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ISSN : 1738-1894(Print)
ISSN : 2288-5471(Online)
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology Vol.14 No.2 pp.123-134
DOI : https://doi.org/10.7733/jnfcwt.2016.14.2.123

Evaluation on Radioactive Waste Disposal Amount of Kori Unit 1 Reactor Vessel Considering Cutting and Packaging Methods

Yujeong Choi, Seong-Cheol Lee*, Chang-Lak Kim
KEPCO International Nuclear Graduate School, 658-91 Heamaji-ro, Seoseong-myeon, Ulju-gun, Ulsan, Republic of Korea
*Corresponding Author. Seong-Cheol Lee, KEPCO International Nuclear Graduate School, E-mail: sclee@kings.ac.kr, Tel : +82-52-712-7319
August 7, 2015 November 19, 2015 January 4, 2016

Abstract

Decommissioning of nuclear power plants has become a big issue in South Korea as some of the nuclear power plants in operation including Kori unit 1 and Wolsung unit 1 are getting old. Recently, Wolsung unit 1 received permission to continue operation while Kori unit 1 will shut down permanently in June 2017. With the consideration of segmentation method and disposal containers, this paper evaluated final disposal amount of radioactive waste generated from decommissioning of the reactor pressure vessel in Kori unit 1 which will be decommissioned as the first in South Korea. The evaluation results indicated that the final disposal amount from the top and bottom heads of the reactor pressure vessel with hemisphere shape decreased as they were cut in smaller more effectively than the cylindrical part of the reactor pressure vessel. It was also investigated that 200 L and 320 L radioactive waste disposal containers used in Kyung-Ju disposal facility had low payload efficiency because of loading weight limitation.


고리 1호기 원자로 압력용기 절단과 포장 방법에 따른 처분 물량 산정

최 유정, 이 성철*, 김 창락
한전국제원자력대학원대학교, 울산광역시 울주군 서생면 해맞이로 658-91

초록

최근 국내에서는 월성 1호기 및 고리 1호기를 포함하여 운영 중인 원자력발전소가 노후화함에 따라 원전 해체에 대한 관심 이 많이 증대되고 있다. 이와 관련하여 월성 1호기의 계속운전이 최근 결정되었으며, 고리 1호기의 경우 2017년 6월 영구정 지하기로 결정되었다. 이에 본 논문에서는 상업용 원자로로서는 국내 최초로 해체가 예정된 고리 1호기에 대해, 원자로 압 력용기 자체의 해체로 인해 발생하는 방사성폐기물 최종 처분량을 원자로 압력용기 절단 방법 및 방사성폐기물 처분용기를 고려하여 산정하였다. 처분용기를 고려한 방사성폐기물 처분량을 산정한 결과 원자로 압력용기 몸통 부위보다는 반구 형태 의 헤드 부분을 작게 절단할수록 최종 처분량이 감소하는 것으로 예측되었다. 또한 경주 방폐장의 200 L 및 320 L 드럼 처분 용 처분용기의 경우 무게 제한으로 인해 적재효율이 좋지 못한 것으로 나타났다.


    Nuclear Safety and Security Commission
    No. 1305009
    © Korean Radioactive Waste Society. All rights reserved

    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.

    1.서론

    국내 원전은 1978년 고리 1호기의 운전을 시작으로 2015년 12월 현재 총 24기가 가동 중이며, 건설 및 계획된 원전을 포 함 2035년 까지 총 34기의 원전이 운영될 것으로 예상된다. 한편 국내 원전의 대부분이 1980~90년대에 건설되어 오는 2020년이 되면 설계 수명 30~40년의 원전의 경우 계속운전 의 기로에 서게 된다. 이와 관련하여 2015년 3월 월성 1호기 가 1차 계속운전을 했으며, 2015년 6월에는 고리 1호기의 영 구정지가 결정되었다.

    이러한 시점에서 당면한 원전 해체를 미리 대비하기 위해 원전 해체에 대한 관련 연구가 큰 관심을 받고 있다. 현재까지 원자력 시설 해체와 관련된 다양한 연구가 진행되어 왔지만 해체 폐기물 관리 측면에서 최종 처분 폐기물량 산정을 위한 체계적인 연구는 별로 이루어지지 않고 있다[1-3]. 또한 해체 폐기물 산정과 관련하여 작성된 논문에서는 해체 폐기물 처 분 시 200 L드럼의 적재 용량을 200~500 kg으로 가정, 총 폐 기물량을 최대 적재 용량으로 나눠 폐기물량을 산정하고 있 어 실제 최종 처분량과는 많은 차이를 보일 것으로 예상된다.

