1.서론

경주 중저준위 방사성폐기물 동굴처분시설은 우리나라 에서 발생된 중저준위 방사성폐기물의 처분을 위하여 사용 승인('14.12) 이후 운영 중이며 현재 일부 중준위 방사성폐기 물을 제외하고 처분을 실시하고 있다.

원자력안전위원회 고시[1]는 IAEA에서 제안한 방사성폐 기물의 처분방식과 연계된 방사성폐기물 신분류기준[2]과 향 후 국내 원자력시설에서 발생이 예상되는 다양한 방사성폐 기물에 대한 관리계획[3], 그리고 경주 처분시설의 후속단계 개발계획 등 국내 방사성폐기물의 안전관리와 처분현실에 부합하기 위하여 2014년 9월에 제정되었다.

특히, 원자력안전위원회 고시[1]에 따르면 국내 중저준 위 방사성폐기물을 중준위, 저준위, 극저준위 방사성폐기물 로 세분화하였으며(Fig. 1), 기존 중저준위 방사성폐기물의 처분농도제한치값을 저준위 방사성폐기물에 대한 농도상한 값으로 적용하였다. 그러나, 1단계 동굴처분시설의 2014년 사용승인 내용에는 원자력안전위원회 고시[1]가 고려되지 못 하였고, 사용승인 당시 일부 제외된 중저준위 방사성폐기물 이 원자력안전위원회 고시[1]에 따라 중준위 방사성폐기물로 분류되고 있다.

본 논문에서는 중준위 방사성폐기물을 포함하여 처분시 설의 장기안전성 확보와 중저준위 방폐물관리 시행계획[3] 에 따른 안정적인 처분시설의 개발을 위하여 IAEA 방법론[4] 에 따라 중준위 방사성폐기물 처분농도제한치에 대하여 고 찰하고자 하였다.

중저준위 방사성폐기물 처분시설의 처분농도제한치 결정은 해당 처분시설에 대한 안전성평가를 통해 결정한다. 안전성평가를 위해서는 처분시설에서 발생 가능한 평가시나 리오가 고려되어야 하며, 평가시나리오는 운영 중 시나리오 와 폐쇄 후 인간침입 시나리오가 사용되고 있다[5].

폐쇄 후 인간침입 시나리오를 고려하는 목적은 미래 어 떤 시점에 처분시설 부지 내로 침입할 수도 있는 개인에 대 한 피폭선량이나 위험도를 예측하기 보다 처분부지에서 미 래인간 활동에 대한 보수적인 가정을 기초로 한 방사성폐기 물의 인수기준을 개발함으로써 미래의 부주의한 침입자를 적절히 방호하기 위한 것이다. 이러한 인간침입 시나리오를 사용한 처분농도제한치 결정은 폐쇄 후 관리기간에 대한 안 전성평가와 침입자에 대한 선량제약치와 밀접한 관계를 가 지고 있다[5].

처분시설에 대한 처분농도제한치 관련 연구로 핵종별 결 과를 중저준위 방사성폐기물 처분시설을 운영하고 있는 외 국의 처분농도제한치와 비교를 통하여 표층처분시설의 핵종 별 처분농도제한치 설정 방법론을 제시하였다[5-6]. 또한, 인 간침입 관련 연구로 처분시설의 시추 후 거주시나리오를 통 하여 폐쇄 후 관리기간 및 중저준위 방사성폐기물 종류에 따 른 표층처분시설의 인간침입 성능평가를 수행하였고[7], 저 준위 및 극저준위 방사성폐기물 표층처분시설의 인간침입 시나리오 설정 및 평가를 통해 안전성 확인을 확인하였으며, 특히 인간침입 시나리오 평가 측면에서 안전여유도를 높이 기 위한 방사성폐기물 정치방안을 제시하였다[8].

