1.서론

국내 원자력 발전은 1978년 고리 1호기 원자력발전소의 상업운전을 시작으로 현재 고리, 월성, 영광, 울진에서 총 24 기의 원전이 운영 중에 있다. 발전소의 안정적인 운영을 위해 서는 철저한 안전 정비, 노후 시설 교체등과 같은 작업이 필 요하다. 필연적으로 정비 및 노후 시설 교체에 따른 방사성 폐기물이 발생하며, 발생된 방사성폐기물에 대한 처리가 요 구된다. 원전 운영 중 발생된 폐기물의 상당 부분은 그 준위 가 매우 낮으며 발생량의 대부분을 차지하고 있다. 최근 고 리1호기 해체결정과 더불어 원자력 발전소 해체 시에는 더 많은 폐기물이 발생할 것으로 예상된다.

운영 중 발생한 방사성폐기물의 대부분은 금속폐기물이 다. 이러한 방사성 금속폐기물은 대부분 절단 후 제염을 통 해 자체처분 절차에 따라서 오염도가 낮은 폐기물을 규제대 상에서 해제하여 일반폐기물과 같이 매립, 소각 및 재활용의 방법으로 자체처분하고 있다. 이러한 극저준위 방사성금속 폐기물을 오염여부 판단을 통해 재활용 할 수 있다면 처리, 처분 비용 감소 효과가 있을 것으로 판단된다.

본 연구에서는 자체처분 및 재활용을 위한 국내외 처분 현황 및 규제요건을 분석하였으며, 실제 원자력발전소 해체 시 발생되는 방사성금속폐기물을 재활용 하였을 시 작업자 와 제한적 재활용 시나리오의 방사선학적 위해도를 평가하 기 위해 RESRAD-RECYCLE 코드를 활용하였다.

2.자체처분 규제 요건분석 및 국내 자체처분 현황 및 사례

방사성폐기물 분류기준의 경우 과거에는 1994년 IAEA 안전기준의 발생폐기물 분류체계를 반영하여 원자력안전법 제2조(정의) 제18항에서는 고준위 방사성폐기물과 중·저 준위 방사성폐기물로 분류되어 왔다. 현재는 잠재위험도 및 안전성 확보를 위해 기존의 방사성폐기물 분류기준과 이에 따른 처분 방식을 개선하기 위하여 제18회 원자력안전위원 회를 열고, 원전의 부품 교체 및 해체 시 발생할 수 있는 방 사성폐기물에 대한 분류체계화 기준을 마련하고 원자력안전 위원회 고시 제2014-3호를 개정하여 신 분류체계를 적용해 오고 있다. 신 분류체계에 맞는 분류기준을 마련하기 위하여 규제해제 농도기준을 도입하였으며 잠재위험도와 최적의 처 분방식에 따라 방사성폐기물을 재 분류하였다[1].

2.1.자체처분 규제 요건 분석

2.1.1.국내

국내에서는 방사성폐기물의 신 분류체계 적용 과정에서 “처분 제한치 미만의 방사성폐기물”을 규제 해제 대상 폐기 물로 규정하고 규제해제 절차를 개정하였다. 규제해제 기준 (핵종별 농도 또는 선량)은 IAEA RS-G-1.7을 도입하였으며 규제해제 폐기물은 원자력 안전법의 적용범위에서 제외하도 록 규정한 바 있다. 향후 규제해제 제도를 원자력시설 발생 방사성폐기물과 RI 폐기물에 대해 분리 적용할 수 있는 방향 으로 개선하여 제한적 규제해제를 통한 금속방사성폐기물의 재활용을 염두에 두어야 하는 실정이다.

원자력위원회 고시 제2014-3호에 의하면 자체처분 허용 농도 미만인 방사성폐기물과 자체처분 허용선량을 만족하는 것이 입증된 방사성폐기물은 자체처분 할 수 있다. 방사성 핵종별 자체처분 허용농도는 Table 1에 나타내었다. 영 제 107조 제3항 제2호에서“위원회가 정하여 고시하는 자체처 분 허용기준”이라 함은 다음과 같다.

자체처분사업자는 다음 각 호의 사항을 포함한 방사성폐 기물 자체처분 절차서를 마련하여, 그 절차서에 따라 자체처 분에 관한 제반업무를 수행하여야 한다.

