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Performance Assessment of Low- and Intermediate-Level Radioactive Waste Disposal Facility in Korea by Using Complementary Indicator: Case Study with Radionuclide Flux
Performance Assessment of Low- and Intermediate-Level Radioactive Waste Disposal Facility in Korea by Using Complementary Indicator: Case Study with Radionuclide Flux
Journal of the Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology. 2015. Mar, 13(1): 73-86
Copyright © 2015, 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 : December 22, 2014
  • Accepted : March 16, 2015
  • Published : March 30, 2015
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강일 정
미선 정
진백 박

Abstract
방사성폐기물 처분시설을 보유하고 있는 국가들은 방사성폐기물 처분시설 시스템의 이해도 제고 및 신뢰성 증진을 위해서는 다양한 보조지표를 선정하여 평가하고 있다. 본 논문에서는 처분시설에 적용되는 국외 처분시설의 보조지표들을 조사하고, 우리나라 월성 중·저준위 방사성폐기물 처분시설에서 근계지역의 공학적 방벽과 원계지역의 자연방벽 성능평가를 위해 연속적인 방벽에서의 방사성 핵종 이동을 보여줄 수 있는 방벽 간의 방사성 핵종 플럭스를 보조안전지표로 선정하여 적용하였다. 처분시설의 정상시나리오를 콘크리트 사일로의 건전조건과 열화조건으로 나누어 방벽별 성능평가를 수행하였으며, 방사성 핵종에서 방벽별 지연성능 기여도를 확인하였다. 콘크리트가 건전한 경우에서 공학적 방벽의 방벽별 상세성능을 파악하였으며, 열화콘크리트의 경우, 공학적 방벽의 성능저하도 및 자연암반과의 상대적 중요도를 정량적으로 확인하였다. 향후본 연구 결과는 2단계 표층처분시설 설계 최적화 및 방벽성능의 검증방법으로 활용할 수 있다. 아울러, 향후에는 처분시설의 Safety Case 구축과 안전성의 이해 제고 및 신뢰성 증진을 위하여 지속적으로 보조지표를 추가 선정하여 평가하고자 한다.
Keywords
1. 서 론
방사성폐기물의 안전한 처분을 위해서 각국은 자국에 적합한 처분시설 Safety Case 구축에 상당한 노력을 기울이고 있다. IAEA에서는 처분시설 Safety Case를 처분시설의 안전성을 입증하기 위한 논거와 증거의 집합체로 정의하고 있다 [1] . 처분시설의 안전성은 부지특성, 처분시설의 공학적 특성, 안전성평가 결과 등 Safety Case의 논거를 이용하여 입증할 수 있다. Safety Case의 구성요소를 Fig. 1 에 제시하였다 [2] .
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Component of the safety case [2].
Safety Case는 처분시설의 개념화 단계부터 개발되어 폐쇄 및 운영 종료 시까지 유지되어야 하며 안전과 관련된 모든 업무의 품질을 보증하기 위해 전 영역에 적용되도록 요구된다. 또한 Safety Case 개발 및 사용 과정에서 모든 이해관계자의 참여를 유도하고 있다. 이러한 일련의 과정에서 안전성 평가는 처분시설 안전성을 입증하는 목적을 가지며, 안전성 입증은 피폭집단에 대한 선량이나 위험도를 기반으로 평가된다. 일반적으로 안전성평가 결과가 국제적 권고값이나 법적으로 제시하는 제한치를 만족하는 경우에 처분시설이 안전하다고 인식한다 [3] .
