 평가 등 개발과정의 모든 행위에 대한 적합성과 품질보증이 포함된다 [1] . 처분시설의 건설, 운영, 폐쇄 및 폐쇄 후 관리기간 동안 안전성을 입증하기 위한 문서관리는 안전성평가에 사용되는 입력데이터와 전산 프로그램에 대한 품질활동의 일환으로 수행되어야 한다.
처분시설 안전성평가에 적용되는 입력데이터는 개발과정 중 변경 사항, 처분대상 폐기물, 처분시설, 처분부지 및 주변환경 특성을 반영해야 할 뿐만 아니라 미래 변화 가능성도 예측해야 하며 특히, 입력데이터의 근거 및 기술적 타당성을 확보하는 것이 안전성평가에 대한 신뢰성을 증진하고 불확실성을 저감시키는 측면에서 중요하다. 또한, 처분시설 개발과정에서 안전기능분석-처분시설 설계-현상분석-정성적 안전성분석-처분시설 안전성평가의 반복수행, 평가기반 구축 및 갱신을 통해 입력데이터를 지속적으로 보완하고 관리해야 한다.
한국원자력환경공단(KORAD)은 중‧저준위 방사성폐기물 1단계 처분시설의 안전성 증진을 위해 건설단계에서 추가 생산된 지하특성데이터, 최종설계내용, 운영 및 모니터링 데이터 등 입력데이터 축적에 따라 안전성평가를 갱신하였다. 또한, 건설단계 Safety Case의 보수성, 타당성 및 안전여유도를 확인하고 안전성평가를 위한 전산계산모델에 이용되는 데이터 결정과정과 결과에 대한 내용을 문서화하고 Safety Case 개발을 위한 처분시설 안전원칙을 바탕으로 입력데이터 관리체계를 구축하였다.
본 논문에서는 처분시설 안전성평가 및 해석에 대한 불확실성을 저감하기 위해 안전성평가에 적용되는 입력데이터 품질보증체계와 적용에 대해 고찰하고자 한다.
2. 입력데이터 품질보증체계
- 2.1 개요
중‧저준위 방사성폐기물 처분시설 종합성능평가(TSPA, Total System Performance Assessment)는 입력데이터 생산, 입력데이터를 이용한 안전성평가, 평가 결과 및 안전사례에 의한 인허가 취득으로 구분할 수 있다. 이러한 일련의 행위들에 대한 신뢰성 확보를 위해서는 무엇보다도 데이터의 기록 보존 및 투명성을 보장할 수 있는 품질보증체계를 수립해야 한다.
미국의 경우 SNL(Sandia National Laboratories) 국립연구소는 ISO 9001 및 ISO 9000-3과 같은 품질보증체계와 ANSI(American National Standards Institute)의 NQA(Nuclear Quality Assurance) 1/2 및 NQA 3과 같이 미국 NRC [2] 에 규정된 원자력 관련 품질보증개념을 정리하여 방사성폐기물 처분연구 품질보증개념(T2R3)으로 도입하였다. 한국원자력환경공단(KORAD)은 이 T2R3 개념을 바탕으로 안전성평가 품질보증체계를 개발하였으며 품질개념은 다음과 같다.
  • • 투명성(Transparency): 안전성 확인에 적용된 입력데이터 및 가정 등 평가기반에 대한 내용제시가 가능하고 특정 결론에 영향을 미치는 입력데이터의 근거와 합리적 추론과정을 이해할 수 있음
  • • 추적성(Traceability): 다양한 이해관계자를 대상으로 안전현안에 대한 결과를 도출해 낸 논리, 계산 및 그 외 평가과정을 추적할 수 있음
  • • 개방성(Openness): 처분안전성에 대한 질의응답과 토론을 포함
  • • 평가 용이성(Reviews): 내‧외부 독립검토를 통한 기술적 근거 마련 및 품질보증 관련 사항을 문서화할 수 있음
  • • 재현성(Reproducibility): 안전논거에 대한 평가결과를 재생산할 수 있음
  • • 회수성(Retrievability): 평가 문서를 체계적으로 찾거나 복구할 수 있음
또한, 품질보증체계를 구축하는 목적은 다음과 같다.