2.1.2.국외

2.1.2.1.IAEA

IAEA에서는 1996년 국제방사선방호안전기준(BSS-115) 를 발간하여 현재 대부분의 국가들이 규제해제 기준 또는 규제해제를 위한 핵종별 농도기준의 유도근거가 되는 선량 기준을 발표하였다. 즉 개인선량 10μSv·y^-1 및 집단선량 1 Person-Sv·y^-1를 만족하는 정당화된 행위 및 방사선원은 규제면제될 수 있다고 기술하고 있으며, 규제면제 기준농도 및 수량을 제시하였다. 1998년에는 IAEA-TECDOC-1000을 통해 의학, 연구, 산업분야에서 발생하는 방사성물질에 대 한 규제해제 농도를 발표하였다. 2004년도에는 IAEA Safety Guide RS-G-1.7을 발표하여 규제면제, 규제해제에 대한 개 념제시와 자연방사성핵종 뿐만 아니라 257개 인공핵종에 대한 자체처분농도를 제시하였다. RS-G-1.7 안전기준에 제 시된 자체처분농도는 10μSv·y^-1의 개인선량으로부터 유도 되었으며, 외부피폭, 호흡, 섭취에 의한 시나리오가 고려되 었다. 각 시나리오에 따라 유도된 수치 중 가장 낮은 값이 선정되었다[1,2].

IAEA RS-G-1.7 안전기준의 자체처분 농도기준은 일본, 호주, 핀란드 등의 국가에서 기 채택하여 규제기준으로 활용 하고 있다. 일본에서는 ³H, ⁵⁴Mn, ⁶⁰Co, ¹³⁷Cs 등 원전 등에서 발생할 수 있는 33개 주요 핵종에 대하여 IAEA Safety Guide RS-G-1.7의 기준과 유사한 규제해제농도 기준을 도입하여 적용하고 있다[3].

2.1.2.2.스웨덴

스웨덴에서의 자체처분은 SSI FS 1996:2 규정에 따라 시 행되고 있으며, 상기 규정은 고체폐기물의 매립, 재활용 및 폐유의 소각에 활용되고 있다. SSI FS 1996:2 규정에 따르면, 방사성폐기물의 자체처분 경우에는 10μSv·y^-1를 만족하여 야 한다. 또한 현행 스웨덴의 규제요건에 따르면 VLLW의 무 제한 규제해제준위는 총 방사능 0.5 Bq·g^-1이하(이중 α선 방출핵종의 농도는 0.1 Bq·g^-1)이고, 폐기물을 생황폐기물 매립장에 매립할 경우에 적용되는 규제해제 준위는 총 방사 능 5 Bq·g^-1 이하(이중 α선 방출핵종의 농도는 0.5 Bq·g^-1 이하)이며, 원전의 방사선관리구역에서 반출될 수 있는 폐기 물의 총 방사능은 연간 1GBq 이하로 제한되고 있다. 한편, 폐유를 소각할 때 적용되는 규제해제기준은 β 선 및 γ 선을 방출하는 핵종의 경우 5 Bq·g^-1, α선을 방출하는 핵종의 경 우 0.1 Bq·g^-1 이하로 규정되어 있다. 2004년을 기준으로 연 간 약 600톤의 VLLW가 생활폐기물 매립장에 매립되었고, 방 사능 농도가 0.5 Bq·g^-1 미만인 고철 약 500톤이 규제해제 제도를 통해 재활용 되었다. 스웨덴에서는 폐유 소각 등 대 부분의 자체처분은 사업자가 시행을 하고, 연 1회 그 결과를 SSI에 보고를 하고 있다. 그러나 금속폐기물의 용융처리, 핵 연료제조시설로부터의 폐기물, 건물해체 폐기물, PVC 재활 용 등의 자체처분에 대해서는 case-by-case의 사전심사를 거 쳐 규제해제를 수행하고 있다. 이 중에서 VLLW는 무제한 규 제해제, 규제기관의 결정에 따른 조건부 규제해제, 특수 연 소로를 이용한 소각처리(폐유에 한함) 등의 방법으로 규제 해체 하거나, 또는 원자력법에 따라 허가된 처분시설(SFR)에 처분하거나 VLLW 전용 처분시설에 처분할 수 있도록 허용 되고 있다[4]. 현재 SSI는 유럽 방호기준 122(EU RP-122)와 IAEA RS-G-1.7의 자제처분 제한농도를 비교하여, 새로운 자 체처분 농도기준을 유도하고 있다.