    한편, 원전 해체 시 방사성폐기물의 경우 해체 폐기물의 약 5% 이하로 전체 해체 폐기물 중 비교적 적은 양을 차지하 는데 비해, 비용 측면에서는 전체 원전 해체 프로젝트의 약 40% 정도로 많은 부분을 차지한다[4,5]. 특히 원자력 발전 소 해체 시 대부분의 방사성폐기물이 1차 계통에서 발생하 며, 그 중에서도 원자로는 대부분의 방사성폐기물이 발생하 는 주요 기기로 처분 방법이 폐기물의 양에 직접적인 영향을 미친다. 따라서 본 연구에서는 현재 국내에서 사용되고 있는 방사성폐기물 처분 드럼의 해체 폐기물 처분 적합성에 대해 조사하고, 고리 1호기를 대상으로 원자로 해체 시 발생하는 방사성폐기물량을 원자로 절단 방법 및 방사성폐기물 처분 용기를 고려하여 산정하고자 한다.

    2.원전 해체 폐기물 처분용기

    폐기물량은 처분용기 및 처분 방법에 직접적인 영향을 받기에 적절한 처분용기의 사용은 총 방사성폐기물의 최종 처분량에 직접적인 영향을 미친다. 따라서, 본 논문에서는 국내 원전의 해체를 위해 국내에서 현재 사용되고 있는 방사 성폐기물 처분용기의 해체 폐기물 처분 적합성에 관해 조사 및 분석하고자 하며, 국외 해체 및 처분 사례를 통해 적절한 해체 방사성폐기물 처분용기를 살펴보고자 한다.

    2.1.국내 방사성폐기물 처분용기

    국내에서 사용되고 있는 방사성폐기물 처분 드럼의 경 우 중·저준위 방사성폐기물을 처분하기 위한 용기로서 원 전 운영 중 발생하는 방사성폐기물을 처분하기 위한 용도로 사용되고 있다. 방사성폐기물 포장을 위해 사용되고 있는 처 분용기는 크게 규격 용기와 비규격 용기로 구분할 수 있다. 규격 용기의 경우 200 L 드럼과 320 L 드럼이 있으며, 비규격 용기의 경우 방사성폐기물 처분 적합성을 만족하는 범위 내 에서 방사성폐기물 발생자가 폴리에틸렌 용기(1,200 L), 사 각 콘크리트 용기(1,200 L, 2,000 L, 2,500 L), 원형 콘크리트 용기(380 L) 등의 다양한 용기를 사용하고 있다. 포장 용기 에 담긴 방사성폐기물은 방사성폐기물 처분장에서 최종 처 분을 위해 다시 한 번 콘크리트 처분용기에 포장되어 처분장 에 적재된다. 이 중 실제 원자로 해체 방사성폐기물 처분을 위해 본 논문에서 고려된 처분용기는 한국 원자력 환경공단 의 처분시설에서 원전 운영 중 발생하는 방사성폐기물을 담 은 드럼을 처분하기 위해 사용 중인 콘크리트 처분용기로서 Table 1 및 Fig. 1과 같다. 다만 원자로 압력용기의 처분을 위한 용기로 아래의 처분용기를 이용하기 위해서는 방사성 폐기물 처분 무게제한에 따른 적재효율을 검토할 필요가 있 을 것으로 보인다.

    2.2.국외 방사성폐기물 처분용기

    일반적으로 원전 해체에 따른 안전성 및 비용은 원자로 를 포함한 대형 기기들의 해체 및 처분 방법에 큰 영향을 받으며, 이는 원자력 발전소 해체를 시행하는 지역의 상황에도 영향을 크게 받는다. 이에 따라 과거 원자력 발전소 해체를 경험한 국가들에서는 원자력 발전소 해체 시 원자로 등의 대형기기 해체 및 처분을 위해 여러 주요 요인을 고려하여 서로 다른 전략이 채택되었다. 스페인의 José-Cabrera 원전 및 독일의 Stade의 경우 원자로 해체 및 처분 시 원형 처분보다는 절단하여 처분하는 것을 고려하였다. 특히, 원자로 절단 해체에 따른 대형 폐기물의 처분을 위해 여러 경우의 처분용기가 고려된 바 있다. 이에 본 논문에서는 원자로 절단 해체 시 스페인 및 독일에서 고려된 처분용기들에 대해 보다 상세히 살펴보고자 한다.