그러나 안전성평가 결과에서 선량 및 위험도가 처분시설 제한치를 만족하더라도 안전성평가의 가정에는 미래의 인간 행위 및 기후변화 등과 같은 자연환경 변화에 대한 불확실성이 존재하기 때문에 보조지표를 선정하고 이를 평가함으로써 비전문가나 국민들과의 의사소통 역할과 처분시스템의 기능, 방벽 및 안전기능을 설명하는데 사용할 수 있다 [3 - 5] . 보조지표는 Safety Case의 구조 및 추론의 방향을 제시하며 안전성 논쟁에 대한 투명성을 증진할 수 있다. 또한, 처분시설 개별시스템의 성능 및 안전기능을 평가하여 시나리오 설정에 사용된다. 최근에는 부지선정, 처분시설 설계의 옵션 선정과 공학적 방벽의 성능 최적화, 처분시설의 모니터링 및 성능유지 확인에 이르기까지 다양하게 활용되고 있다 [3 , 4] .
본 논문에서는 보조지표의 구성 및 정의, 국외 처분시설의 적용방법 등을 정리하였다. 또한 보조지표 중 방사성 핵종 플럭스를 선정하여 우리나라 중•저준위 방사성폐기물 처분시설의 콘크리트의 열화조건에 따른 방벽별 성능을 평가하고 처분시설의 안전성을 분석하였다.
2. 보조지표의 구성
우리나라 처분시설은 원자력안전위원회 고시 제2014-56호 제6조 성능목표치(연간 피폭선량 0.1 mSv이하) [6] 를 기본지표로 설정하고 있다. IAEA 보고서에 의하면 보조지표는 안전지표와 성능지표, 안전기능지표로 구분할 수 있으며, 안전기능지표는 처분시설의 구성요소의 안전기능을 설정할 경우 사용된다 [3 , 4] . 각 지표의 정의 및 종류는 다음과 같다.
- 2.1보조지표의 정의 및 종류[3]
- 2.1.1 안전지표(SI : Safety Indicator)
전체 처분시스템의 전반적인 안전성을 위해서 측정된 값들로 표현되며, 이들은 안전성을 위해 수용될 수 있는 최소범위로 나타나는 기준값(Reference values)이다. 예를 들어, 처분장으로부터 유출된 방사성 핵종들은 안전성평가 계산결과와 자연적으로 발생한 방사성 핵종들의 측정값과 비교한다.
  • •개인선량률(Individual dose rate)[Sv/yr]
  • •집단선량률(Collective dose rate)[man-Sv/yr]
  • •식물 및 동물에 대한 선량률[Gy/yr]
  • •개인 위험도(Individual risk)[1/yr]
  • •사회 위험도(Societal risk)[1/yr]
  • • 지하수에서의 농도(Concentration in groundwater) [Sv/m3]
  • • 수생권에서의 농도(Concentration in biosphere water)[Sv/m3]
  • • 토지에서의 농도(Concentration in soil)[Sv/kg]
  • • 공기 중 농도(Concentration in air)[Sv/m3]
  • • 방사성 독성 유출(Radiotoxicity release)[Sv/yr]
- 2.1.2 성능지표(PI : Performance Indicator)
처분시설 구성 요소 및 세부시스템의 성능을 측정하기 위한 값이다. 즉, 처분시설은 처분된 폐기물로부터 방사선 영향이 최소가 되도록 설계가 되어야 하는데, 이를 위해 각 방벽들의 물리화학적 과정 및 방사성 핵종 이동에 의한 영향을 비교하여 최적의 성능을 가진 설계가 가능토록 한다.
  • •플럭스 형태의 지표
  • • 방벽경계를 지나는(상대적) 방사능 플럭스[Bq/yr or 1/yr]
- 2.1.3 안전기능지표(SFI : Safety Function Indicator)
처분시설 요소들의 안전기능을 명확하게 설정하기 위해 사용한다. 예를 들어, 폐기물 처분용기는 지하수의 산화환원 조건에서 “물리적 밀폐”의 안전기능으로 할당되며, 지하수의 산화 조건에서 철재 처분용기는 밀폐기능을 저하시키는 부식이 일어나 안전기능이 저하될 것이다. 안전기능지표는 처분시설들의 설계요건을 유지할 수 있는 최소 혹은 최대조건과 비교될 수 있다.