대형 폐 금속설비는 STUDSVIK에서 제염 및 용융 처리하여 자체처분이 시행되고 있으며, 지금까지 스웨덴에서 발생한 4기의 증기발생기가 처리되었다. 2009년도에는 Ringhals 원전에서 원자로헤드 폐기물이 발생하였으며 당 헤드도 STUDSVIK에서 처리될 예정이다. 스웨덴 SSI는 유출물관리 및 방사선방호분야의 규제를 수행하였으며, SKI는 그 외 분 야의 규제를 수행하고 있었으나, 일부 분야에 대해 두 기관으 로부터 중복규제가 수행되고 있어 2008년 7월을 기해 두 기 관을 병합하여 SSM으로 발족하였다[5,6].

2.1.2.3.핀란드

핀란드에서는 VLLW를 일반 규제해제 또는 사안별 규제 해제 제도를 통해 재이용 및 재활용하거나 또는 매립장에 처 분할 수 있도록 허용되고 있다. Olkiluoto 원전에서는 이러 한 폐기물을 처분하기 위한 전용 매립장을 부지 내에 조성하 여 운영하고 있으며, Loviisa 원전에서는 규제해제된 폐기물 을 지역 매립장에 처분할 수 있도록 협약을 체결하고 있다. 일반 규제해제의 경우, 대량의 물질에 대해서는 IAEA의 규 제해제 안전지침을 준용하고, 원자력시설 당 연간 100톤 이 내 소량의 물질에 대해서는 α선 방출핵종, 고 에너지 β·γ 선 방출핵종(⁵⁴Mn, ⁵⁸Co, ⁶⁰Co, ⁶⁵Zn, ⁹⁰Sr, ¹⁰⁶Ru, ^110mAg, ¹²⁴Sb, ¹²⁵Sb, ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs, ¹⁴⁴Ce 등) 및 저에너지 β·γ 선방출핵종 (³H, ¹⁴C, ⁵¹Cr, ⁵⁵Fe, ⁶³Ni 등)의 체적오염 규제해제준위를 각 각 0.1 Bq·g^-1, 1 Bq·g^-1, 및 10 Bq·g^-1으로, 표면오염 규 제해제준위를 각각 0.4 Bq·cm^-2, 4 Bq·cm^-2 및 40 Bq·g^-2 로 규정하고 있다. 한편, 규제기관이 규제해제준위를 사안 별로 승인하는 사안별 규제해제의 경우, 폐기물의 평균 방 사능농도를 10 Bq·g^-1 미만으로, 인수자가 소유하게 될 방 사능 총량을 1GBq 미만(α 방사능은 10 MBq 미만)으로 제 한하고 있다[4].

2.1.2.4.벨기에

벨기에는 EU Directive 80/836/Euratom (이후 84/467/ Euratom으로 개정)에 명시된 기본안전기준(Basic Safety Standards)에 근거한 방사선방호기준을 적용하고 있다. 일단 자연 방사선준위를 초과하는 방사성폐기물에 대해서는 법령 상의 별도 조항에 따라 규제하고 있으며, 고체폐기물에 대하 여 적용되는 일반적인 규제해제준위는 없다. 벨기에는 Euro- Chem 재처리공장 해체폐기물에 대한 제한적 규제해제를 사 안별로 허용한 바 있으며, 당시 적용된 기준치는 다음과 같다.

당시 벨기에가 적용한 α핵종에 대한 표면오염도 기준치 는 국내 방사선관리구역 반출기준과 동일한 수준이며, β/γ핵 종에 대한 표면오염도는 국내 반출기준의 1·10^-1 수준이다.

한편 최근에는 사안별 규제해제가 부분적으로 허용되고 있으며, 규제해제농도 기준으로는 IAEA-TECDOC-855에서 권고한 값을 참고하고 있는 것으로 알려져 있다. 현장의 방 사선방호 담당 부서는 규제해제농도기준의 만족여부를 개관 적으로 입증하기 위한 조치를 취하고 있으며, 규제해제 관련 사항은 규제기관에 보고되고 있다.

최근 벨기에는 개정된 EU Directive(96/26/Euratom)을 자국내 법령에 반영하기 위한 작업을 추진 중이며, 이미 관 련 법안은 정부의 승인을 받은 상태로서 유럽의회의 자문을 위하여 대기중인 것으로 알려져 있다. 개정 법령에서는 일 반 규제해제기준이 반영된 것으로 알려져 있으나 아직까지 EC Radiation Protection No. 122에 제시된 평가결과를 전면 반영할 것인가의 여부는 확정되지 않았다. 그러나 지금까지 확인된 바에 따르면, 벨기에는 EC Radiation Protection No. 122에 제시된 일반 규제해제기준과 독일 방사선방호위원회 (SSK; Commission on Radiological Protection)의 1995년 권 고값 중에서 상대적으로 보수적인 수치를 채택할 가능성이 클 것으로 예상된다[7].