  • • 처분시설 안전성평가의 경우 단순한 결과 도출을 넘어서 평가 전 과정(코드체계, 모델링 기법, 평가데이터)에 대한 구체적인 정보 관리를 통해 신뢰성을 확보해야 한다.
  • • 과거에 생산되거나 현재 갱신 보관 중인 데이터들을 공식적인 품질보증절차에 따라 관리함으로써 데이터가 축적되고 향후 인허가에 지속적으로 활용할 수 있도록 투명성을 확보해야 한다.
  • • 안전성평가를 수행하기 위해서는 전산코드, 평가절차, 입력데이터 등 다양한 정보가 요구되며, 체계적 관리를 통해 원하는 데이터를 쉽게 찾을 수 있도록 해야한다.
  • • 관련 정보의 처리 및 관리를 지속함으로써 미래 처분장 거동을 예측하고 처분시설로 인한 방사선적 영향을 평가하여 최종적으로는 안전성평가에 활용할 수 있는 전문성을 확보해야 한다.
이러한 품질관리를 통한 데이터의 축적뿐만 아니라 정량화‧입증‧설명하는 논거들과 증거들을 종합함으로써 안전성평가에 대한 불확실성 저감 및 신뢰도를 높이는데 기여하여야 한다.
- 2.2 입력데이터 관리
- 2.2.1 입력데이터 관리절차
건설단계 Safety Case의 입력데이터 생산에서부터 적용까지 일련의 절차는 안전사례 평가기반 구축을 위한 최적화와 논증가능성 전략에 근거한 품질관리행위의 한 방법이다.
Fig. 1 에 제시된 것처럼 처분시설 개발을 위한 입력데이터의 생산은 데이터 측정용역, 연구개발, 국내외 자문, 국내 외 문헌 및 전문가 판단의 방법을 통해 이루어지며, 입력데이터 관리절차에 따른 품질행위를 통해 데이터 생산부서에서 데이터 활용부서로 전달된다. 데이터 활용부서에서는 전달된 입력데이터를 안전성평가에 활용하기 위해 ‘안전성평가 수행 절차서’에 따라 데이터 분석을 수행하고 품질행위를 거쳐 안전성평가 입력프로그램에 적용한다. 데이터 생산, 확인 및 적용 과정은 안전사례 종합프로그램의 안전원칙, 목표 및 전략에 따라 수행되어 평가기반 구축과 단계별 안전성 확보에 기여한다.
PPT Slide
Lager Image
The decision progress of the input data for safety assessment on the disposal facility.
- 2.2.2 입력데이터 결정원칙
계획단계 Safety Case가 제한된 정보와 보수적 가정 및 접근을 이용하여 전체 처분시설의 안전성확보 가능성을 확인하였다면, 건설단계 Safety Case에서는 계획단계 Safety Case의 유효성 확인과 불확실성 저감을 위해 안전성평가 입력데이터를 선별해야 한다. 건설단계 입력데이터 결정원칙은 Fig. 2 에 도시하였으며 아래와 같이 설정하고 적용하였다.
PPT Slide
Lager Image
The decision principle of input data for the construction phase Safety Case.
  • ① 계획단계 입력데이터 적용 값의 출처 및 근거를 확인하고 타당한 출처 및 근거가 없을 경우 입력데이터에서 배제
  • ② 계획단계 입력데이터 적용 값의 유효성이 현장조사/실험데이터를 통해 확인 가능한 경우
  • • 원칙 1) 계획단계 입력데이터 적용 값이 현장조사/실험데이터보다 보수적일 경우, 계획단계 입력데이터 적용 값으로 유지
  • • 원칙 2) 계획단계 입력데이터 적용 값이 현장조사/실험데이터보다 보수적이지 않을 경우, 복수의 데이터 중 보수적인 값으로 변경
  • • 원칙 3) 건설 중 현장조사/실험데이터를 이용한 추가 모델링 결과 적용
  • ③ 계획단계 입력데이터 적용 값의 유효성이 현장조사/실험데이터를 통해 확인 불가능한 경우
  • • 원칙 4) 국제표준문헌을 이용하여 보수적인 데이터를 선택하며, 필요 시 해당 입력데이터 추가 보완계획 수립
3. 입력데이터 불확실성 관리
- 3.1 입력데이터 범주
안전성평가에 적용되는 입력데이터들을 모델링을 기반으로 Table 1 과 같이 방사선환경정보, 부지특성정보, 부지환경정보, 시설물관련정보로 4개의 범주로 분류하고 핵종재고량평가 및 안전성평가 모델링(핵종이동, 기체발생 및 이동, 생태계, 운영 중, 인간침입)에 필요한 입력데이터들을 세분화하여 목록화하였다.
