KINSfHR-471

l1 차년도 최종보고번

방사성폐기물 규제기술개발

천층처분시설의 처분제한치 설정을 위한

성능평가 방법론 개발

Development of Performance Assessment Methodology for

Establishment of Quantitative Acceptance Criteria of

Near-Surface Radioactive Waste Disposal

2002. 3‘

연구기관 : 한국수력원자력(주) 원자력환경기술원

한국원자력안전기술원

저l 口논

-줄

한국원자력안전기술원장 귀하

본 보고서를 “천충처분시절의 처분제한치 절정을 위한 성능평가 방법론 개

발” 과제의 1차년도 최종보고서로 제출합니다.

2002년 3월

연구가관명 : 한국수력원자력(주) 원자력환경기술원

연구책임7.} : 김 창 락 (처분연구그룹장 책임연구원)

연 구 원 : 이 은 용 (처분연구그룹 책임연구원)

박 주 완 (처분연구그룹 선임연구원)

장 근 무 (처분연구그룹 선임연구원)

박 희 영 (처분연구그룹 위촉연구원)

염 유 션 (처분연구그룹 위촉연구원)

요약문

1 . 제목

천충처분시설의 처분제한치 설정을 위한 성능평가 방법론 개발

II. 연구개발 목적 및 필요성

l 연구개발의 목적

·연구최종 목표:

국내 방사성폐기물 분류기준과 천충처분시설 요건에 부합하는 방사성폐기

물 처분제한치 설정 방법론 구축

·당해년도 연구 목표

O 천충처분시 핵종 처분 제한치 설정 방법론 검토

o 천층처분시 핵종 처분 제한치 설정 방안 도출

·연구개발의 필요성

o 방사성폐기물의 방사능농도 및 수량이 방사성물질의 종류에 따라 과학

기술부 장관이 정하여 고시하는 세부기술기준의 한도를 초과하지 않을

것이 규정됨.

:방샤선안전관리 등의 71줄71준에 관한 규측! (과학71줄부령 제 17호/

2000. 4. 18) 제 79조(천층처분 시절에서의 저장·처리 또는 처분)

。 중 · 저준위 폐기물의 처분안전성 확보를 위해서 폐기물은 처분시설에서

수용기준을 만족해야 하며 이러한 폐기물 수용기준 중 폐기물의 핵종별

농도y 농도에 따른 분류/ 총방사능량 등 처분제한 요건들의 정량화가 중

요함.

。 국내에서 2008년부터 처분시설 운영이 예상되므로 합리적인 핵종농도

및 최대 방사능량 제한치 설정을 위한 방법론 개발이 필요함.

ill. 연구개발 내용 및 범위

。처분제한치 설정 관련 자료 수집 및 검토

。국외 처분제한치 설정 방법론 검토

。국내외 처분 성능평가 모델 및 코드 분석

。국내 핵종 처분제한치 설정 방법론 및 성능평가 방안 도출

。 국내 핵종 처분제한치 설정 방법론(안)에 따른 예비평가

N. 연구개발 결파

l 국외 처분시설에서 적용한 핵종 처분제한치 설정 방법론 검토

。국외 핵종 처분제한치 설정 방법론 검토

- 미국， 프랑스， OECDjNEA, IAEA, 일본y 영국

。국내외 처분제한치 설정을 위한 평가 시나리오 검토

- 미국， 프랑스， OECDjNEA, IAEA, 일본， 국내

。적용가능한 기존의 평가모댈 분석

- 주요 피폭경로별 개념 모델

- 선원항y 지질권l 생태계 모델링 및 피폭선량 계산을 위한 수학적 모델

。적용가능한 기존의 평가코드 분석

- GWSCREEN, MASCOT, MICROSHIELD, GENII, RESRAD, AMBER,

PRESTO-EPA-CPG, RSAC-5, HINDSITE

·국내 천층처분시설의 핵종 처분제한치 설정 방법론(안) 도출

。 핵종 처분제한치 설정 방법론 접근 절차 결정

。각 절차에 따른 단계별 주요 고려사항 결정

l 국내 핵종 처분제한치 설정 방법론(안)에 따른 예비평가

。폐쇄후 시나리오 평가: 인간침업 시나리오y 지하수 이동 시나리오

。운영중 피폭 시나리오 평가: 가스 발생시나리오y 낙하사고 시나리오

。주요 파라미터의 영향에 따른 민감도 분석

- 11 -

v. 연구개발 결과 활용방안 。국내 중 · 저준위 방사성폐기물 천층처분 시설의 핵종 농도제한치 설정에

활용

。국내 처분시설의 종합 안전성 검증 체계를 확립하는데 기초자료로 활용

- 111 -

SUMMARV

1. TITLE

Development of Performance Assessment Methodology for Establishment

of Quantitative Acceptance Criteria of Near-Surface Radioactive Waste

Disposal

II. PURPOSE AND NECESSITY OF THE STUDY

• Purpose of the S tudy

• Final 0비ective of the Study

Establishment of a performance assessment methodology for setting-up

waste accept뻐ce criteria in compliance with regulatory requirements on

domestic radioactive waste classification and near-surface disposal.

• Objective of the Study for this Year

o Review of approaches taken to determine radionuclide concentration

limits for near-surface disposal facilities in foreign countries.

o Development of a methodology to derive quantitatively radionuclide

concentration limits for domestic near-surface disposal facility .

• Necessity of the Study

o The radionuclide concentration and quantity of radioactive waste

shall not exceed specific technical criteria to be stipulated by the

Ministry of Science and Technology

:Rules on technical requirements of radiation safety management

(MOST Act 1 기 Article 79 (Storage, treatment or disposal in near-surface

disposal facility)

o The concentration of each radionuclide, total radioactivity, and the

contents in the waste shall meet the requirements for the radioactive

- IV -

dispo아s‘a떠1.

。 In consideration of a domestic disposal facility to be operated in 2008,

development of a logical methodology to derive radionuclide

concentration limits is required.

ill. CONTENTS AND SCOPE OF THE STUDY

。 Review of state-of-the-art on the establishment of waste acceptance

criteria in foreign near-surface radioactive waste disposal facilities

。Investigation of radiological assessment methodologies and scenarios

。 Investigation of existing models and computer codes used in

performancej safety assessment

。 Development of a performance assessment methodology( draft) to derive

quantitatively radionuclide acceptance criteria of domestic near-surface

disposal facility

。 Preliminary performancej safety assessment in accordance with the

developed methodolgy

N. RESULTS

• Review of state-of-the-art on the establishment of waste acceptance criteria

in foreign near-surface radioactive waste disposal facilities

。Investigation of methodology for establishment of acceptance criteria

- NRC, DOE, France, OECDjNEA, IAEA, ]apan, UK

。 Review of applicable scenarios

- NRC, DOE, France, OECD jNEA, IAEA, ]apan

• Investigation of existing models and computer codes used in performance

jsafety assessment

。 Analysis of applicable models used in safety assessment

- Conceptual models for various exposure scenarios

- Mathematical models for source-term, geosphere and biosphere

mode1ing, and for dose calculation

- v -

。 Analysis of applicable computer codes used in safety assessment

- GWSCREEN, MASCOT, MICROSHIELD, GENII, RESRAD, AMBER

PRESTO-EPA-CPG, RSAC-5, HINDSITE

• Development of methodology( draft) for establishment of acceptance

criteria suitable in domestic near-surface disposal facility

。 Approach and procedure to derive waste concentration limits

。 Determination of m며or considerations in each step

• Preliminary performancej safety assessment in accordance with the

developed methodolgy

。 Pre1iminary performance assessment on the m며or exposure scenarios

- Post-closure phase scenarios: human intrusion, groundwater release

- Operational phase exposure scenarios: gas release, drop and crash

。 Sensitivity analysis for the effect of the institutional control period, dose

constraints, and major exposure pathway parameters

v. APPLICATIONS

o The developed performance assessment methodology will be applied in

derivation of radionuclide concentration limits in domestic near-surface

disposal facility.

。 The results in this report will be used as basic data in establishment of

integrated safety verification system for domestic radioactive waste

disposal.

- VI -

목 차

요약문 ........................................................................................................................................ i

SUMMARY .. …… .. ….“.“…….“…….“…….“…….“…… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …….“…….“…….“…….“…… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …….“…….“…….“…….“…….“…….“…….“…….“…… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …….“…….“…….“…….“…….“…….“…….“…….“…… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …….“…….“…… .. …….“…….“…….“…… .. …….“…… .. …….“…… .. …… .. …… .. …….“…… .. …… .. …….“…….“…….“…… .. …….“…….“…… .. …… .. …… .. …….“…….“…… .. …… .. …….“…….“…….“…… .. …….“…….“…….“…….“…….“…….“…….“…….“…… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …….“…… .. …… .. …….“…… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …….“…….“…….“…… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. … .. V띠 i

목 차 .. …… .. … ••••• “ •••• “……….“…… .. … ••••• ……….“…… .. … •••• “…….“….“ •••• ……….“……….“……….“……….“……… .. ……… .. ……… .. ……… .. ……… .. ……… .. …… .. … ••••• …… .. ….“ ••••• “……….“……….“…….“… ••••••• ……….“……….“…….“….“ •••••••••• ……… .. …… .. …‘”……… .. ……… .. ……… .. ……… .. ……… .. ……… .. ……… .. ……… .. ……… .. ……… .. ……… .. ……… .. …… .. … •••• “….“ •••••• ……… .. …… .. … .. ……… .. ……… .. ……… .. ……… .. ……….“……… .. ……… .. ……….“…….“….“ ... “…… .. ….“ •••• …… .. … ••••• ……… .. …… .. ….“….“ ... “…… .. ….“.V미 ii i

표 목차 .. …… .. …….“…… .. …… .. …… .. …… .. …….“…….“…….“…….“…….“…….“…….“…… .. …… .. …….“…… .. … •••• “…….“…….“…… .. …… .. … •••• “…….“…… .. …….“…….“…….“…….“…….“…… .. …… .. …… .. …… .. … ••••• …… .. …… .. …….“…… .. … •••• “…….“….“.“….“ ••••••• …….“….“ ... “… ••••• …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. ….“ •••• … ••••• … ••••• …… .. …… .. ….“ ... “…….“…… .. …….“…… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …….“…… .. …… .. …….“…….“…….“….“ ... “ ... “… •••• “…… .. …… .. …… .. …….“….“.ix X

그 림 목차 .“…….“…….“…… .. ……… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …….“……… .. …… .. ……… .. ……… .. …… .. ……… .. ……….“……… .. ……… .. ……… .. ……… .. ……… .. ……….“……….“……… .. ……….“…… .. …… .. …… .. …… .. ……… .. …… .. …… .. ……….“……….“……….“……….“……….“……….“……… .. ……….“……… .. …… .. … ••••• ……… .. …… .. ….“ •••• …… .. …… .. … .. ’ •... ……… .. …… .. ….“ •••• …….“…….“…… .. …… .. …… .. ……… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …….“…… .. …… .. …… .. …… .. ……… .. ……… .. ……… .. ……….“……… .. ……… .. …… .. ……… .. …….“… •••• “…….“……… .. …….“……….“…… .. ……… .. ……….“…… .. …… .. …… .. …… .. …….“…… .. … •••• “….“ ... “……… .. …… .. ……… .. …… .. …… .. …… .. … ..... x섰 i

제 1 장 서 론 ................................................................................. … .............................. …1

제 2 장 국외 처분제한치 설정 방법론 검토 ................................................................. 4

제 1 절 미국 ....................................................................................................................... 4

제 2 절 프랑스 .............................................................................................................. ,… 9

제 3 절 OECD/NEA ...................................................................................................... 13

제 4 절 IAEA "…….“…….“…… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …….“…….“…….“…… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …….“…….“…….“…….“…….“…….“…… .. …….“…….“…… .. …….“…… .. …… .. …… .. …….……….“…… .. …….“…….“…….“…… .. …… .. …… .. …… .. …….“…….“…….“…….“…… .. …… .. …… .. …….“…… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …….“…….“…….“…….“…… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …….“…… .. …….“…… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …….“…….“…… .. …….“…….“…….“…….“…… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …….“…….“…… .. …….“…….“…… .. …….“…… .. …….“…….“…… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …….“…….“…… .. … .. 14

제 5 절 일본 .“…… .. … ... …… .. …… .. …….“…….“…….“…….“…….“…… .. ….“ •••• …….“…….“….“ •••• …… .. … ... …… .. …… .. …… .. … •••• “…….“….“.“ •••• “…… .. … ... …….“…… .. ….“ •••• … ••••• …….“…….“…….“…… .. …….“…….“…….“…… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …….“…….“…….“…….“…… .. …… .. ….“ •••• …… .. …… .. …… .. …….“…….“…….“…….“…….“…… .. ….“ ... “….“ ... “….“ •••• …… .. ….“ .. …… .. …… .. …… .. …….“…….“….“ ... “ •••• …… .. …… .. …… .. …… .. … .. 16 6

제 6 절 영 국 .“… •••• “…… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …….“…… .. …….“…….“… ••••••• “…….“…….“…….“…….“…….“…….“…….“…… .. …… .. …… .. …… .. …….“… •••• “…….“…… .. …… .. …… .. …… .. …….“…….“…….“…….“…….“…….“…… .. …….“…….“…… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …….“…….“…….“….“ •••• …… .. …… .. …… .. …….“…… .. …… .. …….“…….“…….“…….“…… .. …… .. …… .. …….“…… .. …… .. …….“…….“…….“…… .. ….“ •••• …… .. …… .. …… .. …… .. …….“…….“…… .. …….“…….“…… .. …….“…….“…… .. …… .. …… .. … ••••••• “…… .. …….“…… .. …… .. …… .. … .. 2견 3

제 7 절 각국의 처 분제 한치 비 교 .... …… .. …… .. …… .. …… .. …….“…… .. ….“ •••• …… .. …… .. … ••••••• “…… .. … ... …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …….“…….“…….“…….“…… .. …… .. …… .. …… .. …… .. ….“ ... “ ... “…….“…… .. …… .. … ••••• …… .. …… .. …….“…… .. …….“…… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. ….“ ... “…….“…….“…….“…… .. …… .. …… .. …….“…….“….….2장 4

제 3 장 처분제한치 설정을 위한 기폰 평가시나리오 검토 ..................................... 28

제 1 절 미국 ..................................................................................................................... 28

제 2 절 프랑스 ................................................................................................................. 32

제 3 절 OECD /NEA ...................................................................................................... 33

제 4 절 IAEA.“…… .. …… .. …… .. …….“…….“…….“…….“…….“…… .. …… .. …… .. …… .. …….“…… .. …… .. …….“…….“…… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …….“…….“…….“…….“…….“…… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …….“…….“…….“…….“…… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …….“…….“…….“…….“…….“…… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …….“…….“…….“…….“…….“…… .. …….“…… .. …… .. …… .. …….“…….“…… .. …….“…….“…… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …….“…….“…….“…… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …….“…….“….“.38

제 5 절 일본 .“……… .. …… .. …… .. …… .. …… .. ……….“…….“…… .. ……….“…… .. ……… .. ……… .. ……….“…….“…….“…… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …….“…….“…….“…….“……….“…….“……….“……….“……….“……… .. ……… .. …… .. ……… .. ……… .. ……….“……….“……….“……….“……….“…… .. …… .. …… .. …… .. …… .. ……… .. …… .. …….“……… .. …… .. ……… .. …… .. …… .. ……… .. …….“…….“…….“…… .. …….“…….“…….“…… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …….“…….“…….“…… .. …… .. … ••••• ……… .. …… .. ……….“……….“……….“……… .. ……… .. ……… .. ……… .. ……….“……….“……….“…….“…….“…….“…….“…… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …….“…….“…….“…….“…….“…… .. …… .. ……… .. ……… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …… .. ……… .. …….“…… .. …….“…….“… .. 4때 0

제 6 절 국내 .. ……….“…… .. … ••••• …….“….“.“…… .. ……… .. …… .. … ••••• …….“….“ .. …… .. …… .. …….“…….“……….“…… .. … ••••• …… .. … •••• “…….“….“ •••••• …… .. … ... ….“ •••• …… .. … ••••••••• …….“…….“…….“…… .. …… .. …… .. …… .. …….“….“ ... “…… .. …… .. …… .. ……… .. …… .. … •••• “……… .. ……… .. …… .. … •••• “……….“…….“…….“…….“…… .. …… .. …… .. …… .. …… .. …….“…….“…… .. …… .. …….“…….“…… .. …… .. ……… .. ……… .. …… .. …… .. … •••• “…….“…….“…….“…….“….“.4엠 5

제 4 장 기존 성능평가 모델 및 전산코드 분석 ......................................................... 46

제 1 절 평가 모렐 분석 ................................................................................................. 46

제 2 절 평가 코드 특성 분석 ....................................................................................... 57

제 3 절 비교분석 ........................................................................................................... 83

- VII -

제 5 장 국내 처분시설 핵종 처분제한치 설정 방법론 ............................................ 87

제 1 절 처분 제한치 설정 방법론 접근 절차 .......................................................... 87

제 2 절 설정 방법론 접근 절차 단계별 주요 고려사항 ......................................... 92

제 6 장 처분제한치 설정을 위한 예비 성능평가 ..................................................... 102

제 1 절 인간침입 평가 .................................................. …… ......................................... 102

제 2 절 운영중 피폭 평가 ........................................................................................... 118

제 3 절 지하수 유동경로 평가 ................................................................................. 132

제 7 장 결론 및 향후계획 ............................................................................................. 140

참고문헌 ............................................................................................................................... 141

- viii -

표 목차

표 2-1-1. 폐쇄 후 100년에 침입이 발생했을 때 단위농도에 대한 선량 ................... 7

표 2-1-2. 폐쇄 후 500년에 침입이 발생했을 때 단위농도에 대한 선량 ................... 7

표 2-1-3. 폐쇄 후 100년의 폐기물 분류 제한치 예(침입자-경작시나리오) ............... 8

표 2-1-4. 폐쇄 후 500년의 폐기물 분류 제한치 예(침입자-경작 시나리오) ............. 8

표 2-6-1. 영국에서 규정된 년간 처분제한치 ................................................................. 23