2.1.2.5.미국

US NRC는 1990년 BRC(Below Regulatory Concern) 정 책성명을 발표함으로써 규제해제 개념의 본격적인 시행을 계획한 바 있으며, 1994년까지는 사안별 평가를 통하여 원자 로 시설에서 발생된 일부 고체폐기물에 대해 규제해제를 허 가하였다. US NRC는 1999년 NUREG-1640(Radiological Assessments for Clearance of Materials from Nuclear Facilities) 의 발간을 통해 규제해제 시 방사선영향이 10 μSv·y^-1 에 해당하는 방사능농도를 제시하였다[8].

현재 US NRC는 관련 지침과 규정에 따라 고체상 물질 의 규제해제를 극히 제한적으로 허용하고 있다. 원자로시 설에서 발생된 표면오염 고체폐기물은 Reg. Guide 1.86에 따른 오염도 조사결과 자연방사선 준위를 초과하는 방사 능이 검출되지 않는 경우에 한하여 규제에서 제외될 수 있 다. 한편 원자로에서 발생된 체적오염 고체폐기물은 Reg. Guide 1.86에 제시된 수치보다 더욱 보수적인 검출하한치 조건에서 수행된 방사능 계측결과에 따라 자연방사능 준위 를 초과하는 폐기물은 규제해제가 허용되지 않는다. 이와 관련하여 US NRC는 Information Notice 88-22(Disposal of Sludge from Onsite Sewage Treatment Facilities at Nuclear Power Stations)에서 체적오염 폐기물에 대하여 환경시료의 측정에 적용되는 γ선핵종의 검출하한을 적용하여 천연방사 성물질과 허가대상 방사성물질의 오염도 구분하여야 한다 는 규제입장을 표명한 바 있다. 아직까지 사안별 선량평가 에 적용되는 단일 기준치가 확정되지는 않았지만, 일반인 선 량한도인 총유효선량당량 (Total Effective Dose Equivalent; TEDE) 1 mSv·y^-1의 매우 작은 비율임을 입증하여야 한다. 참고로 1992년 US NRC는 핵연료주기시설인 Allied Signal 사 (이후 Honey Well로 변경)에서 발생된 미량의 핵연료물 질로 오염된 CaF₂를 철강산업에 사용되는 용제로 재활용하 는 방안을 승인한 바 있으며, 당시 적용된 선량기준은 TEDE 0.25 mSv·y^-1였던 것으로 알려져 있다.

예외적으로 일반인에 대한 잠재적인 선량이 연간선량한 도의 작은 비율인 경우에는 원자로시설 및 비원자로시설에서 발생된 고체폐기물에 대하여 매립을 통한 허가배출이 허용 될 수 있으나, 아직까지 이러한 허가사례는 확인되지 않았다.

US NRC는 BRC 정책성명을 철회한 후 1994년부터 규 제해제기준을 도출하기 위한 연구를 재개하였으며, 1999년 NUREG-1640의 발간을 통하여 도출된 농도기준(안)을 제 시하였다. 그러나 일반인과 산업계의 다양한 이견을 보임 에 따라 현재 국립과학원(National Academy of Science)의 주도로 검토를 재수행하고 있다. 미국 보건물리학회는 규 제해제를 위한 사전 선별기준에 관한 산업기술기준 ANSI/ HPS-N13.12(1999)를 발간하였다. 그러나 아직까지 규제 기관이 동 기준을 채택하지 않음에 따라 실제 적용되지는 못하고 있다.

한편 2000년 1월에 US DOE는 체적오염 된 금속폐기물 에 대한 규제해제를 US NRC가 연방법을 수립할 것인가의 여부를 결정하기 전까지 무기한 유예한다고 선언하였으며, 현재 방사성폐기물의 규제해제를 허용하지 않고 있다. 또 한 2001년 1월에 US DOE의 장관 Mr. Richardson은 일련의 각서를 통하여 폐금속의 규제해제를 계속 연기할 것이며, 산 하 시설 내에서 납을 재이용하는 데 정책의 우선순위를 둔다 고 발표한 바 있다[7].

2.1.2.6.독일

독일은 EURATOM 기본안전기준을 도입하여, 2001년 방 사성물질의 규제해제기준을 포함하는 방사선방호조례를 제 정하였다. 당 조례를 통하여 고체 및 액체방사성물질, 건물 잡석, 토양 등에 적용될 수 있는 300여개의 핵종에 대한 규 제해제 기준을 제시하였으며, 원자력 시설의 제염/해체로 발 생하는 폐기물에 대해 광범위하게 적용을 시도하고 있다[8].