The classification of the input data for quality management
PPT Slide
Lager Image
The classification of the input data for quality management
- 3.2 입력데이터 불확실성 범위 설정
입력데이터의 불확실성은 데이터 측정자체가 가능하지 않거나 측정하더라도 정확한 측정이 가능하지 않아 평가에 사용되는 입력데이터의 불완전함에 의해 발생하는 불확실성을 의미한다. 데이터 불확실성으로 인한 변수 값의 범위는 확률론적 평가 및 보수적 접근방법을 사용하며, 확률론적 평가는 시나리오와 관련된 위해도를 정량화하는데 사용될 수 있다. 또한 민감도 분석은 안전성평가 결과에 대한 불명확한 입력데이터의 상대적 중요도를 확인하고 평가기반에 반영하여 활용한다.
데이터 불확실성의 구체화를 위해 IAEA ISAM(Improvement of Safety Assessment Methodologies) FEP(Feature, Event, and Process) [3] 목록별로 도출된 데이터 불확실성 항목에 대하여 안전성 관련 여부를 판단하고 해당 항목별 관리방안을 적용하였다. 입력데이터에 대한 불확실성 관리방안이 합리적으로 선정되지 못한 사항은 추가보완계획을 수립하여 별도관리하였다.
4. 입력데이터 적용 사례: 건설단계
2008년 처분시설 건설인허가 이후 월성 중‧저준위 방사성폐기물 처분시설 건설 중에 추가된 현장데이터와 보완된 실험실데이터를 바탕으로 입력데이터 불확실성 저감 및 신뢰성 증진을 위한 품질관리를 수행하였다. 정상시나리오에 따른 핵종이동평가를 중심으로 입력데이터 중 불확실성이 크거나 민감도 분석이 필요한 데이터를 분류하고 입력데이터 결정원칙에 따라 안전성평가에 적용하였다. 건설단계에 적용된 입력데이터의 주요 보완사항은 Fig. 3 에 제시하였다. Fig. 3 에 제시된 것처럼 폐기물 선원항, 처분용기, 뒤채움재(쇄석), 사일로(콘크리트), 자연암반으로 구분하고, 각 방벽별 입력데이터에 대하여 현장조사/실험결과 상세데이터를 입력변수 결정원칙에 따라 적용하였다.
PPT Slide
Lager Image
The application procedure for each barrier depending on the input data decision principle.
- 4.1 현장데이터 반영
방사성폐기물 밀도, 체적 및 단면적에 대한 입력데이터는 건설 중 일부 보완된 폐기물 정치계획과 핵종재고량 재평가에 적용된 데이터를 활용하여 입력데이터 결정원칙 1), 2)에 따라 적용하였다.
공학적방벽(처분용기, 쇄석 및 콘크리트 사일로방벽) 두께는 입력데이터 결정원칙 3)에 따라 실제 현장데이터로 변경하여 신뢰성을 증진하였다( Table 2 ). 건설단계에서는 실제 굴착과정에서 확인된 암반상태를 반영하여 설계변경된 도면을 근거로 사일로 콘크리트 벽체두께에 1.0 ~ 1.6 m을 적용하여 평가하였다. 뒤채움재(쇄석)의 경우 처분용기와 사일로 콘크리트의 빈 공간을 채우는 부분으로, 계획단계 Safety Case [4] 에서는 0.15 m 두께를 적용하였으나, 지하수유동방향에 대한 위치별 쇄석영역의 두께 조사 및 사일로 중심에서 각주방향의 쇄석영역 두께를 조사하여 평균값을 적용하였다.