- 2.2 국외 보조지표 활용사례
각 나라에서 적용하는 Safety Case의 보조지표를 Table 1 에 분류하여 정리하였다 [3] . 한 예로 프랑스의 ANDRA에서는 사용후핵연료의 처분을 위한 Safety Case을 구축하는데 방사성 핵종 플럭스를 활용하여 각 방벽간의 방사성 핵종 플럭스를 평가하고 기반암의 핵종지연현상과 각 방벽간 효율을 분석하였다 [3] . 또한, 스위스 NAGRA에서는 사용후핵연료의 핵연료로부터 나오는 방사성독성(radiotoxicity)을 방벽별로 측정함으로써 각 방벽의 성능을 분석하였다 [3] .
List of the complementary indicators for a disposal system[3]
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* SI=Safety Indicator / PI=Performance Indicator / SFI=Safety Function Indicator
3. 국내처분시설의 보조지표 적용
지하처분시설은 지하암반에 위치하여 처분시설의 성능이 근계지역의 공학적 방벽과 원계지역의 자연방벽에 의지함에 따라, 폐기물의 방사선영향을 최소화하기 위해서는 각 방벽간의 물리화학적 과정이나 방사성 핵종 이동의 영향을 비교하여 최적의 성능을 발휘해야 한다. 방사성 핵종 플럭스 같은 경우 처분시설 내의 방사성 핵종의 연속적인 방벽들 사이에서 붕괴 및 증가를 포함한 방벽간의 이동을 보여줌으로써 생태계 모델 가정이나 방사성 핵종 유출경로와는 독립적으로 방벽의 성능을 평가하는 성능지표로 이용된다. 따라서 본 논문에서는 국내 월성 중•저준위 방사성폐기물 처분시설의 보조지표로서 성능지표인 방사성 핵종 플럭스를 이용하여 각 방벽별 성능평가를 통해 처분시스템의 방벽별 방사성 핵종 이동지연특성을 비교하였다.
- 3.1 평가 시나리오 설명 및 입력데이터
지하 처분시설 주변에 위치한 암석/시멘트 혼합재와 콘크리트 사일로 등 공학적 방벽은 시간에 따라 열화되며, 이로 인하여 공학적 방벽 외부의 지하수가 공학적 방벽내로 침투한다. 침투한 지하수는 방사성폐기물 포장용기와 접촉하여 방사성 핵종을 용해시킨다. 용해된 방사성 핵종은 콘크리트 사일로 내부의 완충재와 콘크리트 사일로 방벽을 통해 공학적 방벽을 벗어나게 된다. 공학적 방벽에서 누출된 방사성 핵종은 처분부지에 존재하는 지하수유동에 의해 자연방벽을 통해 이동한다. 이후 방사성 핵종은 생태계에 도달하여 먹이사슬 등 다양한 경로를 통해 거주하는 개인에게 방사선피폭을 일으킨다 [7] . 이런 일련의 사건 과정들을 정상시나리오로 고려하였으며, 정상시나리오의 개념을 Fig. 2 에 제시하였다. 방사성 핵종의 방벽별 누출경로를 Fig. 3 에 제시하였다. 평가프로그램은 영국 AEA사에서 개발한 방사성폐기물 처분시설의 안전성평가 프로그램으로 MASCOT를 사용하였다. 이 프로그램은 3차원 지하매질에서의 방사성 핵종 이동을 평가하는데 수치적인 Laplace 역변환법을 이용하여 핵종이동 현상을 1차원으로 평가한다. 정상시나리오의 평가에 사용되는 입력데이터는 Table 2 에 제시하였다. Table 2 의 콘크리트 열화후 입력데이터(공극률, 유효확산계수, 수착분배계수)는 콘크리트의 기능을 상실한 것으로 가정하여 완충재와 동일한 입력값을 적용하였다. 특히, 수착분배계수는 방사성 핵종의 거동에 영향을 미치는 수착의 대표적인 입력변수로, 방사성 핵종의 이동을 지연시키는데 큰 기여를 하는 입력변수이다.