독일에서는 입법자문기구인 SSK가 10μSv·y^-1 개인선 량 기준에 근거하여 권고한 핵종별 규제해제농도기준을 적 용하고 있다. SSK의 규제해제 권고값은 기본안전기준에 명 시된 약 300개의 방사성핵종을 대상으로 한다. 독일에서는 1999년 이후 규제해제 제도의 폐지 또는 연기를 주장하는 반 대 세력이 있었으나, 최근에는 상당히 완화된 상태인 것으로 알려져 있다. 동 규제해제 권고값은 모든 물질에 대하여 전 처리 또는 처리방법에 대한 특별한 제한조건 없이 적용되고 있다. 그러나 최근 독일에서는 EC RP No. 122에 제시된 수치 를 반영하여 규제해제농도기준을 개정하기 위한 논의가 진 행되고 있는 것으로 알려져 있다. 한편 현재 SSK가 권고하고 있는 표면오염도에 근거한 규제해제기준은 EC RP No. 89에 제시된 수치 보다 낮은 수준이며, 최근 이에 대한 개정작업 을 수행하고 있는 것으로 알려져 있다.

독일에서는 특정한 몇 가지 시나리오에 따라서 특정한 물자가 조건부로 규제에서 제외될 수 있으며, 이는 조건부 규제해제 또는 허가배출에 해당하는 것이다. 예를 들어 폐 기물 발생자가 특정 폐기물의 형태와 특성이 매립 또는 소각 에만 적절함을 입증할 수 있다면, 이러한 제한된 시나리오에 한하여 일반적인 규제해제준위가 아닌 시나리오별로 설정 된 규제해제준위를 적용할 수 있다. 예를 들어 특정한 핵종 의 일반적인 규제해제준위가 0.1 Bq·g^-1이더라도 매립 또는 소각에 대한 규제해제 준위는 4 Bq·g^-1, 재활용을 위한 금속 의 용융에 대해서는 0.6 Bq·g^-1 등으로 시나리오별로 상이 한 기준치가 적용될 수 있다. 현재 방사선방호령에서는 이러 한 제한적 규제해제의 적용 대상을“매립장 또는 소각장에 서의 고체폐기물 처분”및“철거만을 고려하는 건물”로 정 의하고 있다.

2001년 하반기로부터 시행되고 있는 방사선방호령 (RPO : Radiation Protection Ordinance)에서 일반 규제해 제의 대상으로 언급하고 있는 대상들은 다음과 같이 정리 할 수 있다[7].

2.1.2.7.영국

영국은“전리방사선규정 1999”를 통하여 EU Directive( 96/26/Euratom)를 이행하고 있으며, 방사성폐기물의 처분에 관한 사항은“방사성물질법 1993”에 따라 규제하고 있다. 현행 규제면제 및 규제해제 관련 조항에 대한 평가결 과 개인선량기준 10μSv·y^-1와 거의 부합하는 것으로 결론 이 지어짐에 따라“방사성물질법 1993”은 개정되지 않았다.

원자력산업계를 포함한 모든 산업계에서 고체상 물질의 규제해제준위는 인공 방사성핵종에 대하여 0.4 Bq·g^-1 이다. 천연방사성핵종을 함유한 고체상 물질의 규제해제준위는 11.1 Bq·g^-1(우라늄), 2.59 Bq·g^-1(토륨), 0.74 Bq·g^-1(납), 0.37 Bq·g^-1 (Ra, Pa, Ac, Po 등 기타 천연방사성핵종) 등이 다. 이러한 규제해제준위는 원자력산업계 뿐만 아니라 비원 자력산업계에서도 적용할 수 있다.

규제면제령(Exemption Order)에서는 천연방사성핵종 을 함유한 고체상 물질의 규제해제를 다음과 같이 허용하고 있다; 위에 나열한 핵종의 경우 14.8 Bq·g^-1, 희토류금속 및 Ce, Gd, Zr 등은 37 Bq·g^-1. 이러한 조항은 모든 산업계에서 적용할 수 있으나, 특히 NORM 산업계에서 일반적으로 적용 된다. 한편 영국에서는 표면 오염도 기준치를 사안별로 결정 하고 있는 것으로 알려져 있다[7].

2.2.국내 자체처분 현황

국내의 경우, 1994년 한전원자력연료(주)에서 발생한 NaF 폐기물에 대한 자체처분이 처음 시행된 이후, 1995년 부터 원전에서 발생한 방사성폐기물의 자체처분이 시행되었 다. 그 후 관련 법령의 정비를 통하여 2000년부터 본격적으로 자체처분이 시행되었으며, 최근에는 자체처분 대상 폐기물 종류 및 수량이 증가하고 있는 추세이다.