    2.2.1.스페인 José-Cabrera 원자력 발전소 해체 사례

    마드리드 근교에 위치한 José-Cabrera 원자력 발전소는 150 MWe 용량의 Westinghouse사의 가압 경수로로 1968년 상업운전을 시작하여 2006년 운전을 중단하였다. José-Cabrera 원자력 발전소는 Vandellós plant에 이어 스페인에서 상업 원자력 발전소의 두 번째 해체 사례로, José-Cabrera 원자력 발전소 해체 시 대형 폐기물 처분을 위한 논의 단계에서 해체 폐기물 처분을 위한 용기 선택의 3가지 대안이 고려되 었다. 폐기물 발생량 및 당시 이용 가능한 시설 등을 고려하여, José-Cabrera 원자력 발전소의 대형 해체 폐기물 처분을 위한 용기로 CE-2b가 가장 적절하다고 판단되어 실제 사용되었다. 스페인에서 원자로 해체 폐기물 처분을 위해 고려된 각 용기 들의 상세사항은 Fig. 2~4와 같다.

    2.2.2.독일 Stade 원자력 발전소 해체 사례

    Stade 원자력 발전소는 630 MWe의 가압 경수로로 1972년 상업 운전을 시작하여 2003년 운전을 정지하였으며, 운전 종료 후 즉시해체 전략을 채택하였다. 2005년에는 외부지름 4700 mm, 높이 7941 mm의 원자로를 총 172 조각으로 절단 하여, 그 중 연료봉 주변부의 원자로 절편은 강재 포장 용기인 MOSAIK II-15 용기에 처분하였으며, 다른 절편은 콘크리트 차폐(shielding)층을 가진 강재 포장 용기에 처분하였다. Stade 원전 해체 시 원자로 절편 포장에 이용된 MOSAIK 용기는 GNS사에서 개발된 중준위 폐기물을 운송 및 처분하기 위한 용기이다. 이 중 이용된 MOSAIK II 용기는 모든 종류의 폐기물 처분에 이용될 수 있으며, 이용의 폭을 넓히기 위해 내부 벽체의 두께를 달리하거나 내부 차폐체를 추가할 수 있도록 설계되었다. 이 중 내부 부피가 다른 세 가지 용기를 선택하여 고리 1호기 원자로 해체 시 발생하는 최종 폐기물 량을 산정해 보았다. 계산에 이용된 용기의 상세 규격은 Table 2에 나타 내었다[8]. Fig. 5.

    3.고리 1호기 원자로의 해체 폐기물 처분량 산정

    원자로 해체폐기물 처분 시 발생하는 방사성폐기물 최종 처분량은 절단 해체 방법 및 처분용기의 규격에 따라 큰 영향을 받는다. 본 논문에서는 고리 1호기의 원자로 압력용기 해체 시 발생하는 폐기물 최종 처분량 산정을 위해 월성 중저준위 방사성폐기물 처분장에서 사용되는 두 종류의 콘크리트 처 분용기를 이용해 최종 처분량을 산정하였다. (Table 1 참조) 또한 스페인의 José-Cabrera 원자력 발전소의 대형 해체 폐기물 처분을 위해 논의되었던 사례 중 2가지 (Option A 및 B)를 이용하여 최종 처분량을 산정하였다. 참고로 고리 1호기는 2개의 루프로 구성된 600 MWe의 중급 규모로서, 단일 루프로 구성된 상대적으로 소형인 José-Cabrera 원자 력 발전소와 규모면에서 큰 차이가 있어, 처분용기 중 크 기가 가장 작은 Option C의 경우는 본 논문에서 고려하지 않았다. 이와 더불어, 독일의 Stade 원자력 발전소 해체 시 이용된 MOSAIK II용기들과 같은 종류의 용기 중 내부 용량 이 서로 다른 3가지 용기들을 이용하여 최종 처분량을 산정 하였다. 최종 처분량 산정을 위해 SOLIDWORKS를 사용하 였으며, 절편의 크기는 용기의 높이 부분에 맞춰 먼저 절단한 후 길이 방향으로 절단하는 것을 고려하였다. Fig. 6.

    3.1.고리 1호기 원자로 압력용기 사양

    고리 1호기 원자로 압력용기는 실린더 형태의 몸통 부분 과 분리 가능한 위쪽 헤드, 그리고 아래쪽 헤드의 3부분으로 나뉜다. 고리 1호기 원자로 압력용기 관련 정보를 Fig. 7과 Table 3에 정리하였다. 본 논문에서는 폐기물량 산정을 위 해 원자로 압력용기 헤드 부분을 반구의 형태로 가정하여 총 높이가 15.791 m인 것으로 고려하였으며, 원자로 압력용기 몸통의 내외부 지름은 각각 3.352 m와 3.684 m로 일정한 것 으로 고려하였다.