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Normal scenario of safety assessment for Wolsong LILW disposal facility [7].
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Release pathway of radionuclide through the disposal system.
1nput parameter of each component for the post closure safety assessment (Distribution coefficient Kd/ Solubility Limit/ Porosity/ Density/ Effective Diffusivity)
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1nput parameter of each component for the post closure safety assessment (Distribution coefficient Kd / Solubility Limit/ Porosity/ Density/ Effective Diffusivity)
- 3.2 방사성 핵종 플럭스 보조지표
처분시설 Safety Case을 위한 보조지표 중 성능지표인 방벽별 방사성 핵종 플럭스를 선정하여 아래와 같이 평가를 수행하였다.
  • 1) 방사성 핵종별 초기재고량을 확인하였다.
  • 2) 방사성 핵종 누출 경로와 시간에 대한 해당 방벽(폐기물고화체-처분용기-완충재-콘크리트 사일로-자연 방벽)을 순차적으로 통과하는 방사성 핵종 플럭스를 확인하였다.
  • - 폐기물고화체, 처분용기, 완충재, 콘크리트 사일로 및 자연방벽으로부터 누출되는 시간에 따른 방사성 핵종별 플럭스를 안전성평가 전산코드(MASCOT)[8]의 결과물로 확인하였다.
  • - MASCOT에서 평가된 시간에 따른 방사성 핵종별 플럭스의 단위를 비방사능(Bq/mol)을 이용하여 [mol/yr]에서 [Bq/yr]로 변환하였다.
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  • 3) 방사성 핵종별로 각 방벽을 통과한 전체 방사성 핵종의 양을 누출된 시간에 대한 적분을 통하여 확인하였다.Table 3에는 방사성 핵종에 대한 각 방벽별 핵종누출의 결과를 바탕으로 누출시작시점과 누출종료시점을 제시하였다.
  • - 시간에 따른 방사성 핵종 플럭스[Bq/yr]를 평가기간(핵종유출기간)동안 적분을 통하여 각 방벽별로 누출된 방사성물질의 누적총량(cumulative amount of radionuclide)을 도출하였다.
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  • 4) 방사성 핵종별 처분 재고량 대비 방벽성능(예: 방사성붕괴 및 흡착현상)에 의해 방사성 핵종이동이 지연된 방사성물질의 누적총량을 방벽별로 비교하고 분석하였다.
  • 5) 콘크리트 사일로 방벽의 건전한 조건과 열화된 조건으로 나누어 비교하였고, 콘크리트의 조건에 따른 각 방사성 핵종별, 방벽별 지연성능기여도를 통해 전체시스템의 방사성 핵종 이동지연특성을 확인하였다.
Applied initial time and end time in MASCOT program for performance assessment at each compartment of the disposal system
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Applied initial time and end time in MASCOT program for performance assessment at each compartment of the disposal system
- 3.3 보조지표 평가결과
폐쇄후 정상시나리오에 대하여 방사성 핵종 플럭스를 이용한 방벽별 성능비교 결과를 Table 4 에 요약하였으며, 방벽별 상대적 성능평가 결과는 Table 5 에 제시하였다. 그리고 사일로 열화조건별 방벽에 따른 보조지표 평가결과를 Fig. 4 (콘크리트 건전조건)과 Fig. 5 (콘크리트 열화조건)에 각각 제시하였다.
Performance assessment result of important radionuclides at each compartment of the disposal system
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* Release flux percent in each barrier(%) = Release flux in each barrier(Bq) / Inventory(Bq)
Related performance assessment result at each compartment of the disposal system
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Related performance assessment result at each compartment of the disposal system
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Performance assessment result at each compartment for the intact case of the concrete silo.
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Performance assessment result at each compartment for the degraded case of the concrete silo.