The thickness of engineered barriers
PPT Slide
Lager Image
The thickness of engineered barriers
- 4.2 핵종재고량
핵종재고량은 안전성평가 시 결과에 가장 큰 영향을 미치는 주요 인자로, 개정된 척도인자와 폐기물 및 포장물 신규 입력데이터를 반영하여 입력데이터 결정원칙 3)을 적용하였다 [5] . 핵종재고량 평가에 적용된 척도인자의 경우 계획단계 Safety Case와 달리 개정된 잡고체 및 폐필터 등의 최신 척도인자를 적용하여 평가하였다. 또한, 반입현황 및 중‧저준위 방사성폐기물 인수계획을 반영하여 사일로별 수량을 조정하였다. 최종적으로 산출된 핵종재고량과 계획단계 Safety Case의 핵종재고량 값을 비교한 결과를 Fig. 4 에 제시하였다. 핵종재고량은 총 5.63E+15 Bq이였으며, 건설단계 Safety Case [6] 이행에 따른 핵종재고량 재평가 결과 1.08E+16 Bq로 총 1.91배 증가하였다.
PPT Slide
Lager Image
The comparision between the planing phase radioactive inventory and the construction phase result.
- 4.3 분배계수
처분시설 안전성평가는 핵종이동 경로에 대한 지연특성을 고려하며 특히, 핵종이 매질과의 정전기적/화학적 상호작용으로 지하매질 표면에 부착된 형태인 흡착(sorption)은 핵종이동 지연효과에 가장 큰 영향을 미치는 현상이다.
처분시설 건설단계 Safety Case에서는 계획단계 Safety Case에 적용된 분배계수의 유효성 확인과 불확실성 저감을 위해 추가 검증을 수행 [7] 하고, 초기 실험데이터 및 국외 문헌조사결과를 바탕으로 입력데이터 결정원칙에 따라 유효성을 확인하였다( Table 3 ).
The radioactive distribution coefficient of near-field and far-field
PPT Slide
Lager Image
1 Kd value of the concrete material measured by KAERI in licensing on 1st stage 2 Kd value measured by LRC(Laboratory of Radiological Control) at Moscow University in licensing on 1st stage 3 Average Kd value measured by KAERI in licensing on 1st stage
Table 3 에 기술된 Tc의 경우 Kd값이 상이한 이유는 산화 환원조건에 따라 반응성이 다른 흡착성이 좋은 Tc(IV)와 흡착성이 낮은 Tc(VII)의 사용여부에 따라 결과값이 달라지기 때문인 것으로 사료된다 [4] .
일반적으로 지하매질에 대한 Tc의 분배계수 값들은 처분안전성평가 시 보수적인 평가를 위해 0 m 3 /kg의 값을 사용하는 경우가 많다. 그러나, 유기물, 미생물, 철 함유광물 등 Tc의 화학적 거동에 영향을 미칠 수 있는 복잡한 지구화학적 환경에서 Tc의 흡착거동에 대해서 일반적인 평가를 하기에는 아직까지 데이터가 부족한 실정이다.
건설단계 안전성평가에서는 쇄석의 경우 계획 단계에 적용한 값의 출처에 대한 유효성을 확인 할 수 없어 입력데이터 결정원칙 1) 및 2)에 따라 초기 실험값 중 보수적인 값을 입력데이터로 선정하였다. 콘크리트의 경우 국외문헌 값 [8] 과 국내 실험값을 비교하고, 자연방벽의 경우 추가 수행한 실험값과 초기 실험값을 비교하여 입력데이터 결정원칙 1) 및 2)에 따라 보수적인 값을 입력데이터로 선정하였다.
또한, 흡착실험 매질로 포함되지 않은 시멘트 고화체, 처분용기 및 열화후 콘크리트 값은 보수적 관점에서 뒤채움재(쇄석)에 대한 흡착실험결과를 적용하였다.