    3.2.최종 처분량 산정을 위한 기본 가정

    본 논문에서는 고리 1호기 원자로 압력용기 해체 시 발 생하는 방사성폐기물 최종 처분량을 산정하는데 있어 계산 의 단순화를 위해 몇 가지의 가정이 사용되었다. 우선, 콘크 리트 처분용기와 스페인의 처분용기를 이용한 계산에서 원 자로 해체 시 원자로 압력용기의 모든 부분은 저준위 방사성 폐기물로 가정하였으며, 동일한 폐기물 처분용기에 처분하 는 것으로 가정하였다. 또한, 원자로 압력용기의 몸통 부분 은 완전한 실린더 형태로 가정하였으며, 계산의 편의를 위 해 inlet 및 outlet 노즐 부분은 처분량 산정에서 제외하였다. 원자로의 위 및 아래쪽 헤드 부분(이하 각각 upper head 및 bottom head)은 완벽한 반구의 형태로서 같은 모양 및 크기 로 가정하였다. 한편, 최종 처분 시의 무게 산정을 위해 원자 로 압력용기는 SA508-Cl2의 밀도인 8.24 tonf/m3를 가정하 였으며, 경주 방폐장 처분 드럼 포장용기와 MOSAIK 용기를 이용한 무게 산정에서는 최대 적재 무게 제한으로 인해 절단 된 원자로 압력용기 절편들만 처분용기에 넣어 처분하는 것 을 고려하였다. 또한 MOSIAK 용기에서 폐기물은 IP-2 type 으로 가정하여, 내부 차폐체는 고려하지 않았다. 스페인 처 분용기의 경우 원자로 압력용기 절편을 채우고 남은 부분은 콘크리트 모르타르로 채우는 것을 고려하였다.

    3.3.해체 폐기물 처분용기를 고려한 원자로 압력 용기 절단 및 적재 방법

    3.3.1.경주 방폐장 처분 드럼 포장 용기–드럼 16개 적재용

    고리 1호기 원자로 압력용기 해체 시 발생하는 방사성폐 기물 최종 처분량 산정을 위해 우선 경주 방폐장 처분 드럼 포 장 용기 중 16개 드럼이 적재 가능한 처분용기를 고려하였다. 이 때, 원자로 압력용기 절단 시, 원자로 압력용기의 위 및 아 래 헤드 부분은 높이 0.644 m, 0.664 m, 0.554 m로 절단한 뒤 방사형으로 40°각도로 절단하여 총 27조각의 절편을 처분 용기에 적재하는 것으로 고려하였다. 원자로 압력용기의 몸 통 부분은 높이 0.824 m로 절단한 뒤 방사형으로 90°로 절 단하여 총 8조각을 적재하는 것을 고려하였다. Fig. 89는 원자로 압력용기 절단 후 드럼 16개 적재용 처분용기에 적재 된 모습을 나타낸 것이다.

    3.3.2.경주 방폐장 처분 드럼 포장 용기–드럼 9개 적재용

    경주 방폐장 처분 드럼 포장 용기 중 9개 드럼이 적재 가능한 처분용기를 해체 원자로 압력용기 처분용기로 가정 하여 폐기물량을 산정하였다. 원자로 압력용기 몸통 부분은 높이 0.91 m로 절단한 후 방사형으로 100°로 절단하여 총 12조각으로 절단하는 것을 고려하였다. 원자로 압력용기 헤 드 부분은 높이 0.90 m로 절단한 후 첫 번째 두 번째 조각은 방사형으로 40°로 절단하여 9조각으로 절단하는 것을 고려 하였으며, 세 번째 조각은 방사형으로 53°를 기준으로 절단 하는 것을 가정하였다. Fig. 1011은 원자로 압력용기의 헤드 부분과 몸통 부분을 절단한 후 사각 용기에 적재한 상황 을 각각 나타낸 것이며, 최대 적재 무게 제한으로 인해 적재 효율이 높지 않은 것을 확인할 수 있다.

    3.3.3.원통형 처분용기

    원통형 처분용기의 경우 원자로 압력용기 해체 처분 시 절 단 횟수를 줄일 수 있는 장점이 있다. 이에 따라, 지름 4.25 m, 높이 2.72 m 크기의 원통형 처분용기에 해체 후 적재할 수 있도록 고리 1호기 원자로 압력용기를 상대적으로 적은 횟 수로 절단하는 경우를 고려하여 최종 처분량을 산정하였다. 즉, 원자로 압력용기 각 부분의 경우 위 및 아래 헤드 부분 의 경우 절단하지 않고 처분하는 것으로 고려하였으며, 몸통 부분은 총 높이 8.24 m로서 2.42 m 높이를 갖는 원통형의 4조각으로 절단하여 처분하는 것으로 고려하였다. 다음의 Fig. 12는 원자로 압력용기의 위쪽과 아래쪽 헤드부분이 별 도로 절단 해체된 후 원통형 처분용기 내 적재된 것을, 그리 고 Fig. 13은 원자로 압력용기 몸통 부분이 절단 후 적재된 것 을 나타낸 것이다.