주요 자체처분대상 폐기물에는 토양, 폐 콘크리트, 철재 류, 활성탄, 폐수지, 폐유 등이 있으며 목재 및 종이류 등도 일부 자체처분 되고 있다. 자체처분 방법을 살펴보면, 철재류 는 대부분 재활용되고 있으며, 토양, 폐수지, 활성탄, 콘크리 트 등은 매립장에 매립하고 있다. 폐유, 폐수지, 종이 등은 허 가 받은 폐기물 처리시설에서 소각하고 있다. Table 2는 최근 8년간(2005~2012년) 기관별 자체처분 계획서 신청건수를 보 여주고 있다. 발전용 원자로 사업자인 한국수력원자력(주)은 철재류, 폐수지, 활성탄, 콘크리트 등 다양한 종류의 폐기물 에 대하여 자체처분을 시행하고 있으며, 신청건수가 다른 기관에 비하여 많다. 한전원자력연료(주)는 연평균 3~4회 정도 금속폐기물과 콘크리트 폐기물에 대한 자체처분을 꾸 준히 시행하고 있으며, 2009년도부터 신청건수가 증가하고 있다. 한국원자력연구원은 연구로 1,2호기 해체과정에서 발 생한 방사성폐기물에 대하여 자체처분을 시행한 바 있다. 한 편, 2009년도에 신설된 한국방사성폐기물관리공단에서는 자체처분을 3회 실시하였다.

Fig. 1은 2005~2009년간의 폐기물 종류별 전체 자체처 분 수량을 보여주고 있다. 그림에서 알 수 있듯이 자체처분 전체의 절반 이상을 콘크리트가 차지하고 있으며 콘크리트 의 대부분은 매립을 가장 많이 시행하고 있으며, 철재류의 경 우는 대부분 재활용되고 있다[8].

3.선량평가를 위한 코드 선정 및 평가요건

RESRAD-RECYCLE 전산코드는 규제해제된 철재와 알루 미늄의 재활용 및 재이용 과정에서 유발되는 방사선학적 영 향을 평가하기 위한 목적으로 US DOE(Department of Energy) 의 지원 하에서 ANL(Argonne National Laboratory)의 EAD(Environmental Assessment Division)에서 2003년 개 발하였다. Fig. 2는 RESRAD-RECYCLE의 재활용 절차 개념 도를 나타낸다. RESRAD-RECYCLE 전산코드는 금속성 방사 성폐기물의 수집·운반·처리작업자(Worker)와 소비재 및 공공재를 이용하는 일반인(Public)에 대해서 총 41개의 시 나리오와 54개의 핵종에 대해서 잠재 피폭선량 및 위해도를 평가할 수 있다. 현재 국내외에서 재활용 및 자체처분을 위 한 평가코드는 RESRAD-RECYCLE 코드밖에 없는 실정이다 [9,10].

평가 결과는 개인선량과 집단선량, 누적선량으로 출력 되고, 자체처분을 위해서 국내 원자력 법에서 정하고 있는 “방사성폐기물 자체처분에 관한 규정”개인에 대한 연간 피 폭방사선량 10 μSv·g^-1 미만, 집단에 대한 총 피폭방사선량 1 Person-Sv·y^-1 미만을 만족해야 한다.