- 4.4 용해도
계획단계 Safety Case에서는 쇄석의 용해도에 대한 초기 실험데이터가 있음에도 불구하고 과도한 보수성을 부여하여 쇄석을 포함한 공학적방벽에 대한 모든 핵종의 용해도 제한이 없는 것으로 가정하였다. 건설단계 Safety Case에서는 입력데이터의 신뢰성 증진을 위해 처분시설 부지조건에 대한 검증 실험을 수행하고 [9] 안전성평가를 위해 현장조사/실험데이터를 이용한 입력데이터 결정원칙 1), 2)에 따라 불확실성을 저감하였다. Table 4 에 제시된 것처럼 계획단계 Safety Case에서는 KAERI [4] 가 도출한 핵종별 용해도 값이 9.99E+08 mol/ m 3 ~ 4.35E-02 mol/m 3 의 범위를 보이며, 보수적인 관점에서 쇄석 및 콘크리트와 반응한 지하수에서의 용해도를 고려하지 않았다. 건설단계에서 쇄석, 콘크리트 및 핵종 용해도는 입력데이터 결정원칙에 따라 선별하였다.
The solubility limit of nuclides for materials of engineered barrier and host rock
PPT Slide
Lager Image
The solubility limit of nuclides for materials of engineered barrier and host rock
- 4.5 확산계수
Table 5 에 제시된 것처럼 계획단계 Safety Case에서 열화 전 콘크리트에 대한 확산계수는 스웨덴 SKB [10] 의 데이터에 근거하여 1.0E-11 m 2 /s를 적용하였으나, 이는 현장조사/실험데이터가 국외문헌결과에 우선한다는 입력데이터 결정원칙에 위배되므로 계획단계 Safety Case 적용 값은 유효하지 않다. 따라서 입력데이터 결정원칙 1), 2)에 따라 복수의 실험데이터 중 가장 보수적인 KAERI [4] 의 초기실험데이터 2.6E-12 m 2 /s을 적용하였다. 또한 열화 후 콘크리트의 확산계수는 보수적인 평가를 위해 안전기능을 상실한다는 가정에 따라 쇄석의 확산계수 6.0E-10 m 2 /s를 적용하였다. 자연방벽에서 핵종거동은 지하수 유속이 빠르기 때문에 이류 현상에 지배적이며, 상대적으로 확산현상은 그 영향이 미미하므로 건설단계 Safety Case에서는 계획단계 Safety Case와 같이 그 영향을 고려하지 않았다.
The diffusion coefficient of near-field and far-field
PPT Slide
Lager Image
4. The value measured by SUBATECH(Suba Technology of France) using through-diffusion method in licensing on 1st stage
- 4.6 공극률
계획단계 Safety Case에서 사일로와 처분용기 사이 빈 공간을 채우기 위해 사용되는 쇄석의 공극률은 핀란드 VLJ 처분시설의 안전성분석보고서 [13] 에서 적용하고 있는 물성 값 0.3을 적용하였으나, 건설단계 Safety Case에서는 현장조사/실험데이터에 대한 입력데이터 결정원칙에 따라 쇄석의 공극률에 0.45를 적용하였다( Table 6 ). 콘크리트의 경우 계획단계 Safety Case 적용 값 0.15가 후속조치 검증실험데이터 [14] 0.1에 비해 보수적이므로 유효함을 확인하고 현장조사/실험데이터에 대한 입력데이터 결정원칙 1)에 따라 계획단계 Safety Case 적용 값을 그대로 사용하며, 열화 후 콘크리트에 대해서는 현장조사/실험데이터에 대한 입력데이터 결정 원칙 1), 2)에 따라 쇄석 공극률(0.45)을 적용하였다. 암반의 경우 계획단계 Safety Case의 유효공극률은 현장조사에 의한 투수량계수를 이용한 관계식에 따라 산출(0.000378) 하였으며, 건설단계 Safety Case에서는 후속조치 검증실험을 통해 유효공극률(0.02)을 도출하였다 [15] . 따라서, 현장조사/실험데이터를 이용한 입력데이터 결정원칙 1), 2)을 적용하여 0.02를 선정하였다.
the porosity of engineered barriers and natural barrier
PPT Slide
Lager Image
the porosity of engineered barriers and natural barrier
- 4.7 콘크리트 열화시점
콘크리트 내구성 평가결과와 수학적 모델을 적용하여 콘크리트 사일로가 열화되는 시간을 계산하였다 [16] . 평가결과 주철근 직경 28.7 mm의 경우(1,645년)와 주철근 직경 43 mm의 경우(1,864년)에 대한 콘크리트 구조물 완전열화시점에서 모두 안전성이 증진되는 결과를 제시하였으나, 충분한 안전율을 고려하여 보수적인 관점에서 접근하였기 때문에 실제 사일로 콘크리트의 열화시간은 더욱 길어질 것으로 예상할 수 있다. 콘크리트 열화시점에 대한 값은 입력데이터 결정원칙 3)에 따라 현장 실험값인 1,600년을 적용하였다.