표 2-7-1. 미국 내 처분시설에서의 처분 제한치 비교 ................................................. 25

표 2-7-2. 각국의 처분시설에서의 처분제한치 비교 ..................................................... 27

표 3-3-1. OECD/NEA의 입력자료 .................................................................................. 37

표 3-5-1. 피폭경로별 평가에 이용된 파라미터 ............................................................. 44

표 4-2-1. 처분제한치 설정을 위해 조사y 분석된 평가 코드 ...................................... 57

표 4-2-2. MS5 계산에 필요한 각종 파일들의 명칭과 그 역할 ................................. 75

표 4-2-3. RSAC-5에서의 각 프로그램들의 역할 ........................................................... 76

표 4-2-4 도로건설 시나리오 평가를 위한 스프레드 쉬트 작성 예 ......................... 79

표 4-2-5. 부지내 거주 시나리오 평가를 위한 스프레드 쉬트 작성 예 ................... 80

표 4-2-6. 폐기물 드럼 낙하사고 해석을 위한 스프레드 쉬트 작성 예 ................... 81

표 4-2-7. 운영중 가스방출 평가을 위한 스프레드 쉬트 작성 예 ............................. 82

표 4-3-1. 보유코드 입 력조건 조사 ............................................................................. … ... 84

표 5-1-1. 도출된 처분제한치 설정 방법론의 단계별 구성요소 ................................. 88

표 5-2-1. 방사성 폐기물의 발생원 ................................................................................... 94

표 5-2-2. 천층처분시설의 안전성평가에서 일반적으로 고려되는 핵종 ................... 94

표 5-2-3. 각국의 중저준위 방사성폐기물 처분제한치 규제 핵종 비교 .............. …95

표 6-1-1. 각 시 나리 오의 특성 ......................................................................................... 105

표 6-1-2. 예비평가 결과(300년) ...................................................................................... 111

표 6-1-3. 예비평가결과와 DOE의 처분제한치 비교 ......................................... … .... 112

표 6-1-4. 예비평가결과와 NEA의 처분제한치 비교 .................................................. 113

표 6-1-5. 예비평가결과와 각국의 처분제한치와 비교 ............................................... 113

표 6-1-6. 기준 선량 제한치에 따른 처분제한치 변화 ............................................... 116

표 6-1-7. 건설후 거주 시나리오에 대한 주요 파라미터들의 적용범위 ................. 116

표 6-1-8. 파라미터에 따른 처분제한치(건설후 거주 시나리오) .............................. 117

표 6-2-1. 방사성가스의 흡입으로 인한 선량 계산에 사용된 입력 파라미터 ....... 124

표 6-2-2. 운영중 방사성가스의 흡입으로 인한 피폭선량 및 핵종 농도제한치 ... 124

- IX -

표 6-2-3. 방사성 폐기물에 의해 생성된 휘발성 핵종의 공기 중 확산 계수 ....... 125

표 6-2-4. 잡고체 폐기물 드럼으로부터의 방사성 가스 발생율 ............................... 126

표 6-2-5. 방사성가스의 흡입으로 인한 연간 개인 유효선량 계산에 사용된 업 력 파라미 터 .................................................................................................. 126

표 6-2-6. 폐쇄후 방사성가스의 흡입으로 인한 피폭선량 및 핵종 농도제한치 ... 126 표 6-2-7. 운영중의 낙하사고시 작업자의 피폭과 관련된 사항 ............................... 127

표 6-2-8. 처분시설 운영 중 낙하사고에 대한 외부피폭선량 계산 결과 및 핵종별 농도제한치 ........................................................................................... 131

표 6-3-1. 처분시설과 지질계 및 생태계에서의 분배계수 ......................................... 138

표 6-3-2. 처분고 시설에서의 총 방사능량 제한치 (Bq) .............................................. 139

- x -

그 림 목차

그림 1-1. 천충처 분시 설 처 분제 한치 (안) 도출을 위 한 접 근방법 ................................ 3

그림 2-2-1. 방사능 제한치 분석 시 고려 시나리오 및 피폭경로 ............................. 11

그림 2-2-2. 총방사능 제한치와 비방사능 제한치 계산을 위한 방법론 ................. 12

그림 2-2-3. 핵종재고 분석 절차 ....................................................................................... 12

그림 2-2-4. 비방사능 제한치 분석 절차 ......................................................................... 13

그림 2-4-1. 핵종별 농도제한치 및 총방사능량 유도 절차 ......................................... 15

그림 2-5-1. 농도제한치 산출을 위한 안전평가 방법 ................................................... 16

그림 2-5-2. 균질고화 폐기물의 처분농도 제한치를 결정하기 위한 처분개념 및

시나리오 ........................................................................................................... 18

그림 2-5-3. 비균질고화 폐기물의 처분농도 제한치를 결정하기 위한 처분개념 및

시나리오 ........................................................................................................... 21

그림 3-5-1. 지하수이동 시나리오의 피폭경로 ............................................................... 43

그림 4-1-1. 지하수 유동경로 해석모델의 개념모델 ..................................................... 47

그림 4-1-2. 운영중 평가모델의 개념모델 ................................................................. …… 48

그림 4-1-3. 인간침 입 해석모델의 개념모델 ................................................................... 49

그림 4-2-1. GWSCREEN의 개념 모렐 (오염원/ 불포화대 및 포화대 모텔) … ........ 66

그림 4-2-2. GWSCREEN코드의 구성 .............................................................................. 68

그림 5-1-1. 처분제한치 설정 방법론 절차(안) .............................................................. 91

그림 5-2-1. 각국에서의 안전성평가시 고려 핵종 ......................................................... 96

그림 6-1-1. 예비평가 천충처분 시설의 개념도 ........................................................... 102

그림 6-1-2. 폐쇄후 기준 시나리오 ................................................................................. 106

그렴 6-1-3. 각 시나리오의 개념모델 ............................................................................. 108

그림 6-1-4. GENII 코드의 침입자 피폭경로 ................................ … ........................ …110

그림 6-1-5. 예비평가 결과 주요 시나리오 및 핵종 .................................................. 111

그림 6-1-6. 제도적 관리기간에 따른 핵종 처분제한치(건설후 거주 시나리오) .. 114

그림 6-1-7. 제도적 관리기간에 따른 Sr-90의 처분제한치 변화 .............................. 115

그림 6-1-8. 처분제한치의 범위(건설후 거주 시나리오) ............................................ 117

그림 6-2-1. 정상운영중의 가스 발생 시나리오 개념모텔 ........................................ 119

그림 6-2-2. 폐쇄후의 가스 발생 시나리오 개념모델 ................................................. 121

- XI -

그림 6-2-5. 낙하사고 예비평가를 위한 개념모댈 ....................................................... 128

그림 6-2-6. 크레 인 운전원의 사고현장 탈출중 피폭계산을 위한 ........................... 129

그림 6-3-1. 처분고 처분시설 개념도 .......................... … ................................................ 132

그림 6-3-2. 지하수 이동경로 시나리오의 개념모델 ................................................... 133

- XII -

제 1 장 서 론

현재 ”방사선안전관리 동의 기술기준에 관한 규칙"(과학기술부령 제 17호， 2000. 4. 18)

제79조(천층처분 시설에서의 저장 · 처리l 처분)에 의하면/ 방사성폐기물의 방사능농도 및

수량이 방사성물질의 종류에 따라 과학기술부 장관이 정하여 고시하는 세부기술기준의

한도를 초과하지 않을 것을 규정하고 있으며， 원자력법 시행규칙(과학기술부령 제 18호/

2000. 5. 23) 제 88조(방사성 폐기물의 인도)에 따르면 방사성폐기물은 종류 및 방사능 농

도에 따라 이를 분류하고 처분장의 처분요건에 적합하도록 할 것을 규정하고 있다. 따라

서 중·저준위폐기물의 처분 안전성 확보를 위해 폐기물이 처분시설에서 수용기준(waste

acceptance criteria)을 만족해야 하며 이러한 폐기물 수용기준 중 폐기물의 핵종별 농도/

총방사능량 등 처분제한 요건들의 정량화와 농도에 따른 분류가 필요하다. 또한 국내에서

는 2008년부터 중·저준위 방사성폐기물의 처분시설 운영이 예상되므로 합리적인 핵종농

도 및 최대 방사능량 제한치 설정이 시급하다 할 것이다. 본 연구의 목표는 중·저준위

방사성폐기물 천층처분시의 처분시설 내 핵종 농도제한치 설정 및 이에 따른 폐기물 분

류방안과 관련한 성능 평가 방법론에 대하여 국내 특성에 맞는 바람직한 방안을 개발하

고 이를 적용하여 처분시설내의 핵종 농도제한치(안)을 도출하고자 함이며/ 이를 통해 중

·저준위 폐기물 처분시설의 종합 안전성 검증 체계를 확립하는데 토대가 되도록 하는 것

이다.

일반적으로 중·저준위 폐기물 처분시설에서의 핵종농도제한치 결정은 일반 안전성평가

(generic safety assessment)를 통해， 최대 방사능량 제한치는 부지 단위 안전성평가

(site-specific safety assessment)로 결정하고 있다. 안전성평가를 위해서는 처분 시설에서

발생 가능한 적절한 평가 시나리오가 고려되어야 하며/ 처분 수용기준을 결정하기 위한

시나리오는 운영중 시나리오와 폐쇄후 시나리오가 사용되고 있다. 폐쇄후 시나리오에는

정상적인 지하수 이동경로를 통한 시나리오와 부주의한 인간침입 시나리오를 고려할 수

있으며 I 이 가운데 부주의한 인간침입은 사고상황으로 간주할 수 있는 것으로서 이를 평

가하는 목적은 미래 어떤 시점에 처분장 부지 내로 실제 침입할 수도 있는 개인에 대한

피폭선량이나 위험도를 예측한다기 보다는 처분부지에서의 장래 인간활동에 대한 보수적

인 가정을 기초로 한 폐기물 인수기준을 개발함으로써 미래의 부주의한 침입자를 적절히

방호하기 위한 것이다. 이러한 인간침입 시나리오를 사용한 핵종농도제한치 결정은 제도

적관리기간l 침입자에 대한 선량목표치와 밀접한 관계를 가지고 있다.

본 연구의 금년도 목표인 처분제한치 설정 방법론(안) 도출을 위한 접근방법은 그림 1-1

과 같이 나타낼 수 있는데l 먼저 천층처분시설의 처분제한치 설정을 위한 성능평가 방법

론 개발과 관련한 펼요 자료를 국내외 여러 경로를 통해 확보하고자 한다. 이들 자료를

이용하여 국외 처분시설에서의 평가 방법론상의 여러 요소를 살펴보고/ 미국/ 일본I 프랑

- 1 -

스I 스페인 등 천층처분시설을 운영하고 있는 외국의 사례를 검토하여 기준 시나리오를

도출하고자 한다. 이어서 한국수력원자력(주) 원자력환경기술원에서 보유하고 있는

GENII, RESRAD, MASCOT 코드 등을 포함하여 천충처분 시설의 처분제한치 설정을 위

한 성능평가 수행 시 적용한 기존의 방사성폐기물 처분 평가 모델 및 코드에 대한 개요

와 특성/ 구조를 살펴보고/ 비교 · 분석한 후 평가 방법론의 개발 방향 및 평가방안을 수

립한다. 아울러 국내에 적용 가능한 기준 천층처분 시설을 제시하고， 도출된 시나리오별

로 예비평가를 수행한다. 예비평가에서는 침입자 선량기준과 제도적 관리기간에 대한 대

안을 변수로 하여 각 파라미터별 가능한 범위를 셜정하여 평가하고l 또한 고려한 파라미

터의 불확실성을 검토한다. 이러한 예비평가내용을 종합적으로 검토한 후 이를 피드백하

여， 2차년도에는 국내에 적합한 중·저준위 방사성폐기불 천층처분 시설의 핵종 처분제한

치 설정을 위한 성능평가 방법론을 확립하고자 한다.

본 1차년도 보고서에는 먼저 천층처분시설에서의 농도제한치 설정을 위한 기술현황으

로서 전체 연구개발 내용 중 국외의 처분제한치 설정과 관련된 방사선적 성능평가 방법

론과 고려된 안전성평가 시나리오 검토 결과를 수록하였다. 이어서 적용가능한 안전성평

가 평가모델로서 인간침입 해석 모텔l 운영중 평가모델 및 지하수 유동모델에 대한 개념

모댈과 수학적 모텔을 개략적으로 정리하고I 평가용 전산코드의 특성분석 결과로서 코드

별 개요와 이론적 배경 및 주요 해석기능을 소개하였으며y 각 코드별 입력조건을 조사l

분석하였다. 국내 처분시설에 적용하기 위한 처분제한치 설정방법론(안) 수립부분에서는

국내 규제기관에서 설정한 천층처분 안전성평가 방법론 및 절차의 범주안에서 정량적인

처분제한치의 설정을 위한 단계를 구성하고 각 단계별 고려사항을 기술하였다. 아울러 이

러한 방법론의 적용을 위해 기준 시나리오(안)을 천층처분시설 운영중과 폐쇄후 시나리오

로 나누어 설정하였고， 이 들 기준 시나리오와 원자력환경기술원 보유 전산코드를 사용한

예비 성능평가 결과를 수록하였다. 이러한 1차년도 연구결과는 궁극적으로 처분방식I 처

분 대상 폐기불과 핵종/ 핵종의 반감기y 시나리오 및 피폭경로를 고려한 천충처분시설의

농도제한치(안)의 설정과 이를 토대로 한 국내 중저준위 방사성폐기물 분류방안 수립에

활용될 것이다.

- 2 -

보유코드/평가모델

특성검토

처분제한치 설정방법론(안)

도출

feedback

그림 1-1. 천층처분시설 처분제한치(안) 도출을 위한 접근방법

q 나

제 2 장 국외 처분제한치 설정 방법론 검토

방사성폐기물 영구처분시설의 중요한 목적 중 하나는 현재와 미래의 인간과 환경을 보

호하는 것이다. 처분시설 설계시 방사성폐기물의 처분으로 인한 모든 위험(방사선적 및

비방사선적 위험)을 고려해야 한다. 천층처분에 대한 규제측면에서 제도적 관리가 끝나고

부지에 일반 주민의 접근이 가능해 졌을 때 처분시설 내에 남아있는 핵종에 의한 위험도

를 인지해야 한다. 미래의 일반주민이 처분시설 위에서 활동하거나 방사성폐기물과의 부

주의한 직접접촉이 가능하며， 규제상 다음과 같은 수단l 즉 1) 천층처분에 적합한 폐기물

만을 처분하도록 제한함으로서， 2) 침입을 지연시킬 수 있도록 시설을 설계(침입자 방벽)

함으로서y 그리고 3) 부주의한 인간침입에 대한 성능목표치를 두어 인간침입 시나리오를

평가해 봄으로서 부주의한 침입자를 방호할 수 있다. 여기서 처분 안전성평가는 처분에

수반되는 작업자 또는 일반 주민에 미치는 방사선적 영향을 정량적으로 평가하여 규제기

준에 만족하는 것을 확인하는 행위라 할 수 있다. 본 장에서는 처분시설을 운영하고 있는

해외 각국에서 처분제한치 설정을 위해 취하고 있는 안전성평가의 방법론을 조사I 분석하

였다.

제 1 절 미국

미국에서는 처분장에서 미래의 인간 활동에 대한 보수적인 가정을 기초로 한 처분수용

기준을 개발함으로서 미래의 부주의한 침입자를 적절히 보호하자는 목적으로 인간침입의

개념을 사용하고 있다. 인간침입 시나리오는 본래 방사성폐기물의 상대적 위해도 측정에

따른 일반적 구분 혹은 분류를 목적으로 사용되던 것이었으나/ 미 NRC는 저준위폐기물

처분시의 일반 수용요건 즉/ 처분 농도제한치의 유도를 위해 사용하였다. NRC는 가상적

인 인간침입에 대한 모든 활동을 평가하려 하지는 않았으며 몇 가지 대표적인 시나리오

를 고려하여 폐기물 발생자가 사용할 수 있는 간단한 폐기물분류체계를 유도하였다[1].

인간침입 시나리오는 일종의 사고 발생으로 간주되었고y 처분된 폐기물과의 직접접촉을

포함하고 있으므로 농도제한치 수립에 직접 사용될 수 있는 것으로 보았으며y 다음과 같

은 일반적인 폐기물 분류체계의 기초로 사용되었다. Class A, B 및 C는 폐기물 고화체와

포장용기에 대한 특별요건으로 정의된다. Class C를 넘어서는 방사성폐기불의 천층처분

은 허용되지 않는다. Class A 폐기물은 안정화를 요하지 않는 낮은 농도의 방사성핵종을

포함하고 있으며 y 처분시 보통 Class B, C와 분리시킨다. 오염된 방호복이나 휴지 실험실

쓰레기 등이 이에 속하며， 100년 내에 부주의한 침입자에 위해가 없는 수준까지 붕괴되는

폐기물이다. 보다 높은 농도를 가진 Class B 폐기물은 원자력발전소로부터 발생되는 폐수

- 4 -

지와 폐필터 등이 포함되며/ 폐기물 포장물은 침입자를 방지하기 위해 300년간 안정화되

어야 한다. 가장 높은 농도의 Class C 폐기물은 원자로 부품l 폐밀봉선원 및 고 방사성을

띈 폐기물이 포함되며， 300년간의 안정화 요건을 만족시켜야 하고 침입자를 방호하기 위

해 더 깊은 처분을 요한다. 시설설계에 침입자 방벽을 둘 수 있다. 침입자 시나리오의 평

가로부터 유도된 이러한 폐기물 분류체계 때문에 미국 내 방사성폐기물의 상용 처분시설

의 인허가에는 부지고유의( site-speci터c) 인간침입평가는 요구되지 않는다. 이와는 달리 미

국 내 방사성폐기물의 비상용 처분을 담당하는 DOE에서는 대상 폐기물 자체의 비균질성

과 모든 DOE 처분시설에 일반 시나리오를 적용할 수 없다는 이유로 부지고유의 인간침

입 평가를 요구하고 있다. 즉/ 일반적 (site-generic)인 접근법으로 모든 처분장에 적용 가능

한 폐기물 농도 제한치를 제시하고 있는 NRC와 달리 DOE는 처분장마다의 부지고유성

(si te-specific) 평가방법으로 폐기물 농도 제한치를 도출하고 있다[2].