    3.3.4.사각 처분용기 CE-2a 사용 1안

    사각 처분용기의 경우 최종 처분량 산정을 위해 우선 CE-2a를 사용하는 것을 고려하였다. 이 때, 원자로 압력용기 절단 시 사각 처분용기에 적재 가능토록 함과 동시에 절단 횟수를 줄이기 위해, 원자로 압력용기의 위 및 아래 헤드 부 분은 Fig. 14에서 보는 바와 같이 각각 6조각으로 절단한 뒤 사각 처분용기에 적재하는 것으로 고려하였다. 원자로 압력 용기의 몸통 부분은 Fig. 15에서 보는 바와 같이 높이 1.8 m 로 절단한 뒤 각 부분을 방사형으로 45° 로 총 40조각으로 절 단하는 것을 가정하였다.

    3.3.5.사각 처분용기 CE-2a 2안

    CE-2a 사각용기를 사용할 경우 3.3.4에서 고려된 절단 방법과 비교하여 절단을 추가한 경우로서, 원자로 압력용기 의 헤드 부분을 1안에 비해 절편 높이가 반이 되도록 절단하 는 것으로 가정하였다. 즉, 원자로 압력용기 몸통 부분은 높 이 0.9 m로 절단한 후 다시 각각 18조각으로 절단하는 것을 고려하였다. 다음의 Fig. 1617은 원자로 압력용기의 헤드 및 몸통 부분을 1안에 비해 절반 크기로 절단한 후 사각 용기 에 적재한 상황을 각각 나타낸 것이다.

    3.3.6.MII-10T

    MII-10T 용기에 원자로 압력용기를 처분할 경우, 원자 로 압력용기 위 및 아래 헤드 부분의 높이를 고려하여 동일 한 높이로 절단하기 위해 방사형으로 30°로 3조각으로 절단 하였으며 각 조각들을 방사형으로 10°로 36조각으로 절단하 는 것을 가정하였다. 각 절편들은 Fig. 18과 같이 적재하는 것을 고려하였다. 원자로 압력용기 몸통 부분은 Fig. 19와 같 이 높이 1.03 m로 절단한 뒤 각 조각을 방사형으로 36조각으 로 절단하는 것을 고려하였다.

    3.3.7.MII-12T

    MII-12T는 외부 규격은 동일하지만 내부용량이 620 dm3 으로 MII-10T보다 70 dm3 작아 적재 효율이 MII-10T보다 낮게 나타났다. 절단된 절편의 크기는 동일한 크기를 사용하 였으며 원자로 압력용기 위 및 아래 헤드 부분은 적재효율을 높이기 위해 Fig. 20에 나타난 바와 같이 절단된 절편들을 적 재하는 것으로 고려하였다. 각 원자로 압력용기 몸통 부분은 Fig. 21과 같이 적재하는 것을 고려하였다.

    3.3.8.MII-15 KKI

    MII-15 KKI의 외부 규격은 앞서 다루었던 MII-10T, MII-12T 용기와 동일하나, 내부 용량은 490 dm3으로 다른 용기들에 비해 작아 적재 가능한 량이 상대적으로 작다. 적재 를 위해 절단한 절편의 크기는 앞서의 경우와 동일하다고 가 정하였으며, 원자로 압력용기 위 및 아래 헤드 부분은 Fig. 22 와 같이 각각의 절편을 따로 적재하는 것을 고려하였다. 원자 로 압력용기 몸통부분은 Fig. 23과 같이 적재하였다.

    3.8.원자로 압력용기 최종 처분량

    3.3에서 고려한 처분용기 및 원자로 압력용기 절단 방법 을 토대로 산정된 최종 처분량을 Table 4에 정리하였다.