- 4.8 지하수 유속 및 이동거리
Table 7 에 콘크리트 열화 전‧후로 지하수유속 및 이동거리에 대한 입력데이터 결정원칙 3)을 적용하여 결정된 값을 제시하였다. Table 7 에 제시된 것처럼 계획단계 지하수유동 모델링에서는 사일로 근계지역(폐기물+처분용기+쇄석+콘크리트 사일로)의 지하수 속도를 동일하게 고려하였다. 건설단계 지하수유동 모델링에서는 근계지역을 1) (폐기물+처분용기+쇄석) 영역에서는 사일로 내부 지하수 속도와 2) 콘크리트 사일로방벽의 지하수 속도로 구분하여 불확실성을 저감하였다. 원계지역의 경우 계획단계 지하수유동 모델링은 DFN(Discrete Fracture Network) 방법에 의한 결과를 적용하였으나, 건설단계 지하수유동 모델링에서는 계획단계 DFN 방법에 CPM(Continuous Porous Medium) 방법을 추가하여 불확실성을 저감하였다 [17] .
The groundwater velocity and flow length of near-field and far-field[17]
PPT Slide
Lager Image
The groundwater velocity and flow length of near-field and far-field [17]
5. 입력데이터 분석 결과
핵종이동평가 입력데이터를 포함하여 건설단계 Safety Case 개발을 위해 운영중 평가, 기체발생 및 이동평가, 인간침입평가 및 생태계 평가에 적용된 총 14개 분야 입력데이터들을 분석하고 안전성평가에 적용하였다. 건설단계에 적용한 입력데이터의 결정원칙을 Table 8 에 요약하였다. 현장조사/실험데이터를 통해 확인이 불가능한 경우 입력데이터 결정원칙 4)가 적용된 입력데이터와 입력데이터 결정 1단계에서 배제된 입력데이터들은 별도 추가보완계획을 수립하여 운영단계에서 보완할 계획이다.
The summary of decision principle of input data used in the Construction phase Safety Case
PPT Slide
Lager Image
The summary of decision principle of input data used in the Construction phase Safety Case
6. 토의 및 결론
처분시설 Safety Case 종합프로그램의 입력데이터 결정원칙과 절차를 수립하고 이에 따라 건설단계 입력데이터를 결정하여 안전성평가에 적용함으로써 투명성, 추적성, 개방성, 재현성, 회수성 등을 확보하였다. 또한, 내‧외부 독립검토를 통한 기술적 근거 마련 및 품질보증 관련 사항을 문서화함으로써 안전성평가에 대한 신뢰도를 구축하였다. 계획단계 safety Case 대비 현장지질조사/실험결과데이터, 실제 설계데이터 및 적치계획, 콘크리트 물성 실험값, 다년간 축적한 현장 모니터링 결과값(지하수, 기상, 지진 등), 생태계 관련 최신 데이터 및 핵종재고량 등을 적용함으로써 안전성평가 결과에 대한 정확성을 높이고 불확실성을 저감하였다.
입력데이터 종류에 대해 불확실성 항목을 파악하고, 크게 입력데이터의 출처 및 정밀도에 대한 불완전함의 보완, 보수적 입력데이터의 보완 및 입력데이터 결정원칙 1) ~ 4)에 따라 입력데이터를 보완하였다. 처분시설 안전성평가에는 다양한 분야의 특성 데이터들이 사용되며 Safety Case의 입력데이터 결정원칙에 부합하지 않는 값들은 향후 지속적인 보완을 위해 입력데이터 추가보완 계획을 수립하였다. 입력데이터 추가보완 범위는 현장조사/실험데이터가 건설단계에 존재하지 않아 건설단계 입력데이터 중 추가보완계획에 포함되어야 하는 데이터들로 구성되며 다음의 2개 그룹으로 크게 구분할 수 있다.