처분제한치 유도방법에서의 첫 단계는 먼저 고려된 인간침입 시나리오에 대해 전산코

드를 사용하여 핵종별 단위 농도(1 Cij rn')의 처분에 대한 선량을 구한 후 폐기물 분류를

위한 농도 제한치 계산에 이용한다. 즉l 각 시나리오에 해당하는 선량한도(dose limit)를

구해진 단위농도에 대한 선량(rernjyr per Cijrn3)으로 나누어줌으로써 폐기물 농도제한

치 (Cij rn')를 구하고 있다. 선량한도는 침입자-경작 시나리오와 시추 후 거주 시나리오와

같은 연속적인 피폭에 대해서는 100 mremjyr이 l 침입자-건설 시나리오와 시추 시나리오

와 같은 단기 피폭에 대해서는 500 mremjyr이 적용된다. 이와 같은 방법에 의한 처분제

한치 유도의 예로서 DOE에서의 내부 선량변환인자(internal dose conversion factor)를 이

용하여 ONSITEjMAXII 컴퓨터 코드로 계산한 결과를 표 2-1-1과 표 2-1-2에 나타내었다.

시나리오별로 대표 핵종들에 대한 단위 선량(unit dose)을 각각 DOE Order 5820.2A에서

제안된 제도적 관리기간(100년)과 NRC의 폐기불 분류 C 등급에 대한 침입자 방벽 유지

기간(500년)을 적용한 경우를 보여주고 있다. 여기서 대표 핵종들은 10 CFR 61에서 NRC

에 의해서 고려된 것이고y 저준위 처분장에서 매우 중요하게 여겨지는 핵종들이다. 인간

침입 시나리오는 침입자-건설 시나리오/ 시추 시나리오， 침입자-경작 시나리오I 시추 후

거주 시나리오가 고려되었다. 한편y 표 2-1-1, 2-1-2와 같이 구해진 단위농도에 대한 선량

과 선량제한치로부터 침입자-건설 시나리오에 대해 계산된 폐기물 농도는 표 2-1-3, 2-1-4

와같다.

위와 같은 인간침입에 의한 처분제한치 설정과정에서 미국 NRC는 선량제한치와 제도

적 관리기간의 변화에 따른 영향을 분석한 바 있으며， NRC가 사용한 부지-일반 시나리

오와 DOE가 사용한 추가적인 부지-고유성 시나리오에 대한 평가에는 결정론적 방법에

의한 보수적인 파라미터 값을 사용하고 있다[3]. 이러한 시나리오와 관련된 불확실성을

정량화하기 위한 노력의 일환으로 결정론적 계산에서 선원항의 불확실성의 전파를 계산

하거나 시나리오상의 모든 주요 파라미터에 대한 추계론적인 평가를 수행한 바 있으며y

ζ J

미래의 침입자에 대한 잠재적 선량평가 결과는 모든 파라미터를 고려한 경우 몇 승수의

범위에 걸친 변화를 나타내고 있음을 보여주고 있다 그러나 일반적으로 사용되는 보수적

인 결정론적 시나리오에 대한 결과는 이들 범위의 상한치 이내에 있다고 보고 있다[4.5].

한편 최근의 자료에 의하면 DOE시설중의 하나인 Nevada Test Site 내의 방사성폐기물

관리부지에 대한 인간침입 평가에서는 전문가 의견도출(expert elicitation)에 의한 방법으

로 인간침입 시나리오에 대한 확률을 부여하는 평가기법도 사용되고 있다[6].

- 6 -

표 2-1-1. 폐쇄 후 100년에 침입이 발생했을 때 단위농도에 대한 선량

(단위 : remjyr per Ci jm3)

핵종 침입자-건설 시주 침입자-경작 시주 후 거주

3H 2.2E-08 4.8E-12 1.9E-02 3.0E-04

14C 3.2E-04 8.0E-06 1.8E+02 3.2E+00

60Co 4.6E-04 4.1E-04 4.0E-4 1. 1E-04

59Ni 5.9E-05 2.4E-08 3.4E-02 4.8E-03

63Ni 9.2E-05 1.4E-07 5.1E-02 7.1E-03

90Sr 5.6E-02 2.9E-03 2.1E+01 3.0E+00

94Nb 1.5E+02 7.8E+00 1.3E+02 3.4E+01

99Tc 1.6E-03 6.0E-06 1.4E+01 2.0E+00

1291 1.2E-01 5.7E-04 8.8E+Ol 8.7E-01

137Cs 5.9E+00 3.3E-01 5 .4E+00 1.4E+00

238U 1.2E+01 2.3E-03 1.1E+01 1.1E+00

237Np 5.9E+01 3.6E-02 1.9E+03 1.3E+01 」

표 2-1-2. 폐쇄 후 500년에 침입이 발생했을 때 단위농도에 대한 선량

(단위 : remjyr per Ci jm3)

핵종 침입자-건설 시추 침입자-경작 시추 후 거주

3H 3.5E-19 7.7E-23 3.1E-13 4.9E-15

14C 3.1E-05 7.7E-07 1.7E+01 3.0E-01

60Co 5.9E-28 3.1E-29 5.1E-28 1.4E-28

59Ni 5.9E-06 2.4E-09 3.4E-03 4.8E-04

63Ni 4.5E-07 6.6E-10 2.5E-04 3.5E-05

90Sr 2.9E-07 1.5E-08 1. 1E-04 1.6E-05

94Nb 1.5E+01 7.8E-01 1.3E+01 3.4E+00

99Tc 1.6E-04 6.0E-07 1.4E+OO 2.0E-Ol

1291 1.2E-02 5.7E-04 8.8E+00 8.7E-01

137Cs 5.7E-05 3.2E-06 5.2E-05 1.4E+05

238U 1.2E+OO 2.3E-04 1.1E+00 1.1E-01

237Np 5.9E+00 3.6E-03 1.9E+02 1.3E+00 L •(

- 7 -

표 2-1-3. 폐쇄 후 100년의 폐기불 분류 제한치 예(침입자-경작시나리오)

핵종 선량한도 단위농도에 대한 농도 제한치

(rem/yr) 선 량Crem/yr per Ci/m') CCi/m' )

3H 1.9E-02 5.0E+00

14C 1.8E+02 6E-04

60Co 4.0E-4 3E+02

59Ni 3 .4E-02 3E+00

63Ni 5.1E-02 2E+00

90Sr 2.1E+01 5E-03 0.1

94Nb 1.3E+02 8E-04

99Tc 1.4E+01 7E-03

129I 8.8E+01 1E-03

137Cs 5 .4E+00 2E-02

238U 1.1E+0l 8E-03

237Np 1.9E+03 5E-5

표 2-1-4. 폐쇄 후 500년의 폐기물 분류 제한치 예(침입자-경작 시나리오)

핵종 선량한도 단위농도에 대한 농도 제한치

(rem/yr) 선량(rem/yr per Ci/m') CCi/m' )

3H 3.1E-13 3E+11

14C 1.7E+01 6E-03

60Co 5.1E-28 2E+26

59Ni 3.4E-03 3E+01

63Ni 2.5E-04 4E+02

90Sr 1.1E-04 9E+02

94Nb 0.1 1.3E+01 8E-03

99Tc 1.4E+00 7E-02

129I 8.8E+00 1E-02

137Cs 5.2E-05 2E+03

238U 1. 1E+00 8E-02

237Np 1.9E+02 5E-04

- 8 -

제 2 절 프량스

발생 가능한 모든 상황에서 처분될 핵종에 대한 제한치는 각 폐기물 돼키지의 비방사

능과 총 처분 방사능으로 제한되어야 한다.

핵종들의 선정에서 중요한 개념은 각 핵종별 방사능량， 반감기/ 선량인자(섭취I 호홉/

외부피폭)로 표현되는 방사성독성/ 선정된 시나리오에 대해 핵종의 이동을 특성화시키는

여러 가지 파라미터 둥이다. 프랑스에서는 반감기에 따라서 핵종을 두 종류로 구분하고

있다. 제도적 관리기간에 비해 짧은 반감기를 가진 핵종들에 대해서는 운영중 사고의 경

우에 작업자를 방호하기 위해 각 팩키지의 방사능을 제한할 필요성이 있으며/ 그 외의 다

른 핵종에 대해서는 처분시설의 사고에 의한 손상과 폐쇄후 지하수 이용이나 인간침입으

로 부터 일반대중들을 보호하기 위해 총방사능량을 제한할 필요가 었다.

프랑스에서 안전성평가에 이용되는 핵종은 다음과 같은 단계로 정해졌다[7].

。 1986년과 1987년에 처분시설 건설허가를 받기 위해서 발간된 최초의 안전성 보고서

: H-3, Co-60, Sr-90, Cs-137, Pu-238, Arn-241(1986년)

C-14, Ni-63, Nb-94, Pu-241, Np-237, U-238(1987년)

。 1991년 임시 보고서에서 시설의 운영을 위한 허가를 받기 위해 선정된 8가지 장반감

기 베타-감마 핵종들이 추가

: Ni-59, 1-129, Tc-99, Zr-93, Mo-93, Pd-107, Sm-151, Cs-135, U-238

。 1996년 최종 보고서에서 최종 운영 허가를 받기 위해 4가지의 장단반감기 베타-감

마 핵종들과 3가지 알파핵종들이 추가

: Cl-36, Ca-41, Se-79, Ag-108rn, Pu-238, Pu-240, U-224

여기에 추가적으로 처분장에서 패키지 당 방사능을 제한하기 위해서만 필요한 핵종들

은 Na-22, Mn-54, Fe-55, Zn-65, Ru-106, Ag-ll0m, Sn-119m, Sb-125, Cs-134, Ce-l44,

Pm-147, Eu-152, Tl-204, Pb-210, Ac-227이 다.

처분시설에서 총방사능 제한치와 팩키지당 비방사능 제한치 분석은 처분시설의 전 수

명기간 중의 보수적인 시나리오를 사용하여 행해지고 있다.

총방사능 제한치 분석에서 고려되는 시나리오는 지하수이동 시나리오와 인간침입 시나리

오이며 각 핵종별 고려 시나리오 및 피폭경로는 그림 2-2-1과 같다. 각 시나리오에 대한

자세한 설명은 3장에 나와있다. 단반감기 핵종에 대해서는 부지 외부에 우물을 시추하는

시나리오가 적용되며l 장반감기 베타l 감마 핵종에 대해서는 부지 내에 우물을 시추하는

시나리오가 적용된다. 이러한 우물 시추 시나리오에서는 오염된 물에 의한 피폭경로가 발

생한다. 알파핵종에 대해서는 도로건설 시나리오가 고려되며 공기 중으로 부유된 오염된

토양의 먼지를 호흡을 통한 흡입으로 피폭이 발생된다. Nb-94, Cs-137핵종에 대해서는 거

주 시나리오가 적용되며/ 방사성 폐기물로부터 외부피폭이 발생된다.

- 9 -

비방사능 제한치 분석에서는 총방사능 제한치 분석에서와는 달리 운영중 시나리오와

인간침입 시나리오가 고려된다. 각 핵종별 고려시나리오와 피폭경로가 그림 2-2-1에 나와

있다. 단반감기 핵종에 대해서는 운영중에 발생하는 취급사고와 화재 시나리오가 고려되

며 오염된 부유물질의 흡입과 외부피폭이 발생한다. 장반감기 베타/ 감마 핵종과 알파핵

종에 대해서는 인간침입 시나리오 중에서 도로건설 시나리오가 고려되며l 피폭은 홉업에

의해서 발생된다. Nb-94와 Cs-137 핵종은 인간침입 시나리오 중 거주 시나리오로 분석되

며 외부피폭이 발생한다.

총방사능 제한치와 팩키지당 비방사능 제한치의 계산은 그림 2-2-2에서 볼 수 있듯이

실질적으로 다른 접근법을 통해서 이루어진다.

총방사능 제한치를 구하기 위해서y 모든 가능한 시나리오 중 가장 보수적인 시나리오가

선택되면 예측 방사능 재고량이 계산을 위한 입력자료로 이용되고 이 값을 선량제한치와

비교하여 허용수준 내에 포함되는지를 검토한다. 계산의 단계는 다음과 같다.

o 측정이 어려운 핵종에 대한 안전율(safety margin)를 두어 예측 재고량을 결정

o 선정된 시나리오를 적용

。 각 시나리오에 대해 방사선적 영향을 평가

。 각 시나리오에 대한 방사선적 영향을 선량제약치 (dose constraints)와 비교

。 모든 시나리오에 대해 방사선적 영향이 선량제약치보다 낮으면 예측 재고량을 총방사

능 제한치로 결정

방사선적 영향이 선량제약치보다 높으면 예측 재고량을 더 낮은 값으로 결정하

여 계산을 반복한다.

팩키지 당 비방사능 제한치를 구하기 위해서는， 선량제약치를 입력자료로 하여 방사능

량을 도출해내고 있다. 계산의 단계는 다음과 같다.

。 각 시나리오에 대한 선량제약치를 결정

o 관련 시나리오를 적용

o 각 핵종이 전체 선량제약치에 미치는 기여도와 팩키지 내의 핵종분포에 대해 가정

o 하나의 팩키지에 대해서 각 시나리오의 팩키지 당 방사능 제한치를 직접 도출

o 모든 팩키지에 대한 제한치를 도출하고 나서/ 전체 처분시설에 대해 각 시나리오의

균일한 방사능 분포를 가정하여 각 팩키지 당 제한치를 도출

다음은 로브처분장에 처분된 패키지에 대해 적용되는 패키지 당 방사능 제한치를 예로

나타낸 것이다.

。 단반감기 및 중반감기 핵종

OCo =5 . 104 GBqjt, 137CS = 3.3 . 102 GBqjt, 90Sr = 9.1 . 101 GBqjt

。 장반감기 핵종/ 핵분열 생성물

: 1291 =4.6 . 10- 2GBqjt, 99Tc = 1 GBqjt, 151Sm = 1.6 . 103 GBqjt

- 10 -

。 장반감기 핵종l 방사화물

: 63Ni =1 .2 . 10-4 GBqjt, 94Nb = 1.2 . 10-1 GBqjt, 14C = 2 . 102 GBqjt

안전성 평가의 기본 가정에 벗어나는 새로운 유형의 폐기물은 별도의 안전성 평가 없

이는 처분될 수 없다는 사실이 중요하다. 이러한 새로운 유형의 폐기물에 대한 제한치를

규정하기 위해서는 각 유형에 적합한 새로운 시나리오가 개발되어야 하고/ 새로운 처분제

한치가 설정되어야 한다. 예를 들어 폐밀봉선원， EDF 발전소에서 사용한 압력용기/ 사용

후 핵 연 료 저 장대 (racks of spent fuel elements), 오 염 된 manipulator, 재 처 리 시 설 의 감

마 조사 폐기물(gamma irradiating waste) 등에 대해 프랑스에서는 새로운 안전성 평가

방법에 따라 새로운 제한치를 선정하였고， 이 중 일부분은 지금 현재 진행 중이다.

i…핸증 단반감기 핵증

잠반감기

베타，감마핵종

알파핵종

Nb-94. Cs-137

i 햄-졸 -

단반감기 핵종

장반감기

베타，감마핵증

알파핵종

Nb-94. Cs-137

총방사능 제한치 분석방법(고려 시나리오 및 피폭경로)

lAI~.:Jç:l호j 부 XI 외부무물시추

부지내 우물시추

도로건설 거 주

표|폭경로 i

지하수이용

홉입

외부피폭

비방사능 제한치 분석방법(고려 시 U리오 및 피폭경로)

바IL랜|오1 운영중:

취급사고，화재

도로건설

거 :>:: ..

「죠|활철둡 .. J

를입， 외부피폭

흘입

외부피폭

그림 2-2-1. 방사능 제한치 분석 시 고려 시나리오 및 피폭경로

- 11 -

Radiological ímpact

총방사능 제한치

Scenarios inventory

비방사능 제한치 (LMA)

Distribution of radionucl.

contribution

PL

1”“ -rL

Pν

때

@@

-.때 쩡

m

·빼-뼈

때

cδ d -s

p

Dose constraínt

그림 2-2-2. 총방사능 제한치와 비방사능 제한치 계산을 위한 방법론

RADIOLOGICAL INVENTORY (핵종 i)

SELECTION OF RN j IMPORTANT FOR SAFETY (핵증 j)

CALCULATION OF RADIOLOGICAL IMPACT:

DOSE(RN j) & S DOSE(RN j)

DOSE CONSTRAINTS

RADIOLOGICAL CAPACITY >= RADIOLOGICAL INVENTORY

(핵종j)

* | RADIOLOGICAL CAPCITIES

SELECTION OF SCENARIOS & SITUATIONS

INVENTORY MUST BE DECREASED FOR SOME RN (핵종 k)

그림 2-2-3. 핵종재고 분석 절차

- 12 -

그림 2-2-4. 비방사능 제한치 분석 절차

제 3 절 OECDjNEA

주로 장수명 핵종을 함유하는 폐기물의 인수기준을 설정을 위한 방법론을 제시하고 있

다. 처분제한치 설정을 위해 전문가 그룹에서 전체 시설에 대한 평균화된 농도제한치와

단위 처분시설에 대한 방사능량 제한치에 근거하여 잠정적인 폐기불 인수 기준을 제시하

였다. 모든 처분시설에 적용 가능한 일반적인 처분제한치는 인간침입 시나리오에 기초하

여 농도의 형태로 유도된다. 그리고 특정 처분시설에만 적용 가능한 부지단위별 처분제한

치는 지하수 이동 시나리오에 기초하여 총방사능량의 형태로 유도된다. 라돈을 제외한 대

부분의 알파방출 핵종은 유사한 특성을 가지므로 일반적인 기준치 설정이 가능하다. 그러

나 미래에 발생할 수 있는 사건의 가능성이 부지 특성에 따라 다르므로 위험도에 따른

일반적 기준치의 도출은 불가능하다. 처분제한치에 대한 국제기준으로 부지단위별 처분

제한치를 정량적으로 정하는 것은 불가능하다. 따라서 전문가 그룹에 의해 정량적으로 일

반적 처분제한치가 설정되고y 부지단위별 처분제한치 설정을 위한 기준이 제시되어야 한

다. 이 기준을 따라 국가기관이 부지단위별 처분제한치를 설정하게 되는 것이다.