2.처분농도제한치 도출을 위한 IAEA 방법론

IAEA[4]에서는 안전성평가를 처분시설에 대한 방사성폐 기물의 인수요건 중 특정 방사성핵종의 재고량과 농도한도 를 결정하기 위한 주요 방법으로 보고 있으며, IAEA[4]에서 제시하고 있는 핵종별 처분농도제한치 및 총방사능 유도방 법은 Fig. 2와 같다.

그리고 부지 내 시나리오에서 고려되는 방사성폐기물 농 도는 다음과 같다[4] :

C o n c = D o s e lim × A i u D o s e i u × ρ b d × V w

여기서 Conc는 방사성폐기물의 제한농도(Bq·kg^-1), Dose_lim은 선량제한치(Sv·yr^-1), A_iu는 단일 처분고(disposal vault) 내 방사성폐기물의 초기방사능(Bq), Dose_iu는 초기방 사능(A_iu)으로부터 구해진 선량(Sv·yr^-1), ρ_bd는 방사성폐기 물의 건조단위중량(Kg·m^-3), 그리고 V_w는 단일 처분고 내 방사성폐기물의 체적(m³)을 나타낸다.

부지 외 시나리오의 경우 핵종들에 대한 총방사능은 다 음과 같다[4] :

A m o u u t = D o s e lim × A i D o s e i

여기서 Amount는 방사성폐기물의 총방사능(Bq), Dose_lim 은 선량제한치(Sv·y^-1), A_i는 처분시설 내 방사성폐기물의 초기방사능(Bq), 그리고 Dose_i는 처분시설 내 초기방사능 (A_i)으로부터 구해진 선량(Sv·y^-1)을 나타낸다.

3.중준위 방사성폐기물 처분농도제한치 도출을 위한 평가시나리오

1단계 동굴처분시설 안전성분석보고서[9]에서 고려된 운 영 중 시나리오 중 모든 방사성폐기물을 고려하여 평가하는 저장시설 화재 사고시나리오와 지진 사고시나리오를 선별하 여 해당 시나리오 및 입력자료를 동일하게 사용하였다. 폐쇄 후 안전성평가에서는 IAEA 방법론[4]에 따라 인간침입 시나 리오를 고려하며, 인간침입 시추 후 거주시나리오와 인간침 입 우물이용 시나리오를 선별하였다. 시추시나리오는 시추 후 거주시나리오보다 피폭선량 결과가 낮으므로 배제하였다.

3.1.운영 중 저장시설 화재 사고시나리오

인수저장건물의 독립된 공간에 보관된 가연성물질이 크레인이나 기타 잠재위험원에 의해 인화되어 저장중인 방 사성폐기물 포장물로 화재가 확산되어 방사성핵종이 공기 중으로 누출되는 사건이다[9].

이 사고로 인해 공기 중 방사성물질의 흡입을 통한 내부 피폭과 방사능운에 의한 외부피폭이 발생하며 사고 시 처분 시설 성능목표치인 5 mSv를 만족해야 한다[9].

평가 시 고려한 가정사항은 다음과 같다: 인수저장건 물의 최대저장용량의 1%(70개)가 손상; 핵종별로 포장 물 재고량의 0.1%가 대기 중에 누출; 사고의 보수성을 고 려하여 누출량의 5배를 가정; 사고지점과 제한구역경계 사이의 거리는 최대 110 m; 최대 대기확산인자(X/Q)는 1.05×10^-2 sec·m^-3[9].

3.2.운영 중 지진 사고시나리오

지진의 충격으로 인해 사일로 및 지상건물에 저장 중인 방사성폐기물 포장물이 파손되어 방사성물질이 누출되는 사 건이다[9].

처분시설 내에 방사성폐기물이 모두 적치된 조건에서 지진이 발생하는 것으로 가정하였으며, 이로 인해 사일로, 인수저장건물 및 방사성폐기물 건물의 파손된 자재가 방사 성폐기물로 낙하하여 포장물이 파손되는 사고이다. 이 사고 로 인해 공기 중 방사성물질의 흡입을 통한 내부피폭과, 방 사능운에 의한 외부피폭이 발생하며 사고 시 처분시설 성능 목표치인 5 mSv를 만족해야 한다[9].