    드럼 16개 적재용 경주 방폐장 처분 드럼 포장 용기를 사 용할 경우 원자로 헤드 위 및 아래 부분은 절편 형상 및 크기 에 따라 처분용기 당 18, 18, 3조각의 절편을 적재할 수 있으 며, 원자로 압력용기의 위 및 아래 헤드 부분에 대해 총 8개의 처분용기가 필요한 것으로 나타났다. 원자로 압력용기 몸통 부분은 처분용기 당 4조각의 절편을 적재할 수 있으며 총 10개의 처분용기가 필요한 것으로 나타났다. 따라서, 드럼 16개 적재용 경주 방폐장 처분 드럼 포장 용기를 사용 시 원 자로 압력용기의 최종 처분량은 부피 153 m3인 것으로 산정 되었다. 또한 최종 처분 시의 처분용기 당 최대 무게는 처분 용기 자체 무게 및 원자로 압력용기 절편의 무게를 고려하여, 13.6∼18.3 tonf으로 예측되었다.

    드럼 9개 적재용 경주 방폐장 처분 드럼 포장 용기 의 경우 드럼 16개 적재용에 비해 적재무게 제한으로 인해, 원자로 헤 드 위 및 아래 부분에 대해 처분용기 당 2조각의 절편을 적재 할 수 있으며, 총 43개의 처분용기가 필요한 것으로 나타났다. 원자로 압력용기 몸통부분은 처분용기 당 1 조각의 절편을 적 재할 수 있으며, 총 36개의 처분용기가 필요한 것으로 나타났 다. 따라서, 드럼 9개 적재용 경주 방폐장 처분 드럼 포장 용 기를 사용 시 원자로 압력용기의 최종 처분량은 부피 629 m3 인 것으로 산정되었다. 또한 최종 처분 시의 처분용기 당 최대 무게는 처분용기 자체 무게 및 원자로 압력용기 절 편의 무게 를 고려하여, 원자로 헤드 위 및 아래 부분은 모두 10.7 tonf, 원자로 압력용기 몸통 부분은 8.4 tonf로 나타났다. 드럼 16개 적재용 경주 방폐장 처분 드럼 포장 용기에 비해 드럼 9개 적재용의 경우 최종 처분량이 3.8 배 증가한 것으로 나타났으 며, 이는 드럼 9개 적재용 처분용기의 적재무게 제한에 의한 적재효율이 감소하였기 때문인 것으로 파악된다.

    스페인에서 사용된 원통형 처분용기를 사용할 경우 처 분용기 당 1조각의 절편을 적재할 수 있으며, 요구되는 원통 형 처분용기의 수는 원자로 압력용기의 위 및 아래 헤드 부분 에 대해 2개, 원자로 압력용기 몸통 부분에 대해 4개로 총 6 개의 처분용기가 필요한 것으로 나타났다. 즉, 원통형 처분 용기 사용 시 원자로 압력용기의 최종 처분량은 부피 271 m3 인 것으로 산정되었다. 또한, 최종 처분 시의 처분용기 당 최 대 무게는 처분용기 자체 무게 및 충전용 모르타르 무게를 고 려하여 헤드 부분과 몸통 부분에 대해 각각 126 및 133 tonf 로 예측되었다. 이는 현재 방사성폐기물 처분장에서 이용되 고 있는 크레인의 용량 한계인 20 tonf을 초과하는 것으로서, 절단 횟수를 줄이기 위한 원통형 처분용기를 사용할 경우 관 련 부대 시설의 마련 또는 개선이 필요한 것으로 판단된다.

    스페인에서 사용된 사각 처분용기의 경우, 원자로 압력용 기의 위 및 아래 헤드 부분에 대해서 처분용기 당 1개의 절편 만을 적재할 수 있는 것으로 나타났으며, 이 때 총 12개의 사각 처분용기가 필요한 것으로 나타났다. 또한, 원자로 압력용기 몸통 부분에 대해서는 처분용기 당 8조각을 적재할 수 있으 며, 이에 따라 총 4개의 처분용기가 필요한 것으로 나타났다. 처분용기 당 최대 무게는 헤드 부분 및 몸통 부분에 대해 처분 용기 자체 무게 및 충전용 모르타르 무게를 고려하여 각각 29 및 45 tonf로 예측되었으며, 총 부피는 178 m3로 산정되었다.