일반적으로 기준치 (reference level)를 유도함에 있어서 개인에 대한 위험한도(risk limit)를

고려하는 것이 필요하다.OECDjNEA에서는 1987년 천층처분시설에서 장수명 핵종의 인

- 13 -

수기준 유도 시에 사용한 방사선 방호목표로서 개인에 대한 위험한도는 피폭이 단시간에

일어나는 경우에는 5*10-5/yr, 피폭이 개인 생애 중에 10년 혹은 그 이상에 걸쳐 계속되는

경우에는 1*1O-5/yr를 넘지 않도록 하는 것이었다.

OECD/NEA의 농도 기준치에서는 U-238, Np-237, Pu-239, Pu-240, Pu-241, Am-241 퉁

과 같은 장수명 방사성핵종， C-14, Nb-94의 장수명 핵분열생성물， Tc-99, 1-129와 같은 방

사화 생성물 및 Cs-137과 Sr-90과 같은 단수명 방사성핵종 등 3가지 부류에 대한 기준치

계산 결과를 보여주고 있으며I 이 가운데 C-14, Tc-99, 1-129 혹은 장수명이면서 이동성이

큰 핵종에 대해서는 지하수에 의한 이동을 포함한 피폭시나리오가 침입시나리오에 비해

보다 적은 농도제한치가 유도되므로 일반적인 농도 기준치를 권고할 수 없다고 기술하고

있다. 또한 단수명핵종에 대해서는 제도적 기간에 따라 농도 기준치가 변하고 공학적 방

벽이 단수명 핵종에 의한 위해도를 저감하는 역할이 크므로 이에 대한 일반적인 기준치

를 규정할 수 없다고 보고 있다[8，9].

현재 OECD/NEA에서 전문가 그룹에 의해 제시된 주요 기준치는 다음과 같다.

o 정상거주지역(NRIZ:Normal Residential Intrusion Zone) 내에서의 알파핵종(Ra제외)의

제한치 범위: 107 -109Bq/ton

。 정상거주지역(NRIZ) 하부와 상부 20m에서 알파핵종의 제한치 범위

:109 -101OBq/ ton

。 장반감기 고준위 감마핵종에 대한 제한치 범위: 107 -109Bq/ ton

제 4 절 IAEA

IAEA에서는 안전성 평가를 천층처분시설을 위한 폐기물 인수 요건 즉， 특정 방사성 핵

종의 재고량과 농도한도를 결정하기 위한 중요 방법으로 보고 있다. IAEA에서 제시하고

있는 안전성 평가의 단계는 다음 그렴과 같다.

그림 2-4-1에서와 같은 단계를 거쳐서 다음과 같이 폐기물의 처분제한치를 구할 수 있

다. 안전성 평가에 사용된 시나리오는 처분시설 운영중 단계나 폐쇄후 단계로 구분하여

작업자와 일반인에 대한 방사선 방호기준을 적용하되l 부지 내 시나리오(on-site scenario)

와 부지 외 시나리오(off-site scenari이에 따라 각각 폐기물 농도(Bq' kg간와 총 폐기물

방사능량 (Bq)의 단위로 나타낸다. 인간이 처분시설 외부에 위치하는 경우를 부지 외 시

나리오/ 처분시설 내에 위치하여 직접적인 상호활동이 발생하는 경우가 부지 내 시나리오

이다. 계산을 위해 선정된 핵종들은 3H/ 14C 9OSr/ 129Iy 137CSl 깅6Ra/ 238Ul 241pu이며/ 선정된

핵종들에 대해서는 1 mSv · y-1의 선량 제한치를 사용하고 있다[10].

- 14 -

1.평가개요 설정

2. 처분시설 특성

방사능 3. 시 u리오 개발 및 수정

방어 4. 모델 설정

기준

5. 성능평가

6. 정량적 처분제한치 도출

그림 2-4-1. 핵종별 농도제한치 및 총방사능량 유도 절차

부지 내 시나리오에서 핵종들에 대한 폐기물 농도는 다음과 같이 구해진다.

Conc= Dlose lim . A i，μ

Dose iu. P bd. Vω

여 기 서 Conc는 제 한농도(댄Bq . kg-1

Dose겐li…1m은 선 량제 한치 (Sv . i 1)

Aiu는 단일 처분고(disposal vault) 내 폐기물의 초기방사능량(Bq)

Doseiu는 초기 방사능량으로부터 구해진 선량(βSv . yJ

Pb벼d는 폐기물의 건조단위중량(kgj m')

Vw는 단일 처분고내 폐기물의 체적 (m')

부지 외 시나리오에서 핵종들에 대한 총 방사능량은 다음의 식으로 구할 수 있다.

Dlose 1;~ . A; Amount= ---=11111 - - z.

uosei

여 기 서 Amount는 제 한 총방사능(Bq)

Doselim은 선 량제 한치 (Sv . i 1)

Ai는 처분시설 내 폐기물의 초기 방사능량(Bq)

Dosei는 처분시설내 초기 방사능량으로부터 구해진 선량(Sv . i 1)

- 15 -

제 5 절 얼본

안전규제에 있어서의 기준치 등 요건을 제정하기 위한 안전성평가에 대해서는 넓은 범

위의 적용성을 유지하는 것이 필요한데 예를 들면I 특정 부지를 설정하는 않는 것이 요건

이다. 한편/ 부적절한 부지는 배제될 수 있으며 최적화된 조건을 선택하지 않으면 안된다.

안전성평가의 첫 단계는 피폭시나리오의 설정이며/ 설정된 여러 가지 시나리오를 가정하

고 포괄성을 확보해야만 한다. 다음 단계는 시나리오의 대표성에 대하여 검토하여 중복된

것을 배제한다. 이어서 피폭평가 모델 및 관련 파라미터를 설정한다. 이 조건으로 예비계

산을 행하고 규제상 요건 등과 비교하여 안전확보를 전제로 한 최적화를 수행하고 나서

다시 시나리오의 대표성 등을 검토하여 안전규제에 관련된 요건을 결정하게 된다.

처분시설 개념 및 환경조건 설정

피폭 시나리오의 가정

피폭 시나리오으I 1 차 선정

끄|폭 평가모델 및 파라미터의 설정

농도한도의 예비계산

끄 피폭 시나리오으12차 선정

농도제한ÃI 의 싣훌

그림 2-5-1. 농도제한치 산출을 위한 안전평가 방법

일본의 경우 정부에서 법령으로 정한 농도제한치(일본에서는 /농도상한치l로 표현하고

있음)는 사업허가 신청 요건으로서의 농도이다. 특정 처분장에 대하여 처분가능한 농도

제한치는 구체적인 처분장의 자연조건 데이터/ 계획된 처분방법r 처분량y 관리기간 등을

기초로 각각의 처분장마다 결정하는 것이다.

정부법령상의 농도제한치를 산출하기 위해 다음과 같은 절차를 따르고 있다.

- 16 -

@ 처분시설 개념 및 환경조건 설정

@ 평가 시나리오l 피폭경로 선정(일반적으로 고려되는 사상을 대상)

@ 평가 모텔 구축r 평가 대상핵종 및 평가 파라미터 설정

@ 각 피폭경로에 대한 선량당량 계산

@ 계산 결과로부터 기준 선량(10 μSvjyr)에 상당하는 방사성핵종 농도 산출

@ 피폭 경로 중 최소 농도(결정경로 농도) 결정

@ 상대 중요도(DjC)에 의해 중요 핵종을 추출하고， 핵종의 대표성을 고려하여 선정

된 핵종에 대해 농도 제한치 산출(결정경로 농도의 10배)

여기서 D: 대상 핵종의 평균농도/

c: 결정경로 농도

이와 같이 현행 정부법령 농도제한치의 개념은 폐기물에 포함되어 있는 잔류핵종의 영

향은 보다 영향도가 큰 한정된 핵종의 농도상한치를 설정하는 것에 의해 기타 핵종도 저

절로 제한된다고 보고 폐기물 조성을 고려하여 상대적으로 중요도가 높은 핵종의 농도제

한치를 설정하고 있다[11].

일본의 경우 저준위 방사성고체폐기물의 육지처분에 관한 방사능 농도 제한치를 현재

까지 다음과 같은 3가지 단계에 걸쳐 정비하고 있다.

(1) 저준위 방사성고체폐기물의 육지처분에 관한 기준치(중간보고， 1987년)

원자로 시설에서 발생하여 용기에 고형화된 방사성폐기물 가운데 천층처분의 대상(균

일l 균질 고화체)에 대해 처분이 가능한 방사능농도의 제한치를 설정하고 었다 (그림

2-5깅).

계산의 전제조건으로는

- 천층에 설치된 concrete pit에 충전재와 함께 수납하는 방법을 가정한다.

- IAEA가 규제제외 농도의 산출을 위하여 사용하고 있는 피폭경로 및 일본내 자연

환경 등을 고려한 현시점에서 가장 타당하다고 판단되는 파라미터를 이용하여 선

량당량 평가를 수행한다.

- 피폭관리의 관점에서 처분장을 관리하는 것이 불필요한 선량당량으로서 연간 10

μ Svjyr를 이 용한다.

- 방사능 농도의 감쇠를 처분장의 관리기간으로서 300년을 가정한다.

이러한 계산결과는 처분된 방사성폐기물 전체의 평균치로서 산출된 것이므로 실제 발

생하여 처분되는 방사성폐기물의 농도가 광범위하게 분포하는 것을 고려하여 각각의 폐

기물 포장물 1개당 방사능 농도 제한치를 1승수 위의 수치로 설정하고 있다.

-17-

Ground Surface J /Í‘ /，1，γA‘ ‘

J Impermeable cover soil

Concrete Board

1 Million Drums

500mx500m

0.5 m

Solidilied Waste Mortar is charged

| c。때uction Scenario I

Dwelling volume:900m 3

Soil does not mix with waste

External exposure

。 Scale: 500m * 500m

。 Total waste volume:

2*105 m3

。 Thickness of waste part: 5m

。 Depth to the waste: 3.5m

。 Ratio waste volume/

repository volume: 16%

。 Institutional control period:

300yr

。 Dwelling construction after

the end of institutional control

。 Dwelling area:

416 m2 (26m*16m)

。 Dwelling depth: 3m

。 Exposure during dwelling

。 Exposure period: 500 hours/yr

그림 2-5-2. 균질고화 폐기물의 처분농도 제한치를 결정하기 위한 처분개념 및 시나리오

- 18 -

Residential Scenario

Root depth is deeper than 1 m Crops ingestion after

10 years from ICP ends

Residence

Absorbing factor:O.1

。

。

。

。

。

Residence and ingestion of

crops after the end of

institutional control (300 yr)

Extemal exposure by

residence

Intemal exposure by ingestion

Crops ingestion: 20 kg/yr

Exposure period: 365 davs/vr

|꾀퍼펴강 R랙굵듀 융펴ril서

그림

Rainfall 1600mm/y

택민맥엎인.Q!!.. 30 kg/y

밴한학피g원쁘n Man ‘ 7301/y

Penetlation 100mm/y

//~\ ι‘ Impermeable cover soil

Livestock: 75'/d

Groundwater Flow 0.01 m/dl

500m

Stock Farm Products Inoestion Milk:110 klJ /Y EOlJs: 8 kO/y Meat: 5 kg/y

。

。

。

Release begins

at the end of

institutional

control

Nuclides migrate

to groundwater

and to the river

Ingestion fish ,

water and stock

farm products

2-5-2. 균질고화 폐기물의 처분농도 제한치를 결정하기 위한 처분개념 q .1 ^ 시나리오

(계속)

- 19 -

(2) 저준위 방사성고체폐기물의 육지처분에 관한 기준치(제2차 중간보고， 1992년)

방사성 고체폐기불 가운데 다음의 비균질 페기물을 대상으로 하여 방사능 농도의 제

한치를 설정하고 있다(그림 2-5-3).

- 원자로 시설에서 발생하는 금속， 염화비닐 등의 불연성l 난연성 물질을 고형화 재

료를 사용하여 용기에 고형화한 것/

- 원자로 시설의 해체 등에 수반하여 발생하는 금속제의 대형기계 등으로서 용기에

고형화하는 것이 곤란한 것，

- 원자로 시설의 해체 등에 수반하여 발생하는 방사성 콘크리트 폐기물 (콘크리트 내

철근류를 포함)

(3) 저준위 방사성고체폐기물의 육지처분에 관한 기준치(제3차 중간보고， 2001년)

일본 정부에서 정한 농도제한치를 상회하는 저준위 방사성폐기물인 핵연료로 부터 중

성자 조사를 받아 생긴 방사화 금속 및 콘크리트l 폐이온교환수지 등에 대해 동굴 처분을

적용하는 방침을 정하고 있으며， 2030년까지 예상되는 누적 발생량r 폐기물 내에 함유된

방사성핵종의 종류 및 그 농도를 추정하여 기존 정부 법령상의 농도제한치와 비교하고

있다. 그 결과， 핵종 중 일부의 평균농도가 기존 정부 법령상의 농도제한치보다 1내지 2

승수l 최대 3승수까지 초과하는 것이 존재하므로 이에 대한 새로운 처분 한도를 산출하였

다[12]. 구체적인 처분개념의 요건은 다음과 같다.

- 일반적인 지하수 이용범위를 벗어나는 깊은 심도에 처분하는 것(즉r 고층구조물 동

의 기초가 되는 지반의 강도 등이 손상되지 않도록 원격 거리를 확보한 예를 들면/

지표로부터 50 -100 m 정도의 심도에 처분)과 함께 지하 천연자원의 존재상황에

대해서도 고려한다.

- 방사성 핵종의 이동억제 기능이 높은 지층을 선정한다.

- 현행의 저준위 방사성폐기물가 처분되고 있는 콘크리트 피트와 동등이상의 방사성

핵종 밀폐기능을 가진 처분시설을 설치한다.

- 방사성물질의 농도 감소를 고려하여 수 백년간 처분장을 관리한다.

- 관리기간 중에는 방사성물질의 감쇠에 따른 단계적 관리를 행하고 피폭선량을 법

령에서 정한 선량한도를 념지 않도록 하는 것을 기본으로 하여 합리적으로 달성

가능한 낮게 억제한다

평균농도를 가정한 대상폐기물에 포함된 방사성핵종은 모두 186종이고/ 이 가운데 정부

법령 농도제한치 평가의 대상이 되는 핵종의 스크리닝을 행하였다. 우선 현행 정부 법령

농도제한치에서 정하고 있는 핵종 및 일본 원연(주)의 로카쇼무라 저준위 방사성폐기물

매설센타의 허가신청서에 기재된 13개 핵종을 대상으로 하였다. 이에 더하여 관리기간

300년의 감죄를 고려한 때의 농도가 충분히 작게되는 핵종 즉y 국제원자력기구(IAEA)의

- 20 -

기술보고서(IAEA TECDOC-855)에 기재되어 있는 규제 해제 (clearance level)의 최소치

0.1 Bq/g의 1/10인 10,000 Bq/ton이하가 되는 것을 제외하였다. 또한 Fugen의 α 핵종 가

운데 특징적인 Cm-244를 추가하여 총 38핵종의 방사성 핵종을 평가대상으로 선정하고

있다.

Ground Surface ~

O.3m

，~/~\

500m x 500m Waste: not solidilied

Dwelling volume:900m 3

J

Trench style

External exposure and Dust I nhalation

Repository is dwelled

。 Dwelling construction after

the end of institutional control

(50 yr)

。 Dwelling area:

416 m2 (26m*16m)

。 Dwelling depth: 3m

。 Extemal exposure and

dust inhalation

。 Exposure period: 500 hours/yr

。 Waste volume/

dwelling amount: 0.32

。 Dust concentration:

5*10-10 g/cm3

。 Scale: 500m * 500m

。 Total waste volume:

2*105 m3

。 Thickness of waste part: 5m

。 Depth to the waste: l .8m

。 Ratio waste volume/

repository volume: 16%

。 Institutional control period:

5이rr

그림 2-5-3. 비균질고화 폐기물의 처분농도 제한치를 결정하기 위한 처분개념 및

시나리오

- 21 -

Residential Scenario

Rool deplh is deeper Ihan 1 m

| Gr。뼈

Penetlation 300mm/y

Rainfall 1600mm/y

Crops ingestion after 10 years from ICP ends

F프민맥원쁘n 30 kO/y

밴쁘만꾀양윈띤E Man: 7301/y

Stock Farm Products Inaestion Milk'110 kg/y Eggs: 8 kg/y Meat: 5 kg/y

Livestock: 75' /d

\￡활~ L熟많 Groundwater Flow

O.3m/dl

500m

t혈mall River

。

。

。

。

。

。

。

。

Release begins

at just after

closure

Nuclides migrate

to groundwater

and to the river

Ingestion fish ,

water and stock

farm products

Residence and ingestion

of crops after the end

of institutional control

(50 yr)

External exposure by

residence

Internal exposure by

ingestion

Crops ingestion:

130 kg/yr

Exposure period:

365 davs/vr

그림 2-5-3. 비균질고화 폐기물의 처분농도 제한치를 결정하기 위한 처분개념 ~l ::>"'

시나리오(계속)

- 22 -

제 6 절 영국

영국에서는 1959년 이래로 중저준위 고체폐기물을 Drigg의 천층처분시설에 처분하고

있다. 이 처분시설은 영국의 북서부 Cumbria에 위치하고 있으며， BNFL에서 소유/ 운영

하고 있다. 영국에서 중저준위 폐기물은 12GBqjt 이하의 β -y 핵종을 포함하고 4GBqjt

이하의 Q 핵종을 포함하는 것으로 정의되고 있다.