평가 시 고려한 가정사항은 다음과 같다: 인수저장건 물의 최대저장용량의 1%(70개)가 손상; 핵종별로 포장 물 재고량의 0.1%가 대기 중에 누출; 사고의 보수성을 고 려하여 누출량의 5배를 가정; 사고지점과 제한구역경계 사이의 거리는 최대 110 m; 최대 대기확산인자(X/Q)는 1.05×10^-2 sec·m^-3[9].

3.3.폐쇄 후 인간침입 시나리오 : 시추 후 거주 시나리오

폐쇄 후 인간침입 시나리오 중, 시추 후 거주시나리오는 폐쇄 후 관리기간 이후 처분시설을 관통하는 시추(drilling) 작업과 더불어 시추부지 내에서 장기간 거주하는 주민의 피폭영향을 고려한다. 이때, 시추작업으로 인해 방사성핵종 이 원계지역을 거치지 않고 바로 지표면으로 유출되며 거주 민들은 오염된 토양에 의한 외부피폭, 부유물질 흡입과 음식 물 섭취에 의한 내부피폭을 받게 된다[9].

폐쇄 후 관리기간은 동굴처분시설에 해당하는 100년이 며, 그 외 입력자료는 Table 1과 같다[9].

3.4.폐쇄 후 인간침입 시나리오 : 우물이용 시나리오

폐쇄 후 인간침입 시나리오 중, 우물이용 시나리오는 처 분시설의 폐쇄 후 지하수 이용을 목적으로 굴착된 우물이 처분부지 내에 설치되는 경우로서, 처분시설 근계지역에서 누출된 방사성핵종이 원계지역 암반을 흐르는 지하수를 따 라 이동하여 우물 굴착지점에서 지표로 유출되며 오염된 우 물물을 거주민이 이용하여 피폭을 유발하게 된다[9].

우물의 위치는 사일로 주변 관정분석을 통해 선정된 양 수정 두 곳에 대해 각각 독립적으로 평가하고, 지하수유동 입 자추적기법을 이용하여 보수적으로 선정하였다. 연간 5만톤 양수 시 6개 사일로에서 유출되는 오염원의 입자가 가장 보 수적으로 유입되는 사일로 포함구역 내 위치를 양수정 1로, 사일로 제외구역의 위치를 양수정 2로 설정하였다[9]. 본 논 문에서는 양수정 2 보다 피폭선량값이 더 높은 사일로 포함 구역 내 위치인 양수정 1을 평가하였다.

우물의 시추는 폐쇄 후 관리기간 이후로 발생하는 것으로 가정하였으며, 근계지역의 유속 및 이동거리를 제외하고는 정 상시나리오에 적용된 입력데이터[9]와 동일하게 적용하였다.

4.IAEA 방법론에 의한 1단계 동굴처분시설 최대방사능 및 처분농도제한치 도출

먼저 평가시나리오의 단위 방사능(1 Bq)에 대한 피폭 선량(X mSv(·yr^-1))을 산출하고, 평가시나리오 성능목표 치(mSv(·yr^-1))를 만족하는 최대 핵종재고량(Y Bq)을 산 출하였다. 방사성폐기물의 밀도(A g·m^-3)와 처분시설의 부피(B m³)를 반영하여 처분농도제한치(Z Bq·g^-1)를 다음 비례관계식을 이용하여 도출하였다.

1 Bq : X mSv( ⋅ yr -1 )= Y Bq : Regulatory limit mSv( ⋅ yr -1 ) Y Bq / (A g ⋅ m -3 × B m 3 ) = Z Bq ⋅ g -1 (Waste concen- tration limit)

여기서 X는 단위 방사능(1 Bq)에 대한 피폭선량이며, Y는 각 시나리오의 성능목표치를 만족하는 최대 핵종재고량이다. A 는 방사성폐기물의 밀도(g·m^-3)이며, B는 처분시설의 부피 (m³), 그리고 Z는 처분농도제한치(Bq·g^-1)이다.