  • • 건설단계에 문헌결과를 적용한 경우(원칙 4)
  • ‘입력데이터 결정원칙 4’에 해당하여 추가보완계획에 포함된 입력데이터들은 현장조사/실험데이터가 건설단계에 존재하지 않지만, 문헌의 범위에 해당하는 조사결과가 존재하여 건설단계에 적용된 내용이다. '입력데이터 결정원칙 4'에 해당되는 내용은 추가적인 문헌조사와 향후 현장조사/실험데이터 확보를 위한 상세계획을 수립하여 안전성확보체계의 ‘평가기반’을 지속적으로 구축 할 것이다.
  • • 1단계 결정원칙에서 배제된 후 문헌결과를 적용한 경우(1단계배제-추가보완)
  • “1단계 배제-추가보완”에 해당하여 추가보완계획에 포함된 입력데이터들은 입력데이터 결정 1단계에서 계획단계 입력데이터의 출처 및 근거가 확인되지 않았거나, 계획단계에는 고려하지 않는 데이터들이 해당된다. “1단계 배제-추가보완”에 해당되는 계획단계에서 출처 및 근거가 확인되지 않은 데이터는 건설단계에서 먼저 배제하고 관련 현장조사/실험결과 또는 문헌조사결과를 건설단계에 적용한 내용이다. “1단계배제-추가보완”의 항목 중 생태계 모델링의 입력데이터인 구획매질(우물) 깊이 및 체적 항목은 건설단계에서 후속조치를 통한 현장조사/실험데이터가 확보되었으므로 향후 입력데이터 추가보완계획에서는 제외하였다.
  • 입력데이터 항목 중 일부 핵종에 따라 출처 및 근거가 없는 경우와 “원칙 4)”에 해당하는(근거는 확인이 되나 현장조사/실험데이터가 없는 경우) 핵종이 함께 포함된 입력데이터 항목은 전체를 향후 추가보완계획에 포함하고, 추가적인 문헌조사와 향후 현장조사/실험데이터 확보를 위한 상세계획을 수립하여 안전성확보체계의 ‘평가기반’을 지속적으로 구축할 것이다.
현재까지 구축된 입력데이터 데이터베이스를 기반으로 지속적인 입력데이터 품질관리를 통해 향후 처분시설 safety case 개발에 활용할 계획이다.
References
(2012) The Safety Case and Safety Assessment for the Disposal of Radioactive Waste, Specific Safety Guide No. SSG-23 International Atomic Energy Agency(IAEA) Vienna
Quality Assurance Criteria for Nuclear Power Plants and Fuel Reprocessing Plants, NRC Regulation 10 CFR Part 50, Appendix B United States Nuclear Regulatory Commission(US NRC) US
(2004) Safety Assessment Methodologies for Near Surface Disposal Facilities, Results of A Coordinated Research Project Vol. 1, Review and Enhancement of Safety Assessment Approaches and Tools International Atomic Energy Agency(IAEA) Vienna IAEA-ISAM-1
(2008) Safety Analysis Report for Low- and Intermediate-Level Radioactive Waste Disposal Facility on the Planning Phase Korea Radioacive Waste Agency(KORAD)
(2014) Radioactive Waste Inventory, Construction and Operation Licensing Following-up Action Report Korea Radioactive Waste Agency(KORAD) (in press)
(2014) Safety Analysis Report for Low- and-Intermediate-Level Radioactive Waste Disposal Facility on Construction Phase Korea Radioactive Waste Agency(KORAD) (in press)
(2014) Verification for the Distribution Coefficient of Rock Medium, Fracture Zone, Soil, Construction and Operation Licensing Following-up Action Report Korea Radioactive Waste Agency(KORAD) (in press)
McKinley I. G. , Scholtis A. (1991) “Compilation and Comparison of Radionuclide Sorption Databases Used in Recent Performance Assessments” Proceedings of an NEA Workshop on Radionuclide Sorption from the Safety Evaluation Perspective Interlaken, Switzerland Oct. 16-18
(2014) Verification for the Solubility and Diffusion Coefficient of Silo Concrete and Backfill, Construction and Operation Licensing Following-up Action Report Korea Radioactive Waste Agency(KORAD) (in press)
Bradbury M. H. , Sarott F. A. (1995) Sorption Database for the Cementitious Near-Field of a L/ILW Repository for Performance Assessment Paul Scherrer Institute Villingen PSI Report 95-06
Ohlsson Y. , Neretnieks I. (1997) Diffusion Data in Granite, Recommended Values SKB TR 97-20