4.RESRAD-RECYCLE을 이용한 선량평가 대상 및 평가방법

RESRAD-RECYCLE 전산코드를 이용한 선량평가를 하 기 위해서는 먼저 평가 대상을 선정해야 한다. 원자력발전 소는 1차측과 2차측으로 나누어져 있고, 2차측 기기와 계통 은 대부분 저준위와 극저준위이므로 해체 시 제염 수행 여 부와 관계없이 대부분 자체처분이 가능할 것으로 예상된다. 이에 본 연구에서는 1차측 화학 및 체적제어계통 내에 속해 있는 BRS(Boron Recovery System)의 BRT(Boron Recovery Tank) 배관을 평가대상으로 결정하였으며 발전소 계획예방 정비 기간에 실측한 값을 사용하였다. BRS(Boron Recovery System)는 냉각재 계통의 기동, 정지, 붕산희석운전 동안에 체적제어탱크로부터 나오는 유출유량과 격납용기 내부기기 의 냉각재 누설, 밸브 스템 누설수, 배수 및 방출밸브의 배출 수로 구성되는 원자로배수탱크(RDT) 및 격납용기 외부의 기 기배수탱크(EDT) 내용물을 처리하는 설비이다. 평가를 위해 서는 대상 시나리오를 선정하고 평가 대상 금속폐기물의 처 리량과 핵종별 방사능 농도를 분석해야 하며 코드 내에 입력 인자를 국내 체계에 맞게 수정하여야 한다. 국내의 경우 자체 처분 시 작업자에 대한 규정 외 명확한 규정이 정해지지 않았 기 때문에 본 연구에서는 RESRAD-RECYCLE 코드 내 41개 시 나리오 중 무제한 재활용(소비재, 공공재, 재이용) 시나리오 15개를 제외하고 국내에 적용 가능한 작업자 시나리오와 제 한적 재활용 시나리오 26개를 대상으로 평가를 수행하였다. 핵종 분석을 위해 ISOCS 검출기를 이용하여 BRT 배관을 계 측한 결과 ⁶⁰Co, ^110mAg 이 검출되었고 본 연구에서는 작업자 시나리오를 대상으로 평가를 수행하기 때문에 작업자에 많 은 영향을 미치는 ⁶⁰Co을 평가대상 핵종으로 선정하였다. BRT 배관의 처리량은 0.024 t이며, 평가에 이용된 핵종의 방 사능 농도는 핵종특성과 함께 Table 3에 제시하였다.

또한 코드 내에 선량환산인자를 국내 실정에 맞게 수정해 야 하는데 국내에서는 ICRP60의 평가체계를 적용하기 때문 에 선량평가를 수행하기 위해서는 코드 내에 입력되어 있는 내부피폭 선량환산인자(Dose Conversion Factor)를 ICRP26 에서 ICRP60으로 수정해야 한다. 작업자에 경우 ICRP72에 명시되어있는 호흡과 섭취의 선량환산인자를 적용하여 내 부피폭선량을 평가하였고 호흡에 대한 AMAD(Active Median Aerodynamic Diameter)는 ICRP 68에 근거하여 5 μm 의 AMAD 입자크기를 적용하였다. 평가 조건은 원전 영구정 지 시 즉시해체의 가능여부를 확인하는 것으로, 제염을 수행 하지 않고 즉시 해체할 경우 작업자와 제한적 재활용 시나리 오의 선량평가를 수행하여 자체처분 허용선량 만족 여부를 확인하였다. 본 연구에서는 코드에서 평가 가능한 41가지 시 나리오 중에서 26개 시나리오를 평가하였으며 Table 4에 제 시하였다[9].

RESRAD-RECYCLE 코드 평가결과는 시나리오 별로 입 력되는 입력인자와 관련성이 매우 크다. 본 연구에서는 실제 RESRAD-RECYCLE 코드를 활용한 선량평가 시 대부분의 입 력인자 값이 국내 실정에 맞는 데이터 확보의 한계로 인하여 미확보 Data를 코드에서 제시하는 Default값을 사용하였다. 이에 따라, 본 연구에서는 평가 결과의 신뢰성을 높이고자 시 나리오별 특정 인자(노출시간, 호흡율, 섭취율, 분진농도)에 비율(50, 100, 150%)을 적용하여 민감도 분석을 수행하였다. 민감도분석을 수행한 결과 호흡율, 섭취율, 분진농도에 비해 노출시간이 평가결과에 많은 영향을 미치는 것을 알 수 있었 다. 민감도분석 결과는 Table 5~8에 제시하였다.

또한, 본 연구에서는 선량평가 시 노출시간을 주요 입력 인자로 선정하였다. 노출시간은 방사성금속폐기물의 처리량 에 비례하는데 본 연구에 적용된 방사성금속폐기물의 처리량 은 극 미량(0.024t)이므로 작업자의 노출시간이 평균 85초이 다. 국내의 경우 작업자의 작업시간이 연간 최대 2000시간으 로 교육과학기술부에 고시되어 있지만 처리량이 극 미량이므 로 작업자의 작업시간을 Table 9와 같이 수정하였다. 코드 내 노출시간의 Default값과 도출한 값은 Table 9에 제시하였다.