- 3.4 방사성 핵종별 보조지표 결과분석
- 3.4.13H
3 H 핵종의 누출량은 콘크리트 사일로 방벽이 건전한 조건에서는 폐기물고화체, 처분용기 및 완충재, 사일로 방벽에서 순차적으로 감소하였다. 폐기물고화체 방벽으로부터 핵종재고량(1.35E+15 Bq)대비 누출되는 누적 총량(2.82E+12Bq)과 사일로 방벽에서 누출되는 누적총량(1.11E+06 Bq)은 방사성붕괴에 의해 감소된 것으로 판단된다. 콘크리트 사일로 방벽이 열화된 조건에서는 3 H 핵종은 폐기물고화체 방벽으로부터 초기 핵종재고량(1.35E+15 Bq) 대비 2.53%가 누출되었으며, 이는 폐기물고화체의 핵종붕괴(반감기: 12.3yr)에 의한 것으로 판단된다.
- 3.4.214C
14 C은 콘크리트 사일로 방벽이 건전한 조건에서는 폐기물고화체, 처분용기, 완충재 방벽으로부터 각각 핵종재고량 대비 18.81%, 18.52%, 13.78%가 누출되는 지연성능기여도를 가지며, 폐기물고화체에서 지연성능기여도가 가장 크게 나타났다. 폐기물고화체의 지연성능기여도는 수착분배계수와 용해도 제한의 영향력에 의한 것으로 판단된다. 콘크리트 사일로 방벽이 열화된 조건에서는 폐기물고화체, 처분용기, 완충재, 사일로 방벽에서 재고량 대비 86.67% 누출되어 폐기물고화체 방벽에서의 지연성능기여도가 크게 나타났다. 암반방벽에서는 53.11%로 지연성능기여도가 나타났으며, 이는 암반 방벽에서의 수착분배계수에 의한 핵종지연으로 판단된다.
- 3.4.359Ni
59 Ni은 콘크리트 사일로 방벽이 건전한 조건에서는 폐기물고화체, 처분용기, 완충재 방벽으로부터 각 핵종재고량 대비 72.59%, 71.85%, 54.81%가 누출되는 지연성능기여도를 가지며, 폐기물고화체 방벽에 의한 지연성능기여도가 가장 크게 나타났다. 폐기물고화체 방벽에서의 지연성능기여도는 수착분배계수와 용해도 제한 등의 복합적인 영향으로 판단된다. 콘크리트 사일로 방벽이 열화된 조건에서는 암반 방벽에서 핵종재고량 대비 46.67%의 핵종누출량이 관찰되어 암반수착에 의한 지연성능기여도가 관찰되었으며, 이는 암반방벽의 수착분배계수에 의한 핵종지연으로 판단다.
- 3.4.494Nb
94 Nb은 콘크리트 사일로의 방벽이 건전한 조건에서는 폐기물고화체, 처분용기, 완충재, 사일로 및 암반방벽에서 각각 핵종재고량 대비 44.67%, 31.50%, 0.37%의 핵종이 누출되는 지연성능기여도를 보여 폐기물고화체(용해도 제한 및 수착분배계수), 처분용기(수착분배계수) 및 완충재(수착분배계수)를 비롯한 근계지역의 공학적 방벽에 의한 핵종지연으로 판단된다. 사일로와 암반으로부터 각각 7.9E+02 Bq 및 1.99E-01 Bq의 핵종누출이 관찰되어 수착분배계수에 의한 추가적인 핵종지연이 나타났다. 콘크리트 사일로 방벽의 열화된 조건에서는 폐기물고화체, 처분용기, 완충재 및 사일로 방벽에서 각각 73.05%의 방사성 핵종이 누출되어 폐기물고화체 방벽에서 의한 지연성능기여도가 크게 나타났으며, 이는 폐기물고화체 방벽에서의 용해도 제한과 방벽의 수착분배계수에 의한 핵종지연 영향으로 판단된다. 암반에서는 6.48E+08 Bq(핵종재고량 대비 0.78%)의 방사성 핵종 누출이 관찰되어 암반방벽의 수착분배계수에 의한 핵종지연으로 판단된다.