4.1.IAEA 방법론에 의한 1단계 동굴처분시설 최대방사능

IAEA 방법론[4]을 적용한 1단계 처분시설의 운영 중 및 폐쇄 후 시나리오를 대상으로 처분가능한 핵종별 최대방사 능(Bq)을 도출한 결과는 Table 2와 같다.

4.2.IAEA 방법론에 의한 1단계 동굴처분시설 처분농도제한치

Table 2의 최대 방사능에서 처분시설의 부피(35,200 m³) 와 처분대상 방사성폐기물의 가중평균 밀도(1,070 kg·m^-3) 를 적용하여 1단계 동굴처분시설의 처분농도제한치를 산출 하였다(Table 3). 1단계 처분시설 처분농도제한치는 개별시 나리오의 결과 중 가장 낮은 값을 적용하였다.

5.IAEA 방법론에 의해 도출된 처분농도 제한치의 1단계 동굴처분시설 적용여부 검토

Table 3의 도출된 1단계 동굴처분시설의 처분농도제한 치와 원자력안전위원회 고시[1]의 핵종별 처분농도제한치값 과 비교한 결과는 Table 4와 같다.

Table 4에서 비교한 결과 4개 핵종(³H, ⁵⁹Ni, ⁹⁴Nb, ⁹⁹Tc) 의 처분농도제한치는 저준위 방사성폐기물 처분농도제한치 보다 컸으나 나머지 10개 핵종의 처분농도제한치는 저준위 방사성폐기물 처분농도에 해당하였다.

즉, IAEA[4]에서 제시한 처분농도제한치 산출방법은 천 층처분시설의 방사성폐기물 처분농도제한치를 도출하기 위 한 방법으로 동굴처분시설의 중준위 방사성폐기물 처분농도 제한치를 도출하기에는 한계가 있으며 단일값의 방사성폐기 물 밀도와 부피가 고려되는 단일 방사성폐기물로만 구성된 처분시설의 처분농도제한치를 설정하는 것에 적합하다. 따 라서 경주 중저준위 방사성폐기물 동굴처분시설과 같이 다 양한 포장물 및 준위의 방사성폐기물을 처분하는 경우에 적 용하기에는 현실적인 제약이 있는 것으로 판단된다.

6.결론

본 논문에서는 중준위 방사성폐기물의 처분안전성 확보 와 중저준위 방폐물관리 시행계획[3]에 따른 안정적인 처분 시설의 개발을 위해 중준위 방사성폐기물 처분농도제한치 설정에 대하여 IAEA 방법론[4]에 따라 고찰하였다.

IAEA 방법론[4]에 의한 고찰결과를 중준위 방사성폐기물 처분농도제한치 적용여부에 대하여 분석한 결과, 1단계 동굴 처분시설 중준위 방사성폐기물의 처분농도제한치로서는 현 실적으로 적합하지 않았다. 이것은 IAEA 방법론[4]이 단일값 의 방사성폐기물 밀도와 부피를 이용하여 처분농도제한치를 산출하므로, 단일 종류의 방사성폐기물로만 구성된 처분시 설의 처분농도제한치를 설정하기에 적합하나 다양한 포장물 및 준위로 구성된 중저준위 방사성폐기물 동굴처분시설의 처분농도제한치를 도출하기에는 한계가 있다고 판단된다.

따라서 원자력안전위원회 고시[1]와 중저준위 방폐물 관리 시행계획[3]에 따른 안정적인 처분시설 개발을 위하여 IAEA 방법론[4]과는 다른 별도의 방법론 개발이 필요하다. 이를 위해 1단계 동굴처분시설 처분대상인 200리터 기준 중 준위 5만, 저준위 5만, 극저준위 3만 포장물의 방사능 도출, 이에 대한 시나리오별 평가결과와 성능목표치를 종합적으로 고려하여 1단계 동굴처분시설 중준위 방사성폐기물 처분농 도제한치를 도출한 연구결과는 본 논문의 후편인 별도의 논 문에 제시하였다.