5.평가결과

RESRAD-RECYCLE 전산코드를 활용하여 BRT(Boron Recovery Tank) 배관을 평가하기 위해, 현장 실측 값인 ⁶⁰Co 에 대한 방사능 농도 값을 사용하였다. 선량평가를 위 해 선량환산인자(DCF)의 섭취와 호흡 값을 국내 체계에 맞 는 ICRP60으로 변경하였고, 민감도분석을 통해 주요 입력 인자(노출시간)를 도출하여 방사성금속폐기물의 처리량을 고려한 수정값을 적용하여 평가를 수행하였다. 원전 영구정 지 후 제염을 수행하지 않고 즉시해체 할 경우에 대한 선량 평가결과 작업자와 제한적 재활용 시나리오의 피폭선량이 개인에 대한 연간 피폭방사선량 10 μSv·y^-1 미만, 집단에 대한 총 피폭방사선량 1 Person-Sv·y^-1 미만으로 자체처분 허용선량을 만족하는 것을 알 수 있었다. 제염을 수행하지 않고 즉시해체 할 경우에 대한 선량평가결과는 Table 10에 제시하였다.

그러나 원전 영구정지 후 자체처분을 수행할 경우 1차 계통에서는 BRT 배관보다 높은 방사능농도의 금속폐기물 들이 발생할 것으로 예상되고 이러한 금속폐기물은 적절한 제염방법으로 제염을 수행한다면 자체처분이 가능할 것으 로 사료된다. 이에 따라 해외사례를 바탕으로 추가적인 분 석을 수행하였고 결과는 다음과 같다. 일본 JPDR(Japan Power Demonstration Reactor)에서 유동연마제염법을 이 용하여 원자로수 정화계통을 계통제염한 결과 제염계수 (DF)가 200~1600까지 가능한 것으로 조사되었다[11]. 일 본 사례를 바탕으로 적용 가능한 계통제염 방법으로 화학 적 제염법인 Chelation&Organic Acids 제염법을 선정하였 다. Chelation&Organic Acids 제염법은 유기화학제를 금속 이온에 결합시키는 것으로 화학제와 결합된 금속 이온은 불 용 상태의 금속으로부터 분리되어 용액으로 이동되고 제거 된다[12]. 독일 KWB-B(Biblis B)에서 Chelation&Organic Acids 제염법을 이용하여 원자로 냉각재 펌프 Inlet nozzle을 13시간 동안 제염한 결과 제염계수(DF)는 100(제염율 99%) 까지 가능한 것으로 제시되었고, 비용은 면적당 10.76달러 (10.76 $·m^-2)이다[13].

Chelation&Organic Acids 제염법을 이용하여 제염을 수 행할 경우 2차 폐기물인 방사성화학폐액이 발생한다. 2차 폐 액을 저감시키기 위한 방법으로는 중화, 침전 기술을 접목시 킨 폐기물 처리 공정 등이 있다. 이러한 처리 공정은 용액 내 금속 이온을 제거하며, 제염 후 발생한 용액을 재생시켜 재 사용한다면 화학 제염 후 발생되는 2차 폐액을 감소시킬 수 있을 것으로 판단된다[14].

국내 원전 해체를 대비하여 계통 및 기기제염 상용화 기 술 개발 및 2차 폐기물 처리 기술의 확보가 시급하다고 생 각된다.

6.결론

본 연구는 국내원전 해체 시 발생되는 폐기물의 자체 처분을 위한 사전연구로서, 국내외 규제요건을 분석하였 으며, 기관별 자체처분현황을 분석하였다. 또한, 실제 원 자력발전소 해체 시 발생되는 방사성금속폐기물을 재활용 하였을 시 작업자와 일반인이 받는 피폭선량을 평가하기 위 해 BRT(Boron Recovery Tank) 배관을 평가대상으로 선정 하였고, 검출된 핵종 ⁶⁰Co을 대상으로 작업자와 제한적 재활 용 시나리오의 피폭선량을 평가하였다.

연구결과, 본 연구에서 수행한 RESRAD-RECYCLE의 입 력인자 값은 국내 실정과 일부 상이한 부분으로 인해 보수적 으로 평가됨을 알 수 있었다. 향후 국내 조건에 맞는 합리적 인 입력인자를 구축하여 보수성을 재고한 후 각각의 계통 및 기기에 대한 평가를 수행한다면 해체 시 발생되는 금속폐기 물의 자체처분 가능여부를 예측할 수 있을 것으로 기대된다. 또한, 국내에서는 방사성금속폐기물의 자체처분 시 작업자 에 대한 규정 외 처분방법에 대한 명확한 규정이 정해지지 않 았다. 이에 따라, 국내 기준에 맞는 처분방법 규정을 추가적 으로 연구할 필요가 있다.

원전 해체를 위해서는 실제 원전 해체 시 발생이 예상되 는 폐기물을 대상으로 사전 평가를 수행하여 해체구역에 따 른 자체처분 가능여부를 데이터베이스화 할 필요가 있다. 이 는 작업자 피폭관리 및 처분비용 절감을 위한 자료로서 활용 이 가능할 것으로 기대한다.