- 3.4.599Tc
99 Tc은 콘크리트 사일로 방벽이 건전한 조건에서는 폐기물고화체, 처분용기, 완충재, 사일로 및 암반방벽을 포함하여 핵종재고량 대비 약 99%의 핵종이 누출되는 것으로 나타났다. 콘크리트 사일로 방벽이 열화된 조건에서도 폐기물고화체, 처분용기, 완충재, 사일로 및 암반방벽을 포함하여 핵종재고량 대비 약 100%의 핵종이 누출되는 것으로 관찰되어 방벽에 의한 핵종지연이 발생되지 않는 것으로 나타났다.
- 3.4.6129I
129 I은 콘크리트 사일로 방벽이 건전한 조건과 열화된 조건에서 폐기물고화체, 처분용기, 완충재, 사일로 방벽 및 암반방벽에서 거의 모든 129 I 핵종이 누출되는 것으로 관찰되었으며, 이는 99 Tc와 동일하게 방벽별 수착분배계수가 0이거나 매우 작아서 핵종이동지연에 영향이 미치지 않는 것으로 판단된다.
- 3.4.7 전알파(239Pu)
전알파 핵종은 콘크리트 사일로 방벽이 건전한 조건에서는 폐기물고화체, 처분용기에서 각각 재고량 대비 2.23%, 0.76%의 핵종이 누출되어 폐기물고화체 방벽에 의한 지연성능기여도가 큰 것으로 나타났다. 폐기물고화체의 지연성능기여도는 수착분배계수와 용해도 제한에 의한 핵종지연으로 판단된다. 콘크리트 사일로 방벽이 열화된 조건에서는 폐기물고화체, 처분용기, 완충재 및 사일로 방벽에서 핵종재고량 대비 76.69%, 72.91%, 50.40% 및 37.25%의 핵종이 누출되어 각 방벽별 수착분배계수에 의한 핵종지연이 관찰되었다. 암반방벽에서는 8.12E+05 Bq로 수착분배계수에 의한 핵종 지연으로 판단된다.
- 3.4.8 종합평가
처분시설의 방벽에 대한 핵종별 지연성능기여도를 정량적으로 평가하였다. 콘크리트 사일로 방벽이 건전한 경우, 방벽별 수착분배계수에 의한 지연성능기여도를 구체적으로 확인하였으며, 폐기물고화체의 용해도 제한 방사성 핵종( 14 C, 59 Ni, 94 Nb 및 전알파 핵종)의 경우는 핵종 누출의 용해도를 제한함으로써 용해도 제한치 이상일 경우는 침출이 제어되어 자연성능기여도가 확인되었다. 또한 공학적 방벽 및 자연암반에서는 수착분배계수에 의한 핵종지연을 확인하였다. 특히, 콘크리트 사일로 방벽이 열화된 조건에서는 대부분의 방사성 핵종 지연기능을 자연암반에 의존하는 것으로 확인되었다. 그렇지만 3 H, 99 Tc, 129 I는 수착분배계수에 의한 방벽별 지연성능기여도를 확인할 수 없었다. 99 Tc은 자연암반수착분배계수에 대한 선정시 Table 7 에 제시한 국내외문헌의 값 [9] 을 참고하였지만, 보수적으로 평가하기 위해 “0”으로 설정하여 평가함으로써 방벽에 대한 방사성 핵종 지연효과를 확인할 수 없었다. 그렇지만 보다 현실적으로 타당한 국내외문헌 값을 적용하여 평가한다면 자연암반에서 핵종 지연성능기여도를 확인할 수 있을 것으로 판단된다.