1980년 중반 이래로 중 · 저준위 폐기물을 최소화하려는 노력으로 년간 폐기물의 발생

량이 감소되었다. 그리고 현재까지도 그 노력은 이어져 Drigg 처분장은 향후 반세기 동

안 발생되는 폐기물을 수용할 수 있을 것으로 예측하고 있다. Drigg 처분장의 인허가는

주기적인 검토를 받으며 1958년에 최초 인허가를 받은 이후로 계속되고 있다. 초기 인허

가시의 가장 중요한 것은 주요 관리대상이 처분 총량이 아닌 폐기물의 비방사능과 방사

선 준위에 대한 것이었으며I 최근에 주로 총 방사능량 평가와 처분장 운영기간을 가정하

여 유도된 연간 처분제한치가 인허가 사항에 포함되었다[13]. 영국에서의 년간 처분제한

치는 표 2-6-1과 같다. 총 방사능량 제한치는 처분장이 다음과 같은 운영중과 폐쇄후에

적용하는 국가의 방사성 피폭 기준에 부합하느냐에 따라서 정해진다.

- 운영중(선량): 임계그룹에 대해 >300μSvjyr， 폐쇄후(위험도) : 개인에 대해 >10-6jyr

폐쇄후 위험도에 대해서는 1987년에 Drigg의 운영을 맡고 있는 BNFL，사의 요청으로 영

국방사선방호청 (NRPB: N ational Radiological Protection Board)에서 평가를 수행하여 상

기 기준을 충족함을 확인한 바 있으며I 주요 핵종에 대해 처분시 단위방사능에 대한 위험

도를 계산하고 이것이 1O-6jyr를 초과하지 않음을 기초로 향후 처분장의 총방사능량 제한

치를 수립하고 있다. 그러나 이러한 기준들은 현재까지도 다양한 평가를 통해서 검토 중

인 상태이다. 처분장 운영기간동안 정부기관의 정책에 부합하는 광범위한 환경 감시 프로

그램을 통해서 평가가 수행되고 있으며/ 또한 비교검토를 통한 신뢰도 확보를 위해 정부

가 독자적으로 소규모의 평가 프로그랩을 수행하고 있기도 하다. 영국의 폐기물 재고량

자료의 불확실성으로 인해 처분장의 최적 이용을 저해하는 높은 비방사능의 폐기물을 제

외하기 위한 평가 기준을 정립하는 것도 필요하다고 보고있다[14].

표 2-6-1. 영국에서 규정된 년간 처분제한치

핵종 년간 제한치 (TBq)

U 0.3 Ra-226 , Th-232 0.03 그 외 a 핵종 0.3 C-14 0.05 I-129 0.05 H-3 10.00 그 외 핵종 15.00

- 23 -

제 7 절 각국의 처분제한지 비교

표 2-7-1에는 미국 내 3개의 DOE 저준위 처분부지 (Hanford， Savannah River Site의

E-Area Vaults 및 the Nevada Test Site)와 10 CFR 61 상의 NRC 폐기물 분류에 따른 농

도제한치를 나타내였다. 미국에서는 핵종들이 서로 혼합되어 있는 경우 농도제한치의 적

용에는 "surn-of-the-fractions rule"을 따르고 있다. 이 규칙에 의하면l 각 방사성핵종의 농

도를 각각의 비방사능 제한치로 나누고 부분합을 구하게 되는데l 이 부분합이 1을 념지

않아야 한다. 만일 부분합이 1을 념을 경우에는 그 폐기물은 천층처분에 부적합한 것이

된다. NRC는 장반감기 핵종과 단반감기 핵종의 두 가지 제한치에 관한 목록을 제시하고

있으며， Savannah River Site의 E-Area Vault 또한 표에서 보는 바와 같이 특정 vault에

해당되는 다중의 목록을 제시하고 있다 E-Area Vault는 Class C폐기물에 대한 NRC제

한치를 넘거나 100 nCi/g을 초과하는 초우라늄 폐기물은 처분하지 않는다는 제한을 두고

있으며， 3개 DOE시설 각각에는 GTCC(Greater-Than-Class-C) 페기물을 위한 저장시설을

갖추고 있다.

표 2-7-2는 미국y 프랑스/ 스페인/ 일본에서 사용되고 있는 처분시설의 농도제한치를

비교한 것이다[15]. 대부분의 핵종에서 미국의 농도제한치가 가장 높으며y 프랑스와 스페

인은 미국과 비슷하거나 조금 낮은 범위의 농도제한치를 사용하고 있다. 그리고 일본에서

는 다른 나라에 비해 낮은 제한치를 사용하고 있음을 알 수 있다.

- 24 -

표 2-7-1. 미국 내 처분시설에서의 처분 제한치 비교

(단위 : Cijm3

)

Hanford 10CFR

Savannah River

핵종 Category Category ILTV ILTV NTS 61 LAWV ILNTV1 ILNTV2 ILWSB

l 3 Bulk Crue

H-3 5αE+æ 40 (Oass A

3.68E+CD 3.68E+CD 2)

3.앉lli+CD 6‘25E+01 1.47E+04 3.68E-!{딩 1.51터a;

Be-10 1.CXE-t{)Q 2.3:E-t{)2

C-14 4.CXE•)2 9.1æ-t{)Q 8 (1) 1.21E-ill 1.43E-ill 8.46E-ill 2αE→)3 2.91E-ill 8.46E-t{)3 6.22E-ill

AI-26 4.78E-ai 5.89E•:E 3.61E--ü4 8.46E-ai

CI-36 4.CXE--ü4 8.3E--ü2

K-40 1.πE-ill 3.4ffi-Dl

Co-60 7.7ffi+Ol 70 (Oass A

2) 8.46E-t{)Q 8.46E-t{)Q 6.62E-t{)2 6.62E+02 9.93E+01 8.46E-Dl (“)

N -59 4.crn-t{)Q 8.3æ-t{)2 22 (1) 2.32E--ü2 2.58E-D1 1.당JE-t{)Q 3앉lli-Dl 5. 15E-Dl 8.46E-D1 2. 19E+02

N쉰3 4.8CE-t{)Q 1. 7ffi애4 까::0 (2)

Se-79 3.8CE-D1 8.3æ+Ol 1.91E--ü4 8.46E--ü4 6.62E-ill 8.46E--ü4 6.62E--ü4 8.46E-D1

Sr-90 4.3E녁)3 1.5CE+04 7000 (2) 4α3E-t{)Q 8.46E-t{)Q 6.62E+02 8.46E-t{)Q 6. 62E+01 8.46E+Ol 4αE+01

Zr-93 2. 7ffi-t{)Q 5.9ffi-t{)2 7.73E--ü2 8.46E에l 6.62E+01 5.89E-t{)Q 3.78E+02

NJ명4 2.aE•)4 5.ffE--ü2 o.æ (1)

Mo-93 3.CXE-D1 7.1æ+01

Tc-99 5.EDE키)3 1.3:E-+ill 3 6.25E-ai 2.87E키)4 1.73E-æ 4.α3E--ü4 5.89E--ü4 8.46E+02 2.97E+CD

Pd-107 4.8CE-+ill 1.αE-t{)3 3.51맘æ

QI-Ißn 2αE-D1

&!-12lm 6.3E+CD 2.oæ+05

Sn-126 1.8CE--ü4 1.07E에4 a양iE--ü4 6.62E-æ 8.46E--ü4 6.62E--ü4 8.46E• 01 1.59E--ü2

[-129 2.SE•)3 5.00E-Dl Q∞ (1) aα3E-{8 7.73E-{8 4.4IE-D7 1.07E-D7 1.많E→η 8.46터Dl 8. 1IE--ü2 I Ba-133 7πE-D1

Cs-135 1.SE-D1 4.3:E+01

Cs-137 6.3E-ill 1.3E+04 4600 (2) 2앉E-Dl 8.46E+Ol 6.25E+02 8.46E+Ol 6.62E에l 8.46E+Ol 9. 19E+CD

&n-14 1.aE--ü2 3.4CE-+ill

&n-151 3.8CE+Ol 1.8æ+05 3.2<십단애4

Eu-150 l.aE-æ 7.7æ-t{)2

Eu-152 5.3E--ü2 1.3æ+03

Eu-154 8.3E-Dl 3.껑E+05

Gd-152 6.3E-æ 1.3E-+ill

Re-187 5.3E+CD l.læ -t{)3

Po-209 2.SE--ü2 7.71α갚tD1

Pb-2 1O 1.CXE•J2 5.aE +05 3.51E+02

H-3J7 2.97E+CD

Ra-226 1.4CE•)4 3. ffE--ü2 3.5IE--ü2

없-2깃3 l.SE+Ol

k-껑7 4.ECE-ill 3.3:E+05 2끼ffi+Ol ---'- '-

- 25 -

표 2-7-1. 미국 내 처분시설에서의 처분 제한치 비교(계속)

Hanford 10CFR

Savannah River 핵종 Category Category ILTV ILTV NTS

61 LAWV ILNTV1 ILNTV2 ILWSB 1 3 Bulk Crue

Th-229 4.00E-ü4 l.læ --01 1. 1 lE--o1

Th-230 2.lOE-{)3 1.3:E--01 8.38E커)2

1h-232 1.3JE-ü4 2 2m•)2 219E-æ

Pa-231 1.EDE-ü4 3.3:E•)2 3.78E-æ

U-232 5.3E-ü4 4αE+CXJ 1.:쪼E→)4 6.62E-{)3 2πm--01 4 까lE--æ 2.51E--01

U-233 7.7æ-{)3 l.læ +CXJ 1.21E--aJ 1. 2lE---<Ii 1.21E키li 1.2lE---<Ii 1.2lE---<Ii 1.2lE---<Ii 8.38E--01

U-234 9.1OC-{)3 2 .lcα:<:+CXJ 276E•)3 276E-{)3 8.46E--æ 276E•J2 29lE--ü3 8.46E•J2 1.αE+CXJ

U-235 3.20E-{)3 5.~--ol 4.α3E--aJ 4.α3E---<Ii 4αill---<Ii 4α3E---<Ii 3.42E키.x3 4.αE→li 3.24E에l

U-236 1.oæ-æ 2 2m+CXJ 5.15E--ü4 8.46E--ü4 6. 62E-。 8.46E--ü3 6.62E--ü3 8.46E•J2 3.24E-till

U-238 6.3E•)3 1.4æ+CXJ 8.46E--ü4 8.46E--ü4 4.4lE-æ 8.46E--ü4 6.62E--ü3 8.46E•J2 1. 59E-till

Np-237 1.mE--ü4 4.αE→)2 aαE키.x3 287E---<Ii 1.73E--ü4 4.α3E---<Ii 5.89E---<Ii 8.46E-ü2 1.89E-æ

Pu-236 6.22E-till

Pu-238 9.1OC-{)3 4.5æ-+01 3.35E•)2 8.46E-æ 6.62E--01 8.46E-æ 6.62E-æ 8.46E-æ 3잉E꺼n

Pu-239 3.EDE-{)3 7.πE--01 3.35E•J2 8.46E-æ 6.62E--01 8.46E-æ 6.62E-ü2 8.46E-æ 6.22E--01

Pu-240 3.EDE-{)3 7.πE--01 3.35E키J2 8.46E-æ 6.62E--01 8.46E-æ 6.62E-æ 8.46E꺼2 6.22E--01

3500 Pu-241 7.까E-æ 3.1æ-+01

nCν'g (1) 4.αill--D1 9.93E--01 9.93E--01 9.93E--01 8.æE--01 1.41E에1 1.41E-+01

Pu-242 3.80E-{)3 8.3:E--01 3.35E-æ 8.46E-æ 6.62E--01 8.46E-æ 6.62E-ü2 8.46E녁J2 6. 49E--01

Pu-244 8.3E--ü4 1.까E--01

Am-241 2.EDE-{)3 l.læ +CXJ a또E→J2 8.46E-æ 6.62E애l 8.46E-æ 6.62E-ü2 8.46E-æ 4.앉3E--D1

Am-242 2EDE-{)3 2 4æ+CXJ

m Am-243 13E-{)3 20CE--01 1.2lE-{)3 3.α~-{)3 1.00E-æ 4.4lE--ü3 (U) (") 1.8ffi--01

20αxl Cm-242

nCi/g (1) 6.49E꺼)2

Cm-243 2SOC-æ 6.3:E-+02

Cm-244 2.3E--01 2.~→{)2 2. 1ffi-+02

Cm-245 2.1æ•)3 3.3:E--01 l.36E--ü4 6.62E--æ 4.4lE-æ 4.78E-{)3

Cm-246 33E--01 7.7CE--D1 1.36E애4 6.62E매)3 2.72E애1 4.78E--ü3

Cm-247 7.1æ녁)4 1.5æ--01 .36E--ü4 5.89E--ü4 3.53E--æ 8.46E--ü4

Cm-248 2.oæ--01 2.cæ--01 4αE→)3 8.46E-æ 6.62E--01 1.5lE-æ

Cf-249 l.36E--ü4 6.62E--æ 2. 72E--ol 4.78E--ü3

Cf-251 l.36E--ü4 6.62E-{)3 4.78E--o 4.78E--ü3

Other 8.46E--01 8.46E+CD 6.62E-+02 5.89E-+01 4.78E-+02 8.46E-+Ol

ß & r

Other a l따β/g

1.36E-{)3 6.62E•)2 2.72E--D1 4.78E--ü3 6.62E에2 τ36E-æ (tν2<5y)

- 26 -

표 2-7-2. 각국의 처분시설에서의 처분제한치 비교

미국(C 등급) 江랑A 스페인 일본

핵종 반감기 최대제한 최대제한 최대비방사능

처분단위 최대농도 (년) 농도 농도 제한치

(Bq!t) (Bq!t) (Bq!t) (C i!m' ) (Bq!t)

H-3 1.20E+1 9.07E+11

C-14 5.70E+3 1.97E+ 11 8.00E+0 2.00E+11 1.81E+11 3.70E+10

C-14

(activated 1.97E+12 8.00E+1

metaJ)

Ca-41 1.4E+5 3.10E+9

Co-60 5.30E+0 5.00E+13 4.54E+13 1.1lE+13

Ni-59 7.50E+4 5.72E+10 3.30E+9

Ni-59

( activated 5 .43E+12 2.20E+2

metaJ)

Ni-63 1.00E+2 1.73E+ 13 7.00E+2 1.20E+ 13 1.09E+13 1.1E+12

Ni-63

(activated 1.73E+14 7.00E+3

metaJ)

Sr-90 2.90E+1 1.73E+14 7.00E+3 9.10E+ 10 8.26E+10 7.40E+10

Nb-94 2.00E+4 1.20E+8 1.09E+8

Nb-94

( activated 4.93E+9 2.00E-1

metaJ)

Tc-99 2.10E+5 7 .43E+10 3.00E+0 1.00E+9 9.07E+8

1-129 1.60E+7 1.97E+9 8.00E-2 4.60E+7 4.17E+7 」

Cs-137 3.00E+4 1. 13E+14 4.60E+3 3.30E+ 11 3.00E+1l 1.1lE+12

Sm-151 1.6E+12

a -emlttmg 1.00E+2 3.36E+9

transuramc (nCi!g)

Cm-242 6.71E+ 1l 2.00E4

(nCi!g)

Pu-241 2.35E+15 3.50E+3

(nCi!g)

α-nuclide 1.1lE+9

- 27 -

제 3 장 처분제한치 설정을 위한 기존 평가시나리오 검토

제 1 절 미국

1. NRC 침 입 자 시 나라 오(NRC Intruder Scenario)

미국의 중 · 저준위 상용 처분시설의 인허가 요건과 관련된 10CFR61의 제정을 위해

NRC가 설정한 시나리오이다. 이 NRC 침입자 시나리오는 트렌치 형태의 천층처분시설을

대상으로 한다. 침입자-시추y 침입자-건설/ 침입자i발굴l 침입자-경작의 4가지 시나리오가 고

려되며y 미국에서 고려하고 있는 제도적 관리기간은 100년이므로 폐쇄 후 100년이 지난

다음에 침입이 발생할 것으로 가정하였다. 단l 침입자-발굴 시나리오는 폐쇄 후 300년이

지난 후 침입이 일어날 것으로 가정하였다.

1.1 침 업 자-시 추 시 나리 오(Intruder-dri1ling scenari이

부주의한 침입자가 우물을 개발하기 위해 처분된 폐기물을 관통하여 시추를 한다는

시나리오이다. 시추를 통해 폐기물이 지표로 노출되면서 작업자가 외부 피폭과 호흡을 통

한 피폭을 받게 된다.

1.2 침 업 자-건절 시 나리 오(Intruder-construction scenario)

부주의한 침입자가 처분시설 상부에 건물을 건설한다는 시나리오이다. 폐기물 덮개를

걷어내고 건물의 기초를 건설하면서 폐기불과 직접 접촉하게 된다. NRC에서는 건물의

기초 규모를 하부면적 200m2(20m x 10m), 상부면적 416m2 (26m x 16m), 깊이 3m로 정하

였고l 측면의 기울기는 1:1로 가정하였다. 총 굴착체적의 75%를 차지하는 상부 2m까지의

675m3은 덮개 물질이며/ 남아있는 하부 1m의 232m3은 폐기불과 토양 또는 뒷채움재와의

혼합물질로 가정하였다. 작업시간은 500시간 또는 3개월로 가정하였다. 피폭경로는 대기

중에 부유된 오염된 공기의 호흡을 통한 피폭과 폐기물에 의한 직접 피폭의 두 가지이다.