    또한, 동일한 사각 처분용기에 보다 많은 절단 횟수를 적 용할 경우, 원자로 압력용기의 위 및 아래 헤드 부분에 대해 처분용기 당 8조각을 적재할 수 있는 것으로 나타났으며, 따 라서 총 6개의 처분용기가 필요한 것으로 나타났다. 원자로 압력용기 몸통 부분의 경우 처분용기 당 36조각을 적재할 수 있는 것으로 나타났으며, 총 5개의 처분용기가 필요한 것으로 나타났다. 처분용기 당 최대 무게는 처분용기 자체 무게 및 모르타르 무게를 고려하여 원자로 헤드 부분의 경우 32 tonf 로 예측되었으며, 동일한 사각용기에 절단횟수가 작은 1안 에 비해 무게가 약 10% 증가하는 것으로 나타났다. 이는 곡 면에 해당하는 원자로 압력용기 헤드 부분을 보다 작게 자른 2안의 경우 처분용기 내 적재율이 상대적으로 높아지는 것 에 기인한다. 원자로 압력용기 몸통 부분의 경우 최종 처분 시 무게가 용기 당 약 45 tonf로 1안에 동일한 것으로 나타났 다. 이는 적재가능한 절편의 수가 증가하였으나, 충전한 모 르타르 양이 감소하였기 때문이다. 또한 원자로 압력용기 몸 통 부분의 적재율은 1안에 비해 증가하였으나, 필요한 처분 용기의 수는 변하지 않아 최종 처분량은 동일하게 나타났다.

    MOSAIK 용기를 이용한 폐기물량 산정에서는 다소 작 은 처분용기의 크기로 인해 적재 시 다른 전략을 채택하였다. 즉, 원자로 압력용기 위 및 아래 헤드부분의 경우 다소 큰 절 편들을 위주로 적재한 후 남은 공간에 보다 작은 절편들을 적 재하는 것으로 가정하였다. 이 때, 원자로 압력용기 위 및 아 래 헤드 부분에 대해 MII-10T 용기의 경우 총 84개의 처분용 기가 필요한 것으로 예상된 반면, 원자로 용기 몸통 부분의 경우 총 42개의 처분용기가 필요한 것으로 나타났으며, 이는 총 부피 165.2 m3에 해당되는 것으로 산정되었다. MII-12T 용기의 경우 원자로 압력용기 위 및 아래 헤드 부분에 대해 총 45개의 처분용기가 필요한 것으로 나타났으며, 원자로 압 력용기 몸통 부분에 대해 총 58개의 처분용기가 필요한 것 으로 나타났다. MII-15 KKI 용기의 경우 원자로 압력용기 위 및 아래 헤드 부분에 대해 총 120개의 처분용기가 필요한 것으로 나타났으며, 원자로 압력용기 몸통 부분의 경우 총 144개의 처분용기가 필요한 것으로 나타났다. MII-15 KKI 용기의 경우 원자로 몸통부분의 적재량이 무게 제한으로 인 해 매우 낮게 나타났다.

    MOSAIK 용기를 이용한 방사성폐기물 처분에서는 용기 의 내부용량 변화에 따른 최종 폐기물량의 상관관계에 관해 알아보았다. 폐기물 처분용기의 내부부피가 감소함에 따라 드 럼 당 적재 가능한 폐기물량은 감소하는 것으로 예측되었다. 따라서 적재효율을 처분용기의 내부 부피 당 폐기물의 부 피로 나타냈을 때, 적재효율은 원자로 압력용기 위 및 아래 헤드 부분과 원자로 압력용기 몸통 부분 모두 MII-10T에서 MII-12T, MII-15 KKI로 갈수록 감소하는 것으로 나타났다. 특히 원자로 압력용기 몸통 부분의 경우 MII-15 KKI의 적재 효율이 20%로 가장 낮게 나타났다. 전체 폐기물의 부피는 처 분용기의 내부부피가 감소할수록 증가하는 것으로 나타났다. 특히 원자로 해체를 위한 절단 및 포장 시 절편의 크기를 작게 하였을 때, 원자로 헤드의 용기 내부의 적재 효율은 11% 증가하였으나, 적재량은 절편의 크기를 크게 한 것에 비해 100% 증가한 것으로 나타났다. 몸통 부분의 경우 마찬가지 로 적재효율이 11% 정도 증가하였으며, 적재량은 12% 증가 한 것으로 나타났다. 원자로 압력용기 헤드 부분의 절편의 크기를 작게 하였을 때 적재량이 원자로 압력용기 몸통 부분 에 비해 많이 증가한 것은 원자로 압력용기 헤드 부분의 경우 3차원적인 입체 구조로 인해 절편의 크기가 클 때 적재효율 이 매우 낮았기 때문이며, 또한 절편을 작게 절단하였을 때 상대적으로 3차원적인 구조적 제한이 상쇄되었기 때문이다.

    4.결론

    경주 방폐장 처분 드럼 포장 용기 의 경우 드럼 16개 적 재용과 드럼 9개 적재용 모두 무게제한으로 인해 폐기물의 적재율이 10%대로 나타났다. 특히 콘크리트 처분용기에 원 자로 압력용기 몸통부분을 처분할 경우 적재효율은 10% 이 하로 나타났다. 드럼 16개 적재용 처분용기는 원자로 압력용 기 위 및 아래 부분에 대해 17%의 적재효율을 보여주는 것 으로 나타났다.