List of Kd(Concrete) values of Concrete in various reference reports[9][10]
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a) Cement material, b) Concrete material (value of oxidation condition)
List of Kd(Natural barrier) value of natural barrier in various reference reports[9][10]
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a) Average value about groundwater of pH 8 condition b) Average value about Wolsong disposal site
3 H와 129 I는 자연암반 수착분배계수(0 m 3 /kg)로 인한 방벽별 지연성능기여도를 확인할 수 없지만, 129 I 같은 경우는 콘크리트의 수착분배계수(1.0E-03 m 3 /kg)로 인해 공학적 방벽에서는 지연성능기여도를 가지는 것으로 확인할 수 있었다. 특히, 위 3개의( 99 Tc, 3 H, 129 I) 방사성 핵종은 보조지표결과를 반영하여 폐기물 처분시 방사성폐기물 처분 안전성 확보를 위해 폐기물별 핵종재고량을 신중하게 설정할 필요가 있을 것으로 판단된다.
4. 결론 및 요약
처분시설의 안전성을 입증하기 위해서 사용되는 안전지표는 일반적으로 선량 및 위험도로 제시하고 있다. 그러나 처분시설의 안전성을 대중이나 비전문가를 대상으로 선량과 위험도만으로는 설명하기에는 상당한 어려움을 겪고 있다. 이로 인해 처분시설을 보유하고 있는 국가들은 이해당사자들에게 처분시설의 안전성을 설명하거나 처분시설의 이해 증진 및 Safety Case 프로그램 구축을 위하여 보조지표를 활용하고 있다. 이러한 지표는 처분시설의 주위환경 및 사례별로 다양하게 이루어지며, 처분시설의 보조지표를 선정하기 위해서는 처분시설의 개발단계 설계 및 세부기능을 반영하여 신중하게 선정하고 있다.
본 논문에서는 안전성평가의 지표로 사용되는 선량 및 위해도 외, 국외에서의 신뢰성 증진을 위해 사용되는 보조지표로써 안전지표, 성능지표 및 안전기능지표 등을 정리하였다. 또한 보조지표 중 방사성 핵종 플럭스를 국내 월성 처분 시설에 적용하여 평가하였다. 콘크리트 사일로의 건전 및 열화된 조건에서의 방사성 핵종별, 방벽별 시간에 따른 거동을 분석함으로써 전반적인 처분시스템의 특성을 비교/분석하였다. 콘크리트가 건전한 경우에는 처분시설의 방벽별 핵종 지연성능을 정량적으로 확인하였고, 콘크리트가 열화된 경우에는 공학적 방벽의 성능저하의 정도 및 자연암반과의 상대적 중요도를 정량적으로 확인하였다.
본 연구의 결과는 향후 2단계 표층처분시설 설계시 처분시설의 방벽성능 검증을 통한 설계의 최적화와 이해당사자에 대한 처분시설의 방벽기능을 설명하는데 활용할 수 있을 것이다. 또한 처분시설 시스템의 안전성 및 신뢰성을 증진하고, 처분시설 Safety Case 구축에도 도움을 주기 위해 향후 효과적인 보조지표를 추가로 선정하여 평가할 계획이다.
References
International Atomic Energy Agency(IAEA) (2011) Disposal of Radioactive Waste IAEA Specific Safety Requirements No. SSR-5
International Atomic Energy Agency(IAEA) (2012) The Safety Case and Safety Assessment for the Disposal of Radioactive Waste IAEA Specific Safety Guide No. SSG-23
Organisation for Economic Co-operation and Development Nuclear Energy Agency(OECD NEA) (2012) Indicators in the Safety Case, A Report of the integrated Group on the Safety Case (IGSC) OECD/NEA
International Atomic Energy Agency(IAEA) (2003) Safety Indicator for the Safety Assessment of Radioactive Waste Disposal IAEA IAEA-TECDOC-1372
International Atomic Energy Agency(IAEA) (2005) Natural Activity Concentrations and Fluxes as Indicators for the Safety Assessment of Radioactive Waste Disposal IAEA IAEA-TECDOC-1464
Nuclear Safety and Security Commission (2012) No 2014-56, Radiological Protection Criteria for Long-term Safety on Low- and Intermediate-Level Radioactive Waste Disposal Article 6
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