1.3 침 업 자-발굴 시 나리 오(Intruder-discovery scenario)

침입자-건설 시나리오와 거의 유사한 시나리오이다. 단l 차이점은 침입자-건설 시나리

오에서는 침입자가 건설공사 중에 발견되는 특정 물질에 대한 특이성을 인지하지 못하고

작업을 계속하는 것에 비해 침입자-발굴 시나리오에서는 작업자가 발견된 물질의 특이성

을 인지하고 조심스럽게 발굴 작업을 계속하는 것이다. 따라서 본 시나리오에서는 침입자

-건설 시나리오보다 작업자가 받는 피폭시간이 적어지게 된다. 피폭경로 또한 침입자-건

설 시나리오와 마찬가지로 호홉에 의한 피폭과 폐기물에 의한 직접 피폭이 고려된다.

- 28 -

1.4 침 입 자-경 작 시 나리 오(Intruder-agriculture scenario)

부주의한 침입자가 처분부지 위에 건설한 건물에 거주하면서 오염된 토양에서 재배

된 음식물을 섭취하는 시나리오이다. 이 시나리오는 침입자-건설 시나리오 이후에 발생한

다. 침입자-건설 시나리오에서 건물의 기초를 건설하는 과정에서 지표로 이동된 폐기물/

토양 혼합물이 건물 주위의 뒷채움재로 이용되고l 건물 주위 반경 25m의 지표에 뿌려진

다고 가정된다. 그리고 이 폐기물/토양 혼합물 위에 세워진 건물에서 거주하며 오염된

토양에 위치한 작은 규모의 농장에서 재배된 식물들을 섭취하는 것으로 가정한다. 피폭경

로는 총 3가지인데/ 첫째는 대기 중으로 부유된 오염된 공기의 호흡을 통한 피폭y 둘째는

폐기물에 의한 직접적인 피폭이며I 마지막은 오염된 토양에서 재배된 식물의 섭취에 의한

피폭이다.

2. DOE 인간 침입 시나리오

처분고(disposal vault) 형태의 천층처분시설에 대해 적용되는 DOE 인간 침입 시나리

오에서는 제도적 관리기간을 100년으로 가정하고 있다. 제도적 관리 기간이 지난 후에는

폐기물이 지하의 토양과 섞이게 되고/ 처분장임을 알 수 있는 어떠한 표시도 존재하지 않

는 것으로 가정된다. 따라서 제도적 관리 기간 이후에 처분 부지 내로 부주의한 침입자에

의해 침입이 발생된다.

DOE 인간 침입 시나리오는 시추， 건설/ 시추 후 거주y 건설 후 거주/ 거주I 농장 시나

리오 여섯 가지이다[16]. 시추I 건설y 시추 후 거주I 건설 후 거주 시나리오에서는 처분된

폐기물의 두께가 5m로 가정된다.

2.1 시 추 시 나리 오(Drilling Scenari이

광산 개발 또는 지하수 개발을 위한 우물굴착을 위해 부주의한 침입자가 처분 부지

내의 폐기물에 시추를 한다는 시나리오이다. 시추를 통해 처분된 폐기물이 지표로 이동하

게 된다. 지하의 폐기물의 두께는 5m, 시추공의 직경은 30cm로 가정한다. 따라서 지표로

이동되는 폐기물의 양은 O.35mJ 이다. 이 양이 전체 100m'의 면적에 분포하게 되어 지표에

O.0035m(0.35m' j100m') 두께로 분포하게 된다. 이렇게 지표에 분포하는 폐기물의 두께를

manual redistribution factor라고 한다. 피폭경로는 시추작업 동안 오염된 먼지의 호흡과

시추를 통해 지표로 이동된 폐기물에 의한 직접 피폭이 포함된다.

2.2 건절 시나라오(Excavation Scenario)

이 시나리오는 고속도로l 수로/ 또는 더 작은 규모의 건물 기초 등의 건설이 처분

부지 내에서 발생한다는 시나리오이다. 건설을 위해 굴착을 하게 되고 처분된 폐기물이

- 29 -

지표로 이동되게 된다. 시추 시나리오와 거의 유사나 지표로 이동되는 폐기물의 양은 더

많아지 게 되 고/ 시 추 시 나리 오와 달리 폐 기물 컨 테 이 너 내 의 packing fraction 0.757} 고

려된다. 이 시나리오의 manual redistribution factor는 0.11이다. 피폭경로는 작업 동안 오

염된 먼지의 호흡과 시추를 통해 지표로 이동된 폐기물에 의한 직접 피폭이 포함된다.

2.3 시추 후 거주 시나리오(Post-Drilling Scenario)

이 시나리오는 시추 시나리오 이후에 발생된다. 시추 작업 후 처분 부지에 건물을 짓

고 거주를 하면서 농작물을 재배한다는 시나리오이다. 시추 작업으로 지표에 이동되는 폐

기물의 양은 시추 시나리오와 동일하다. 단 이 농장은 가축을 사육할 수 있을 정도로 면

적이 넓지는 않으며l 부지의 오염된 토양에서 생산된 과일과 야채가 소비되는 전량의

25%를 차지한다고 가정된다. 피폭경로는 오염된 먼지의 호홉에 의한 피폭/ 지표로 이동

된 폐기물에 의한 직접 피폭l 오염된 토양에서 생산된 농작물의 섭취로 인한 피폭이다.

직접 피폭에서 실내에서 받는 피폭에 대해서는 건물에 의한 shielding factor가 적용되는

데 범위는 0.02-0.5를 사용하고 있다. 총 0.35m' 의 폐기물이 2500m' 면적의 지표에 분포

하게 되 어 manual redistribution factor는 1.4E-4(0.35m' j2500m') 이 다.

2.4 건절 후 거주 시나리오(Post-Excavation Scenari이

건설 시나리오 발생 후에 부지에 건물을 지어서 거주하면서 농작물을 재배한다는 시

나리오이다. 건설 후 거주 시나리오는 시추 후 거주 시나리오와 매우 유사하다. 차이점은

지표로 이동되는 폐기물의 양이 더 많다는 것과 폐기물 컨테이너내의 폐기물의 양이 전

체 체적의 75%임을 고려해야 한다는 것이다. 그리고， 거주자의 식단의 25%가 부지의 오

염된 토양에서 생산된 농작물에 해당된다고 가정되고， 0.33의 shielding factor7} 적용된

다. 총 100m' 의 폐기물이 총 2,500m' 면적에 분포되므로 manual redistribution factor는

3.0E-2m((100m' x 0.7)j2，500m') 이다. 피폭 경로는 오염된 먼지의 호홉에 의한 피폭I 폐기물

에 의한 직접 피폭/ 오염된 토양에서 생산된 농작물의 섭취로 인한 피폭이 포함된다.

2.5 거 주 시 나리 오(Residental Garden Scenari이

거주 시나리오는 제도적 관리 기간 이후에 처분 부지에서 부주의한 침입자가 거주한

다는 시나리오이다. 거주자는 처분 부지에 농장을 만들어 농작물을 재배하게 된다. 오염

된 토양에서 재배된 식물이 식단의 25%를 차지한다고 가정된다. 거주 시나리오는 다음의

세 가지 시나리오로 나누어 볼 수 있다.

가) 거 주 시 나리 오 A(Residental Garden A Scenario)

첫 번째 거주 시나리오는 처분된 폐기물이 지표 아래 5m 이내에 위치할 때의 시나

- 30 -

리오이다. 그리고 경작되는 식물의 약 30%정도가 지하 폐기물에 뿌리가 관통되어 있어

폐기물의 핵종들이 식물로 흡수되게 된다. 식물의 오염 수준은 폐기물의 처분된 깊이l 처

분시설의 유지정도， 식물이 재배되는 토양에 의해 지배된다.

나) 거주 시나리오 B(Residental Garden B Scenari이

거주 시나리오 B는 처분된 폐기물이 지표 아래 5~10rn 깊이에 위치할 때의 시나리

오이다. 폐기물에 뿌리가 관통되어 있는 식물은 전체의 약 1% 밖에 되지 않는다.

다) 생 물 시 나리 오(Residental Garden with Biotic Transport Scenario)

이 시나리오는 거주 시나리오 B에 긴 기간동안의 생물에 의한 폐기물의 지표 이동

이 추가된다. 이러한 생물에 의한 이동은 제도적 관리 기간(100년)동안은 발생하지 않는

다고 가정된다. 지표로 이동되는 폐기물의 양은 폐기물이 처분되어 있는 갚이/ 기후l 제도

적 관리 기간이 지난 후의 시간에 의해 달라진다. 본 시나리오에서 생물적 이동은 건조한

기후에서 식물/ 곤충/ 포유동물에 의해 토양/폐기물이 이동되는 것으로 가정한다.

거주 시나리오의 피폭 경로는 오염된 농작물의 섭취에 의한 피폭/ 처분된 폐기물과 지표

로 이동된 오염물질에 의한 직접 피폭/ 부유 또는 생물적 이동에 의해 지표로 이동된 오

염된 입자 호홉에 의한 피폭이다.

2.6 농장 시 나리 오(Farming Scenario)

농장 시나리오는 처분 부지에 부주의한 침입자가 거주한다는 시나리오이다. 이 시나

리오는 거주 시나리오 B와 유사하며l 거기에 가축사육을 통한 동불성 식품(육류/ 우유/ 달

갈 등)의 섭취가 포함되고 더 많은 시간을 실외에서 보내게 된다는 것이 차이점이다. 본

시나리오가 발생하기 위해서는 변적이 반드시 20,OOOm' 이상이 되어야 한다. 섭취되는 식

물의 25%, 섭취되는 동물성 식품의 100%가 부지에서 생산된 것으로 가정한다. 그리고y

가축들의 먹이도 100% 부지에서 자란 식물이다. 피폭 경로는 오염된 먼지의 호홉에 의한

피폭/ 오염된 토양에 의한 직접 피폭y 오염된 농작물과 동물성 식품의 섭취에 의한 피폭

이다.

- 31 -

제 2 절 프랑스

프랑스 처분장에 적용되는 인간침입 시나리오는 프랑스 안전성 법규인 RFS 1.2에 정해

져 있다. 도로 건설 (road construction), 거 주(residentìal area), 어 린 이 공원 (playground)

시나리오가 고려된다. 프랑스에서는 제도적 관리기간을 350년으로 가정하고 있다.

1. 도로 건절 시나리오(road construction scenario)

부주의한 침입자가 처분시설 상부에 도로를 건설한다는 시나리오이다. 이 때 부지를

관통하는 가장 긴 거리를 가로질러 도로가 건설된다고 가정한다. 제도적 관리기간이 끝나

고 얼마 지나지 않았을 때는 폐기물은 상대적으로 고유한 본래의 특성을 유지하고 있어

도로의 건설은 위험을 초래한다. 반면에 제도적 관리기간이 끝나고 오랜 시간이 지난 후

도로가 건설되었을 때는 상대적으로 안전한 상태가 된다. 프랑스의 도로 건설 시나리오에

서는 이 두 가지 경우를 모두 고려하고 있다. 제도적 관리기간 직후에 도로건설이 발생한

다는 극단적인 시나리오와 폐쇄 후 5，000년이 지난 뒤에 도로건설이 발생한다는 현실적인

시나리오이다. 피폭경로는 첫째는 대기 중으로 부유된 오염된 공기의 호흡을 통한 피폭l

둘째는 폐기물에 의한 직접적인 피폭이다.

2. 거 주 시 나라 오(residential area scenario)

부주의한 침입자가 처분부지 위에 건설되어진 건물에서 영구적으로 거주한다는 시나

리오이다. 거주 시나리오에서는 처분 시설의 구조가 새로운 건설에 의해 변화한다는 것과

거주장소가 처분부지 위에 건설된다는 것이 가정된다. 집， 거리r 공원/ 정원 등의 건설을

통해 처분시설의 다양한 물질(토양/ 점토/ 뒷채움재y 콘크리트l 폐기물 등)이 모래l 자갈y

경작토 등과 같은 새로운 물질과 혼합된다. 이 지역에서 거주하는 개인은 공기 중의 오염

된 공기의 호흡과 오염된 토양으로부터의 감마선에 의해 피폭을 받는다. 건물 내에서는

오염된 공기의 호흡이 감소되며I 외부피폭도 감소된다. 다른 거주 시나리오와 다른 점은

거주자에 의한 농작물의 경작이 제외되었다는 점이다.

3. 어 린 이 공원 시 나라 오(playground scenario)

어린이 공원 시나리오는 처분부지 위에 어린이 공원이 지어진다는 시나리오이다. 이

시나리오는 거주 시나리오와 유사하다. 하지만 거주 시나리오는 영구적인 거주를 가정하

는데 비해 어린이 공원 시나리오에서는 어린이들이 놀이를 위해 가끔 공원을 사용하는

것으로 가정된다. 어린이 공원 시나리오에서 어린이들이 피폭을 받게 되는 경로는 오염된

공기의 호흡과 직접적인 피폭을 통해서이다.

- 32 -

제 3 절 OECDjNEA

폐기물의 직접적인 접촉이나 오염된 식생의 섭취를 통해서 피폭은 이루어진다. 이러한

위험도와 관련된 시나라오는 폐기물특성/ 처분시설의 공학적 방벽l 부지환경 그리고 운영

절차를 포함한 다양한 변수에 영향을 받는다. 이러한 시나리오에 의한 위험도를 체계적으

로 정량화 하기 위해서는 우선 가능한 핵종의 누출과 이동 메커니즘의 전반적인 검토가

필요하다. 그리고 그 다음 단계로 인수기준의 특별한 유형을 확립하기 위한 시나리오의

선별과 그룹화가 수행되어야 한다.

천층처분 시설로부터 핵종 누출과 이동 메커니즘은 운영단계와 운영 후 단계로 크게

구분하고 운영 후 단계는 제도적 관리기간과 제도적 관리기간 후로 구분하여 논의하는

것이 유리하다. 위험도 계산 측면에서 운영단계 후의 두 기간의 차이는 제도적 관리기간

동안에는 핵종 누출을 억제하기 위한 유지y 보수행위가 가능하다는 점과 공학적 방벽시설

에서는 오염물의 지하수 이동이 제한될 수 있다는 점이다. 제도적 관리기간 이내에서는

인간침입은 발생치 않는 것으로 설정하여 제도적 관리기간 이후에 인간침입이 발생 가능

하며 유지/ 보수행위는 행해지지 않는 것으로 가정한다. 처분부지로의 부주의한 침입은

처분장 폐쇄 후 약 500년 이후에 발생한다고 가정하고 있다. 이 OECD/NEA 인간침입

시나리오는 미국/ 프랑스/ 영국과 같은 나라에서 사용하고 있는 인간 침입 시나리오들의

조합으로 구성되어 있다.

1. 운영중 시나라오

운영기간 중 시설 작업자에 대한 위험도는 폐기물포장재로부터의 직접적인 방사선 노

출과 관련된다. 이러한 위험도는 시간l 거리， 차폐를 고려한 보건물리학 이론으로 조절될

수 있다. 호흡이나 섭취를 통한 피폭도 발생 가능하나 일반적인 운영기준을 통해서 조절

될 수 있다. 운영기간 내에 발생하는 비정상적인 사건은 폐기물포장재의 파손/ 누출/ 화재

와 폭발 등이다. 이러한 비정상적인 사건은 폐기물포장재로부터의 핵종의 분산을 의미한

다. 이 경우 주요한 피폭 시나리오는 오염된 공기의 흡입이며 직접적인 조사나 섭취를 통

한 피폭도 조절되어야 한다.

이러한 위험도의 제한은 적절한 시설 운영 절차의 확립 이외에도 폐기물포장과 폐기물

형태 (form) 의 조절을 통해서 이루어진다. 예를 들어 물리적 손상을 통한 누출은 폐기물

포장재의 물리적 안정성과 고화체의 건전성을 향상시킴으로써 감소되며 화재로 인한 누

출은 폐기물 내 가연성 물질의 감소로 조절될 수 있다.

운영중 시나리오는 운영후 시나리오에 비해서 방사선적 위험도가 미치는 기간이 매우

짧다는 특징을 가지고 있다. 작업자나 규제기관을 고려할 때I 운영기간중의 방사능 누출

은 즉각적으로 감소되어야 한다. 운영중 시나리오는 핵종 농도나 방사능량 기준의 결정에

- 33 -

다)선량계산

α L, GT: 각각 종분산지수l 횡분산지수[m]

Vd: Darcy 속도[m • yJ

ω c. 공극률(kinematic porosity)[-]

R: 지연계수[-]

Pbκ: 건조단위 멀도[kg . m-3

,.1: 방사능 붕괴 상수[i1

호흡을 통한 선 량은 다음과 같이 나타낼 수 있다.

Dinh = AsoJ . br . 8766 . [dustact %occup + dustnorm (l-%occup)] DFinh

여 기 서 Dinh: 호흡을 통한 선 량[βSv • yJ

As。이싸il: 토양 방사능[댄Bq' k생gg-J1

b r :“: 호흡률[m3 • h-

1

dust심ac야t， du뻐1돼st빠no야rm바n“: 거주 시 먼지중 농도I 정상적 인 방λ사}능[kg . m-3

%oc야cα띠띠때cαm때u때파1ψ받P섣 oc따ccu때pa때nc대y factor야r[-너 -] ]

DEnh: 호홉에 대한 선량 f삶ac다to야r[댄Sv . Bq-1

외부피폭에 의한 선량은 다음과 같다.

Dext = Asoil . 8766 . DFext

여기서 De없않x샀싸t“: 외부피폭에 의한 선량[뀐Sv • yJ

F표e얹없x져싸tμ: 외부피폭 선량 factor[-]

섭취에 의한 선량은 다음과 같다.

Ding = Din&-water + Ding_fish + Ding_srop + Ding_animal

여기서 Ding: 업취를 통한 선량[뀐Sv . yJ

D다ir뼈n앵1멍g_w뼈ate떼하er하r“: 지 하수 음용을 통한 선 량[뀐SV' Yγ-1

Din뺑n멍1멍gji때E폐빼s앙，h 물고 기 섭 취 를 통한 선 량[댄Sv • yJ

D다m맨n멍1멍g_c야cro。얘p 농작물 섭취를 통한 선량[SV . i 1]

Ding_animal 육류제품 섭취를 통한 선량[Sv · yJ

2.2 운영중 평가모텔

가) 가스 발생 시나리오

- 52 -

2.2 농도 시나라오

일반적 인 기 준치 (reference levels)를 유도하기 위 하여 부주의 한 침 입 에 의 한 침 입 시

나리오를 고려한다. 농도 제한치의 관점에서 기준치를 도출하기 위해 다음 3가지 유형의

시설을 고려하고 있다.