Puukko E. , Heikkinen T. , Hakanen M. , Lindberg A. (1993) Diffusion of Water, Cesium and Neptunium in Pores of Rocks Report YJT-93-23 29 -
Timo V. , Henrik N. (1998) VLJ Report Safety Analysis Report TVO-1/98 ISSN 1456-1514
(2014) Feasibility Study on the Engineered Barrier Materials Selected for the Low-and Intermediate-Level Radioactive Waste Disposal Facility, Construction and Operation Licensing Following-up Action Report Korea Radioactive Waste Agency(KORAD) (in press)
(2014) Effective Porosity and Distributed Index Verification for Rock Medium and Fracture Zone, Construction and Operation Licensing Following-up Action Report Korea Radioactive Waste Agency(KORAD) (in press)
(2014) Degradation Assessment for Concrete Structures of Disposal Facility, Construction and Operation Licensing Following-up Action Report Korea Radioactive Waste Agency(KORAD) (in press)
(2014) Hydrogeologic Characterization and Modeling, Construction and Operation Licensing Following-up Action Report Korea Radioactive Waste Agency(KORAD) (in press)
Smart N. R. , Hoch A. R. (2010) A Survey of Steel and Zircaloy Corrosion Data for Use in the SMOGG Gas Generation Model, Serco Assurance Report SA/ENV-0841 Issue 3
Senger R. , Ewing J. , Zhang K. , Avis J. , Marschall P. , Gaus I. (2011) “Modeling Approaches for Investigating Gas Migration from a Deep Low/Intermediate Level Waste Repository(Switzerland)” Springer Science+Business Media B. V
Baker A. J. , Lever D. A. , Rees J. H. , Thorne M. C. , Tweed C. J. , Wikramaratna R. S. (1997) An Assessment of the Post-closure Performance of a Deep Waste Repository at Sellafield, Nirex 97 Vol. 4
Eckerman K. F. , Ryman J. G. (1993) External Exposure to Radionuclides in Air, Water, and Soil US Federal Guidance Report No. 12
(1995) Age-Dependent Doses to the Members of the Public from Intake of Radionuclides – Part 5 Compilation of Ingestion and Inhalation Coefficients, ICRP Publication 72 Ann. ICRP International Commission on Radiological Protection (ICRP) 26 (1)
ORNL 2014 “Internal Dose Factor: DFINT code.” ORNL Available from: .
(2000) H12 : Project to Establish the Scientific and Technical Basis for HLW Disposal in Japan Japan Atomic Energy Agency(JAEA) JNC-TN-1410, 2000-004
(2004) Sediment Distribution Coefficients and Concentration Factors for Biota in the Marine Environment International Atomic Energy Agency(IAEA) IAEA Technical Reports Series No. 422
(2010) Handbook of Parameter Values for the Prediction of Radionuclide Transfer in Terrestrial and Freshwater Environments International Atomic Energy Agency(IAEA) IAEA TRS No. 472
Karlsson S. , Bergström U. Studsvik Eco & Safety AB (2002) Element Specific Parameter Values Used in the Biospheric Models of the Safety Assessments SR 97 and SAFE SKB R-02-28
(1999) Models for Dose Assessments Modules for Various Biosphere Types Svensk Kärnbränslehantering AB(SKB) SKB TR-99-14
Korea Hydro & Nuclear Power Co., LTD (KHNP) (2011) Radiological Environment Report for Operation Licensing of the Sin-Wolsung 1 and 2 Unit KHNP