    원자로 해체를 위한 절단 및 포장 시 원자로 헤드의 경우 3차원적인 구조의 제한으로 인해 작게 절단하여 처분하는 것 이 최종 폐기물의 부피 감소 측면에서 유리한 것으로 나타났다. 반면 몸통 부분의 경우 헤드 부분에 비해 3차원적 구조의 제 한이 덜 하기 때문에 절편의 크기가 처분용기를 포함한 최 종 폐기물량에 크게 영향을 미치지 못하는 것으로 나타났다.

    감사의 글

    본 연구는 원자력안전위원회의 재원으로 한국원자력안 전재단의 지원을 받아 수행한 원자력안전연구사업의 연구결 과입니다. (No. 1305009)

    Figure

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    16-pack disposal container (left) and 9-pack disposal container (right) [6].

    JNFCWT-14-2-123_F2.gif

    Option A: 4.52 m in diameter by 2.28 m in height [7].

    JNFCWT-14-2-123_F3.gif

    Option B: CE-2a size (external dimensions: 2.25 m square by 2.2 m height) [7].

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    Option C: CE-2b size (exteranal dimensions: 2.25 m, square by 1.1 height) [7].

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    Description reactor vessel head cutting method.

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    Description reactor vessel cylinder cutting method.

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    Description of Kori unit 1 reactor vessel [9].

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    Packaged piece from the reactor vessel head.

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    Packaged piece from the reactor vessel body.

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    Packaged piece from the reactor vessel head.

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    Packaged piece from the reactor vessel body.

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    Packaged piece: reactor vessel head part.

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    Packaged piece: reactor vessel body part.

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    Packaged piece from the reactor vessel head.

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    Packaged piece from the reactor vessel body.

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    Packaged piece from the reactor vessel head.

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    Packaged piece from the reactor vessel body.

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    Packaged piece from the reactor vessel head.

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    Packaged piece from the reactor vessel body.

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    Packaged piece from the reactor vessel head.

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    Packaged piece from the reactor vessel body.

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    Packaged piece from the reactor vessel head.

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    Packaged piece from the reactor vessel body.

    Table

    Radioactive waste disposal container in Korea [6]

    Dimension of MOSAIK Casks [8]

    Dimensions and weight of Kori unit 1 reactor vessel

    Amount of radioactive waste from the reactor vessel in Kori unit 1

    Reference

    1. Song JS , Kim YG , Lee SH (2014) “A Study on Radioactive Source-term Assessment Method for Decommissioning PWR Primary System” , JNFCWT, Vol.2 (2) ; pp.153-164
    2. Min BY , Park JW , Choi WK , Lee KW (2009) “Separation of Radionuclide from Dismantled Concrete Waste” , J. of the Korean Radioactive Waste Society, Vol.7 (2) ; pp.79-86
    3. Lee KJ , Kim HS , Shin SW , Song MJ , Lee YK (2004) “Estimation of Radioactive Inventory for a Major Component of Reactor in Decommissioning” , J. of the Korean Radioactive Waste Society, Vol.2 (1) ; pp.69-75
    4. OECD (2003) “Decommissioning Nuclear Power Plants: Policies, Strategies, and Costs”, Nuclear Energy Agency,
    5. Lee GD , Park JS (2005) The Study of Establishing IES Baseline Supply Plan , Korea Energy Economics Institute Report 2005-E-NM01-P-01,
    6. Park JB , Jung HR , Lee EY , Kim CL , Kim GY , Kim KS , Koh YK , Park KW , Cheong JH , Jeong CW , Choi JS , Kim KD (2009) “Wolsong Low-and Intermediate-Level Radioactive Waste Disposal Center: Progressand Challenges” , NET, Vol.41 (4) ; pp.477-492
    7. OECD (2012) The Management of Large Components from Decommissioning to Storage and Disposal, The Task Group on Large Components of the NEA Working Party on Decommissioning and Dismantling Report, NEA/ RWM/R(2012)8,
    8. Gestermann G (2004) “MOSAIK 20 Years of Experience with a Cask System for Transportation, Conditioning and Storage of Rdioactive Waste”,
    9. Kim IJ (2013) “Evaluation of Optimized dismantling Techniques for Reactor Pressure Vessel Segmentation in KSNP” , Master degree dissertation Kepco Internation al Nuclear Graduate School,

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