@ 온대기후 지역에 위치한 최소한의 공학적 방벽을 가진 처분시설(예를 들면y 단순

트렌치)

@ 온대지역에서 φ보다는 깊은 심도의 충분한 공학적 방벽을 가진 처분시설

@ 건조지역에 위치한 최소한의 공학적 방벽을 갖는 처분시설

이 가운데 @의 처분시설이 프랑스의 로브처분장과 같은 시설이며， 우리 나라의 실정

에도 알맞은 것으로 보인다.CD의 경우는 유럽의 초기 처분장，@의 경우는 미국의 단순

천층처분시설이다.

농도 시냐리오의 종류는 다음과 같으며 각 시나리오에 대한 개요는 다음과 같다.

가) 가옥건 설 시 나리 오(House construction scenario)

이 시나리오는 사람이 가옥건설을 위한 기초공사 시 폐기물을 함께 굴삭하는 동안

폐기물에 의해 피폭되는 시나리오이다. 기초건설은 3m 깊이를 가정하고 이것을 정상거주

침입구역 (NRIZ; normal residential intrusion zone)라고 부르고 있다. 굴삭 중 만나는 폐

기물은 트렌치를 덮고있는 덮개로 사용된 토양과 균일하게 혼합되어 있다고 가정하고 있

으며 y 주요 피폭경로는 재부유 방사성핵종의 홉입과 폐기물에 의한 외부피폭이다.

이 시나리오는 처분시설@과 @에서만 고려되는 것이며r 처분시설 폐쇄후 장시간이 지

난 후에만 현실적인 것이다.

나) 거 주시 나리 오(Residential scenario)

이 시나리오는 가옥건설 시나리오의 연장으로서， 처분시설@과 @에 대해 고려한다.

처분 현장에 건설된 가옥에 거주하며 오염된 토양에서 재배한 것을 섭취하는 개인을 가

정하고 있다. 기초굴삭으로 희석된 폐기물은 기초 주위를 채우는데 사용되며 가옥의 25m

반경 내의 표면에 균둥하게 분포되는 것으로 가정한다. 피폭경로는 부유 토양과 폐기물의

혼합물의 흡입l 기체상 방사성 핵종의 흡입(예를 들면 라돈)， 외부피폭 및 오염식물의 섭

취이다. 본 시나리오는 폐기물이 토양과 균일하게 혼합되어 있다는 점과 식물에 의한 방

사성 핵종의 흡수는 토양뿐인 경우와 같다고 가정하고 있으므로 처분시설 폐쇄후 장기간

에 대해서만 현실적이다.

다) 도로 건 설 시 나리 오(road construction scenario)

이 시나리오는 폐쇄된 처분 현장에 도로를 건설하는 것으로서 본질적으로 상기

- 35 -

CD-@의 처분시설 전부에 적용 가능한 것이다. 그러나 @와 같이 완전한 공학적 방벽을

갖는 처분시설의 경우에 있어서만 적용된다. 최소한의 공학적 방벽을 갖는 처분시설의 경

우에 있어서 도로건설의 영향은 가옥건설의 경우와 유사하기 때문이다. 피폭경로는 외부

피폭과 부유입자의 흡입이며y 가옥건설의 경우에 비해 양이 많다.

본 시나리오는 철근콘크리트가 열화한 이후에만 현실적이며r 도로가 처분 현장을 횡단

하는 확률이 적기 때문에 매우 보수적인 것이다.

라) 농 경 시 나리 오(agricultural scenario)

이 시나리오는 @과 같이 건조지역에서 최소한의 공학적 방벽을 갖는 처분시설에

대해서만 고려한다. 폐쇄한 처분 부지를 농업에 사용하는 것으로서 다른 3가지 시나리오

와는 다르게 폐기물의 굴삭은 없는 것으로 가정한다. 그러나 작물 뿌리는 트렌치 덮개를

관통하는 것으로 가정한다. 또한 개인은 이 부지로부터 과일과 야채를 전부 조달하는 것

으로 가정한다.

상기 시나리오의 발생 확률을 가정하는 것은 지극히 어렵기 때문에l 각 시나리오가 장

래의 어떤 시간에 확실히 일어난다고 가정하여 평가하고 있다.

- 36 -

표 3-3-1. OECD/NEA의 입 력 자료

Facility Parameter

Facility Parameters Values Comment

Total Volume of waste excavated 906(m")

Depth of cap lC m) Minimum - engineered

Ratio soil to waste 1:4 facility ,

Concentration of waste( Cw ) 0.29 Temperate area

Bulk density of buried waste 6.0 x 105(g/m3)

Bulk density of soil 1.7 X 106(g/m3)

Thickness of soil & clay tumuli caps 3(m)

Height of tumulus 4(m) excluding

cap

Depth of monolith 4(m)

Fully - engineered Waste density 1 (g/m3)

Soil density 1.7(g/m3) facility ,

Concrete density 2.3(g/m3) Temperate area

Ratio of waste to trench 0.5

For excavation of tumuli, concentration 0.12

of waste

For excavation of monolith, 0.21

concentration of waste Total Volume of waste excavated 906(m")

Minimum - engineered Waste loading in trench 0.8

facility , Density if soil/waste mixture 1.7 X 1Q6(g/m3)

Arid area Depth of trench cap 2(m)

Scenario & Pathway Parameter

Scenario Parameter Value Comment I Total volume of waste excavated 900(m")

House construction Exposure time 500(h)

Dust concentration 1Q-4(g/m3 )

Breathing rate 1.2(m3/h) Dust concentration 1O-0 (g/m")

Inhalation

- Exposure time 0.75(y/year)

Residential External irradiation

- Indoor exposure time 0.25(y/year)

- Outdoor exposure time 0.5 (y/year)

- Shielding factor 2

Consumption of vegetables 128(kg/yr) 50%(diet)

Exposure time 50(h) Road construction

1O-3 (g/m3 ) Dust concentration

Cap thickness 2(m)

Agriculture Root penetration factor 0.125

Consumption vegetabJes & fruits 310(kg/yr) 100%(diet)

- 37 -

제 4 절 IAEA

1. 운영 중 시나리오

IAEA는 폐기물의 안정화 상태l 처분시설의 설계특성r 운영상태의 3가지 요소들의 조

합으로 처분시설의 운영 중에 발생 가능한 시나리오를 도출하고 있다[10]. 폐기물이 완전

히 안정화된 상태는 고화매질과 혼합된 폐기물이 콘크리트 컨테이너나 금속 드럼 내에

포장된 상태이며/ 물이나 공기에 의한 핵종 누출이 최소화된다. 폐기물이 안정화되지 않

은 상태는 핵종유출이나 누출을 방지하기 위한 방벽이 없는 폐기물이다. 처분시설에는 처

분고 형태와 트렌치 형태가 있다. 폐기물의 안정화상태와 처분시설의 설계는 상관성을

가지고 있다. 시벤트로 되매움된 처분고의 경우 폐기물은 완전히 안정화된 상태이다. 운

영상태는 정상상태와 비정상상태로 구분할 수 있다. 정상상태란 적절한 수준의 장비와 작

업자에 의해 관리가 행해지는 상태이며， 비정상이란 폐기물의 특성을 반영하지 않았거나

장비의 고장， 운영상 의 실수 또는 자연적인 원인이나 인간에 의해 예기치 못한 사건이

발생한 상태를 말한다. 이 3가지 요소를 조합하여 총 167}지 시나리오가 구성되나y 대상

이 되는 처분시설이 처분고로 국한될 경우 정상적인 운영상태일 때와 비정상적 운영상태

의 두 가지 시나리오만이 적용된다.

1.1 가스 발생 시 나리 오(Gas release scenario)

정상적인 운영상태에서 처분고내의 폐기물로부터 가스가 발생되어 방출되는 시나리

오이다. 가스로 방출되는 핵종들은 원래 폐기물 패키지에 포함되어 었던 것들이 휘발된

경우 또는 방사성 핵종들이 감쇠를 통해 생성된 경우로 볼 수 있다. 이러한 핵종들의 방

출은 핵종 재고량， 폐기물 패키지의 조밀도/ 처분시설의 형태에 따라 달라진다. 작업자 및

주민(대중)에 대한 피폭은 처분시설 중 상대적으로 환기가 되지 않는 부분에서의 가스축

적 정도와 방출 정도에 따라 결정된다. 작업자는 처분고 내부와 외부에서 피폭을 받으며/

바람이 부는 쪽과 처분시설의 환기시설 주변의 주민들은 특히 높은 션량을 받을 것이다.

1.2 낙하에 의한 파손 시나리오(Drop and crush scenario)

비정상적인 운영상태에서 처분고내에 폐기물의 낙하에 의해 파손이 발생되어 핵종들

이 대기 중으로 직접 방출되는 시나리오이다. 작업자에 대한 피폭은 주로 직접적인 방사

능 피폭에 의한 것이다. 또 호홉에 의한 피폭도 낮기는 하지만 고려되어야 한다. 처분시

설 근처에 거주하고 있는 주민에 대해서 피폭을 고려한다.

2. 연간침업 시나리오

처분시설의 열화 정도y 폐기물의 열화정도/ 처분시설에 대한 인간활동의 3가지 요소를

- 38 -

조합해서 인간침입 시나리오를 개발하고 있다. 처분시설의 열화정도는 열화가 발생하지

않은 경우l 부분적으로 열화가 발생한 경우/ 처분시설의 인공방벽이 완전히 기능을 상실

한 없어진 경우로 나눈다.

폐기물의 열화정도도 열화가 발생하지 않은 경우/ 부분적으로 열화가 발생한 경우I 완

전히 열화되어 주위의 토양과 섞인 경우로 구분한다. 인간활동에 대해서는 제도적 관리를

하는 경우/ 처분시설로의 침입은 발생되지 않으면서 영향을 미치는 경우y 어떠한 관리도

받지 않고 영향을 미치는 경우이다. 이상의 총 9가지 항목을 조합해 27가지의 시나리오

가 개발 가능하다. 이 중에서 다음의 4가지 시나리오가 고려되었다. 침입자가 처분시설과

직접적인 상호활동이 있는지 여부에 따라서 시나리오를 부지 내 시나리오(on-site

scenario)와 부지 외 시나리오( off -si te scenari이의 두 가지로 구분하고 있다. 침입자가 처

분시설 외부에 위치하는 경우를 부지 외 시나리오， 처분시설 내에 위치하여 직접적인 영

향을 미치는 경우를 부지 내 시나리오로 정의한다.

2.1 누출 시나라오(Leaching Scenari이

폐기물을 관통한 우물로부터 오염된 물을 이용하는 작은 농장(small farm)이 처분시

설 외에 위치하는 직접적인 상호활동이 없는 부지 외 시나리오이다. 우물 물의 오염정도

는 폐기물과 덮개뿐만 아니라 지하 매질의 특성에 따라서 달라진다. 그리고 지표수체가

풍부할 때는 생태계를 작은 농장으로 적용하지만 지표수체의 이용이 제한적일 때는 정원

시나리오를 가정한다.

2.2 도로 건설 시나리오(Road Construction Scenari이

부지 내 시나리오로서 처분시설을 통하여 도로를 건설하는 시나리오이다. 본 시나리

오에서는 처분시설과 폐기물이 완전히 열화된 상태로 다중의 피폭경로를 발생시킬 수 있

다. 덮개가 인간 침입에 대해 방어 기능을 할 수 있기 때문에 덮개의 두께와 상태에 따라

서 달라진다.

2.3 거주 시나라오(Residential Scen값i이

처분부지 내에 지어진 건물에서 거주를 한다는 부지 내 시나리오이다. 도로 건설 시

나리오와 같이 처분시설과 폐기물이 완전 열화된 상태로 다중의 피폭경로를 발생시킨다.

2.4 욕조 현상 시 나리 오(Bathtubbing Scenari이

처분시설이 침투수에 의해 침수되어 오염물질이 누출된 경우를 고려한 거주 시나라

오로 부지 내 시나리오이다. 덮개와 폐기물이 변화하지 않거나 부분적으로 열화된 상태로

가정되므로 부지개발이 제한되고 따라서 오염물질의 이동경로도 감소된다.

- 39 -

제 5 절 열본

1. 평가 시나리오와 피폭경로

폐기물의 처분개념에 따라 일반 주민이 받을 가능성이 있는 피폭사건으로서 운영중

시나리오l 인간침입 시나리오 및 지하수 이동 시나리오의 3가지를 고려하고 있다.

로카쇼무라 천층처분시설에 적용한 농도제한치의 유도에 사용한 시나리오에 대해서는

제 2장 5절에서 언급한 바와 같으며y 여기서는 일본정부에서 정한 기존의 농도제한치를

상회하는 저준위 폐기물에 대한 처분 기준치 설정 시 고려한 시나리오에 대해 검토하였

다[12].

1.1 운영중 시나리오

폐기물 처분시설의 운전에 수반되는 시나리오로서 폐기물로부터의 skyshine에 의한

피폭이 예상된다. 구체적으로는 폐기물의 처분시설에의 정치작업에 수반되는 일반 주민

에의 피폭이 예상되지만 처분개념상 대상폐기물은 50-100 rn 정도의 지하에 정치되기

때문에 skyshine선량은 무시할 수 있을 정도로 낮게 된다고 판단된다. 또한 폐기물의 일

시저장시설이나 부지 내 수송시설로부터의 일반 주민에의 피폭도 고려되지만 이들에 의

한 영향은 적절한 차폐설계에 의해 저감될 수 있는 것이기 때문에 정부 법령 제한치의

설정에 있어서는 고려해야 할 시나리오로 하는 것은 적절치 않다는 결론을 내리고 있다.

1.2 언칸침업 시나리오

방사성폐기물에 대한 장래의 인적행위에 의한 피폭사건으로서 현행 정부법령상 농도

제한치 산출 시나리오인 건설 시나리오와 거주시나리오에 대하여 대상폐기물의 처분에의

적용을 검토하고 있다. 이들 시나리오는 처분시설의 토지이용에 수반되어 상정된 시나리

오이나 처분시설의 고층건축물 등의 기초가 설치될 수 있는 지지층 상면으로부터 깊고

적절한 이격거리를 확보한 심도에 설치되기 때문에 이 들 시나리오에 의해 인간이 접근

하는 것을 일반적으로는 상정하지 않는 것으로 판단된다. 또한 전문가들의 의견에 따트면

인간접근 시나리오의 일반적인 것으로 생각되지 않는(빈도가 낮은) 사상y 예로서 처분시

설에 도달하는 것으로서 지하수이용계획에 수반된 조사목적으로 행해지는 시추공(boring

core) 관찰이 행해질 가능성이 거론되었다. 그러나 정부 법령상 농도제한치가 폐기물 처

분사업의 허가신청이 가능한 농도수준을 명확히 한다는 성격이 있고 시추(boring) 행위의

개연성 및 시추시 시설에 도달할 가능성을 감안하면 일반적이라고 생각되지는 않은(빈도

가 낮은) 사상은 정부 법령상 농도상한치의 산출에 있어서 선정하는 것은 적절치 않고

이 시나리오에 대해서는 안전심사에 있어서 취급이 검토될 것이라고 결론짓고 있다.

- 40 -

1.3 지하수 이동 시나리오

대상폐기물의 처분개념은 지표로부터 50-100 m 정도의 심도의 방사성핵종의 이동

억제기능이 높은 지중에 처분하는 것이지만 현행 정부 법령에서 정한 농도상한치 평가에

있어서 검토된 바와 같이 매설된 방사성 핵종이 지하수에 의해 이동하고 하천으로 유입

하는 것이 고려되고 있다. 그러나 폐기물 중에 함유된 방사성 핵종의 지하수 이동에 의해

발생하는 피폭사건(지하수이동 시나리오)을 일반적으로 발생하는 시나리오로 고려하여 대

상폐기물의 농도제한치를 산출하기 위한 시나리오로 선정하였다.

지하수이동 시나리오에서의 피폭경로의 선정에는 일반적으로 일어날 수 있다고 생각되

는 피폭경로를 포괄적으로 추출하여 이 가운데서 타 경로와 비교하여 피폭선량이 충분히

낮게 될 것으로 고려되는 경로I 혹은 타 경로의 평가결과에 포함되는 경로 등을 고려하면

서 평가해야 할 평가경로를 선정하고 있다. 현행 정부 법령에서 정한 농도제한치 평가에

서는 지하수 이동에 관계되는 피폭경로로서 하천수를 매개로 한 피폭경로를 선정하고 있

고I 대상폐기물에서도 같은 방법으로 하천수를 매개로 한 경로를 선정하였다. 지하수이동

시나리오에 있어서 선정된 피폭경로는 그림 3-5-1과 같이 나타내었다. 피폭경로는 음료수

나 관개수 동으로서 하천수를 이용한 경우의 피폭경로(No. 1-6)와 오염된 하천주변 토

양을 선원으로 하는 피폭경로(No. 7-14)로 대별된다. 이것들 가운데 하천주변토양을 선

원으로 하는 피폭경로에 대해서는 현행 정부 법령에서 정한 농도상한치 평가에서 검토된

처분시설 부지의 오염토양에 기인하는 피폭경로(건설시나리오 및 거주시나리오에서 대상

으로 한 피폭경로)가 대상폐기물의 경우에 평가대상으로는 되지 않으므로 대상폐기물에

서는 하천주변토양의 이용에 관한 피폭경로로서 No. 7-14까지의 피폭경로를 새로이 선

정하였다.

2. 평가 파라미터

대상폐기물의 농도상한치 산출에 이용한 평가파라미터는 현행 정부 법령 농도제한치

의 산출에서의 파라미터를 기본적으로 답습한 것이지만/ 폐기물 특성I 처분시설 및 처분

환경조건이 다르기 때문에 이에 따른 파라미터 값의 설정을 행하였다. 또한 새로운 피폭

경로를 추가하였기 때문에 그 경로의 평가에 필요한 파라미터도 선정하였다. 이하에 대상

폐기물의 평가에서 새로이 설정한 파라미터에 대해 서술하였다.

2.1 처분시절 관련 파라며터

폐기물 매설시설용량은 2030년까지의 누적발생량의 시산결과인 약 2만 m3에 대해 여

유를 두어 4만 m3으로 하였다. 구체적인 매설시설은 터널형으로 상정하고 시설전체의 형

상을 200m * 200m * 5m H로 하였다. 또한 설정한 폐기물의 누적발생량을 기초로 폐기

체의 겉보기밀도를 2.5 g/cm3으로 설정하고 매설시설 영역 전체의 겉보기 밀도도 동등하

- 41 -

게 설정하였다. 매설시설 내에 폐기물이 점하는 체적분율은 0.2가 된다.

2.2 처분환경조건에 관한 파라미터

처분시설로부터 하천까지의 이동거리는 현행 정부 법령 농도상한치 평가와 동일한

500m로 설정하였다. 지하수유속에 관해서는 매설시설 근방 지층의 간극률I 투수계수l 동

수구배 등을 감안하여 현행 정부 법령 농도상한치 평가에서 설정하고 있는 0.01 m/d 보

다도 1승수 작은 유속이 기대되기 때문에 실유속 0.001 m/d로 설정하였다. 단， 이 값을

기대할 수 있는 영역은 이동거리 500 m 안에 있는 범위에 한정된 영역으로서 다음과 같

이 설정하였다. 한편/ 매설시설내의 투수성은 시설주변지질의 투수성에 지배되는 것으로

서 시설내의 실유속은 0.001 m/d로 하였다.

- 매설시설 내 및 매설시설 하류단으로부터 200 m의 범위 : 0.001 m/d (현행 정부 법

령 농도상한치 평가보다 1승수 낮은 값으로 설정)

- 매설시설 하류단으로부터 200 m-500m의 범위 : 0.01 m/d (현행 정부 법령 농도상

한치 평가의 설정치와 동일한 값으로 설정)

2.3 새로운 피폭경로에 관한 파라미터

대상폐기물에 대해 새로이 설정한 피폭경로는 그림 3-5-1에서 하천수를 관개한 농경

토양을 이용하는 피폭경로(경로번호 No. 2-4)와 하천주변을 농작물 및 목축용의 경작토

양으로 이용한 경우의 피폭경로(경로번호 No. 11-14)이다. 이들 가운데 농작물 섭취에

관한 피폭경로(No.2 및 No.13)에서는 농작물의 종류를 쌀/ 엽채/ 비엽채/ 과실로 하였다.

이렇게 새로이 설정한 피폭경로에 대한 평가파라미터에 대해서는 일본 원자력위원회 기

준전문부회에서의 “주요 원자력시설에서의 규제해제 기준(clearance level)에 대한 보고

서”에서 설정한 파라미터 값을 이용하였으며r 특히 필요로 하는 원소y 방사성핵종 의존성

파라미터에 대해서는 종래와 같이 국제방사선방호위원회 (ICRP)， IAEA 등의 문헌치를 기

준으로 적절히 설정하였다[17].

- 42 -

음료수이용 음료수섭취 No.l

농작물섭취 No.2

관개수 01 용 l 농경작업 홈입 No.3

농경작업 외부 No.4

사육수이용 축산물섭취 No.5

하천산물소비 수산물섭취 No.6

건설작업 외부

건설작업 r----i 작업경로 건설작업 홈입 No.8

거주외부

거주 r----i | 작업경로 거주홉입 No.l

농경작업 • t t흔경작업 외부 | No.l

.--농경작업 홈입 I No. 121 I 하천주변농경

작업경로

농작물소비 농작물섭취

축산물소비 축산물섭취

그림 3-5-1. 지하수이동 시나리오의 피폭경로

- 43 -

표 3-5-1. 피폭경로별 평가에 이용된 파라미터

피폭경로 평가 파라미터 비고

。하천수 음용량:

사람: 730 Q /y, 가축: 황소 30 Q /d, 돼지- 15 Q/d

젓소- 75 Q/d , 닭- 0.5 Q/d

。 물고기 섭취 량: 30 kg/y 。하천수의 직접음용， 가축

。 오염 분진농도: 5E-4 g/m3 및 물고기의 섭취에 의한

。 작업자 호흡률: 1.2 m3/h 내부피폭

하천수이용경로 。 작업시간: 500 h/y 。농경작업에 의한 외부피폭

(피폭경로 1-6) 。농축산물 섭취량: 및 오염분진흡입 내부피폭

농산물 축산물

쌀 71 kg/y 소고기: 2 kg/y 。농작물 재배， 섭취에 의한

엽채: 12 kg/y 돼지고기: 5 kg/y 내부피폭

비엽채: 45 kg/y 닭고기: 4 kg/y

과일: 22 kg/y 계란: 8 kg/y

우유: 110 Q/y

。 하천주변에서의 가옥건설

하천주변 。 오염 분진농도: 5E-4 g/m3 공사

건설작업경로 。 작업자 호흡률: 1.2 m3/h 。기초굴삭공사시의 외부

(피폭경로 7, 8) 。 건설 작업시간: 500 h/y 피폭 및 오염분진흡입

내부피폭

하천주변 。 오염 분진농도: 5E-6 g/m3 。하천주변에서의 거주

거주경로 。 거 주자 호흡률: 0.96 m3/h 。거주에 의한 외부 피폭 및

(피폭경로 9, 10) 。 피폭시간: 8760 κy 오염분진흡입 내부피폭

。 오염 분진농도: 5E-4 g/m3

。 작업 자 호흡률: 1.2 m3/h

。 작업시간:500 κy

。농축산물 섭취량:

농산물 축산물 。 하천주변에서의 농경작업

하천주변 쌀: 71 kg/y 소고기: 2 kg/y 및 농축산물의 섭취

。농경작업에 의한 외부피폭 농겸경로 엽채: 12 kg/y 돼지고기: 5 kg/y

및 오염분진흡입 내부피폭 (피폭경로 11-14) 비엽채: 45 kg/y 닭고기: 4 kg/y

。농축산물의 섭취에 의한 과일: 22 kg/y 계란 8 kg/y

내부피폭 우유: 110 Q/y

。가축의 사료 섭취량:

황소- 7.2 kg-dry/d, 돼 지 - 2.4 kg-dry/d

젓소- 16.1 kg-dry/d, 닭- 0.07 kg-dη/d

- 44 -

제 6 철 국내

한국원자력안전기술원(KINS)에서는 인간침입 시나리오를 통한 평가결과에 대해 객관성

을 높이기 위해서 다음과 같은 기준 시나리오를 고려하고 있다[18].

첫째y 부지에서 장기적으로 경작 및 거주하는 과정에서 일어나는 방사선 피폭 시나리오

와 둘째l 처분되어 있는 방사성폐기물의 중심부를 관통하는 시추에 따른 방사성 오염의

확산과 이에 따른 방사선 피폭 시나리오이다.

첫 번째 시나리오는 공학적 방벽은 직접 손상시키지 않으면서 피폭경로를 단축시키는

시나리오들을 대표하는 것이다. 이 시나리오는 주로 지표 근처의 처분시설에 대한 것이

다. 두 번째 시나리오는 공학적인 방벽을 완전히 파괴함으로써 확산되는 방사성 폐기물의

양이 증가되고 이동경로를 변경시키거나 새로운 경로를 만들어낸다는 시나리오이다.

두 번째 시나리오가 발생하는 경우에는 방사성 폐기물의 존재가 확인되기 때문에 첫

번째 시나리오가 발생할 가능성은 희박하다. 따라서 이 두 시나리오를 개별적으로 고려하

는 것으로도 충분할 것이다. 하지만 때로는 부지와 시설의 특성에 따라서는 두 시나리오

를 동시에 고려하는 것도 필요할 수 있다. 또한 상기의 두 시나리오 이외에 부지와 시설

에 대한 특수한 시나리오가 추가적으로 필요할 수도 있다.

- 45 -

제 4 장 기존 성능평가 모델 및 전산코드 분석

제 1 절 평가 모렐 분석

시나리오는 수치적으로 표현될 수 있는 형식으로 구성되어야 한다. 각각의 시나리오에

대해서 모델 수준 가정(차원l 경계조건/ 사건y 진행과정)이 필요하다. 이러한 가정들은 개

념모델을 구성한다. 각 시나리오에 대한 개념모텔은 대수 방정식과 차분 방정식과 같은

수치적인 형식으로 표현된다. 이러한 방정식은 진행과정에 대한 정보와 이해의 정도에 따

라 달라진다. 하나 이상의 방정식의 파라미터들은 수치모델의 기초를 형성한다. 수치모델

의 해석은 주로 분석적인 기법과(또는) 수치적인 기법을 이용한 컴퓨터 코드를 실행시킴

으로 얻어진다. 컴퓨터 코드를 실행사키기 위해서는 각 입력 파라미터에 대한 자료들이

정해져야 한다.

개념모텔 및 수치모델과 그에 관련된 파라미터와 파라미터 값들의 불확실성은 여러 가

지 방법으로 접근이 가능하다. 확률론적인 형식(예: 평균값y 신뢰구간)을 산출하는 확률론

적인 컴퓨터 코드의 이용과 다른 개념모델 및 수치모텔과 파라미터 값들을 이용한 결정

론적인 코드의 이용이 있다. 본 연구에서는 결정론적인 접근방법을 이용하였다.

처분성능평가에 이용할 수 있는 모텔은 인간침입 해석모델/ 운영중 평가모델/ 지하수

유동경로 모델의 세 가지로 볼 수 있다. 지하수 유통경로 해석모델은 누출 시나리오

(leaching scenari이이며， 운영중 평가모델은 가스발생 (gas release), 낙하에 의한 파손 시나

리오(drop and crush) 이다. 그리고 인간침 입 해석모텔로는 도로건설(road construction),

거주 시나리오(residential scenario)가 사용된다.

1. 개념모렐

접근방법의 다양성은 개념모델을 개발하는데 사용되어야 한다. 정규적이고 방어가능하

며 정확한 접근방법을 이용한 개념모델의 생성이 ISAM에서 언급되고 있는 관심대상 중

하나 이다. 개념모델을 통해 다음의 사항들을 결정하게 된다.

- 오염물질의 누출(release) 매체와 메커니즘

- 오염물질의 이동(transport) 매체와 메커니즘

- 일차와 이차 생태계 수용체

- 인간 피폭 메커니즘(인간이 방사성 핵종에 의해 피폭을 받게 되는 경로)

각 해석모텔의 개념모텔은 다음 그림에 나와 있다.

- 46 -

Loss from

Erosion & Leac~ing

Extemal Irradiation

. (river flow)

Irrigation water

Irrigation

Inhalation

Precipitation

• | Waste

Leachate

Groundwater flow •

Foliar

HUMAN

(a) 누출 시나리오

Drinking water

그림 4-1-1. 지하수 유동경로 해석모델의 개념모댈

- 47 -

External irradiation

Gas

HUMAN (worker & public)

(a) 가스발생 시나리오

(b) 낙하에 의한 파손 시나리오

그림 4-1-2. 운영중 평가모델의 개념모댈

- 48 -

Extemal Irradiation

lnadvertent lngestion

(a) 도로건설 시나리오

Excavation

irradiation &

lnadvertent

Gas advection

Suspension

lnhalation

lnhalation

(b) 거주 시나리오

그렴 4-1-3. 인간침입 해석모텔의 개념모텔

- 49 -

2. 수학적 모델

수학적 모텔은 정량적으로 접근 가능한 시나리오의 방사선적 결과를 알 수 있게 한다.

수학적 모텔은 선원항 모텔링/ 지질권 모델링/ 선량 계산과 관련되어 었다.

2.1 지하수유동경로 해석모텔: 누출 시나라오(leaching scenario)

가) 선원항 모델링

누출 시나리오의 경우 처분장에서 지하매질로 유입되는 방사능의 양을 산정함으로

선원항을 구할 수 있다.

처분시설에서의 잔류 방사능(Ar)은 다음의 지배방정식으로 구할 수 있다.

dA 과~ =-(λ + F x ALF)Ar

여 기서 Ar는 잔류방사능 [Bq]

A 는 감쇠 상수 [암yγ-1

ALF는 연 간 leaching rate [i1

F는 단위처분고의 열화가능성에 대한 분포함수[-]

연간 누출속도는 다음의 식으로 나타낼 수 있다.

ALF= Inf

Hd (ωcd +PbdKdd)

이 때 Inf는 연간 침투량[m . i1](단위처분고 물수지I 수리전도도에 따라 변화)

Hd는 단위처분고의 높이 [m]

Wcd는 포화상태일 때는 공극률/ 불포화상태일 때는 함수률[-]

bd는 단위처분고의 건조체적밀도[kg . m-3

Kdd, 단위 처 분고의 분배 계 수[m3 . kg-1

상기 식의 분모와 분자에 단위처분고의 면적을 각각 곱해주변 다음과 같은 식을 구할 수

있다.

ALF= Q Vdispunit (ω cd + PbdKdd)

이 때 Q는 연간 단위처분고에 유입되는 지하수의 양 [m3L. yJ

、Vd빼unit따it는 단위 처 분고 체 적 [m3]

- 50 -

열화 가능성에 대한 분포함수는 다음과 같은 식으로 나타낼 수 있다.

F= LN(T)바 with N( 't) =짧+뤘] 이 때 r, (J"는 각각 구조물의 열화 시간의 평균과 표준편차[y]로 구조물의 물리적 특성에

따라 변화한다.

처분고에서 누출되어 지질권에 도달하게 되는 방사능은 다음과 같다.

A(t) = Ar (t) x F x ALF

F를 1로 가정하면 해석해는 다음과 같이 구할 수 있다.

Ar (t) = At=Oe-(λ+F.ALF).t

나) 지하매질내 이동 모델링

불포화대에 대해서는 지연(delay)으로 간단히 나타낼 수 있다. 오염물질이 불포화대

를 수직으로 통과하는데 필요한 시간은 다음과 같다.

여 기 서 tlμuns

Hun뼈1

Vun뼈1

t ffunsat -unsat - " Y unsat

포화대에서의 오염물질의 거동을 지배하는 일반적인 이류-분산 방정식은 다음과 같다.

Dx a2c . Dy a2c Vd ðC n ðC ~- :+_0_- :-~':""::'=R':""::'+ R.λ.C

ωcðxι ωcðyι ωc ðx ðt

여기서 x: 지하수 흐름 방향

y: 지하수 흐름의 수직방향

c: 지하수내 오염물질의 농도[kg' rn-3

Dx, Dy: 대수층에서의 분산지수

ω: 총공극률[ -]

d: 분자 확산계 수[m2 · y-1

- 51 -

다)선량계산

α L, GT: 각각 종분산지수l 횡분산지수[m]

Vd: Darcy 속도[m • yJ

ω c. 공극률(kinematic porosity)[-]

R: 지연계수[-]

Pbκ: 건조단위 멀도[kg . m-3

,.1: 방사능 붕괴 상수[i1

호흡을 통한 선 량은 다음과 같이 나타낼 수 있다.

Dinh = AsoJ . br . 8766 . [dustact %occup + dustnorm (l-%occup)] DFinh

여 기 서 Dinh: 호흡을 통한 선 량[βSv • yJ

As。이싸il: 토양 방사능[댄Bq' k생gg-J1

b r :“: 호흡률[m3 • h-

1

dust심ac야t， du뻐1돼st빠no야rm바n“: 거주 시 먼지중 농도I 정상적 인 방λ사}능[kg . m-3

%oc야cα띠띠때cαm때u때파1ψ받P섣 oc따ccu때pa때nc대y factor야r[-너 -] ]

DEnh: 호홉에 대한 선량 f삶ac다to야r[댄Sv . Bq-1

외부피폭에 의한 선량은 다음과 같다.

Dext = Asoil . 8766 . DFext

여기서 De없않x샀싸t“: 외부피폭에 의한 선량[뀐Sv • yJ

F표e얹없x져싸tμ: 외부피폭 선량 factor[-]

섭취에 의한 선량은 다음과 같다.

Ding = Din&-water + Ding_fish + Ding_srop + Ding_animal

여기서 Ding: 업취를 통한 선량[뀐Sv . yJ

D다ir뼈n앵1멍g_w뼈ate떼하er하r“: 지 하수 음용을 통한 선 량[뀐SV' Yγ-1

Din뺑n멍1멍gji때E폐빼s앙，h 물고 기 섭 취 를 통한 선 량[댄Sv • yJ

D다m맨n멍1멍g_c야cro。얘p 농작물 섭취를 통한 선량[SV . i 1]

Ding_animal 육류제품 섭취를 통한 선량[Sv · yJ

2.2 운영중 평가모텔

가) 가스 발생 시나리오

- 52 -

a) 선원항 모델링

3Hl 14C에 대한 가스 발생률은 다음과 같다.

R ao~=~ r • f gas gas

‘ gas

여 기 서 Ar: 누적 방사능[Bq]

f gas: 가스내 해 당핵 종의 방사능 분율[-]

r gas: 가스발생 의 평 균 기 간[y]

깅2Rn에 대 한 가스 발생률은 다음과 같다.

二관

R gas = À' D areaA' P bd • r' H 1 • e H 2

여 기 서 11: 깅껑2Rn벼의 감쇠상수[i1

D 따않'ea강: 단위 처 분고의 표면적 [rn2]

A: 폐 기 물 내 깅쟁6Ra의 농도[댄Bq . kg-1

Pb버바d바: 폐기불의 단위중량[κkg . m3

r仁: 발생된 라돈원자가 폐기물내 공극중으로 빠져나가는 분율[-]

H 1: 폐 기 물의 유효확산 이 완 길 이 (effective diffusion relaxation length)[m]

h 2: 덮개 두께 [m]

H 2: 덮 개 의 유효이 완 길 이 (effective relaxation length)[m]

각 핵종별 가스 농도는

C air , gas = R gas / V air

여기서 Rg쩔as낯: 가스 내 핵종의 방사율ImBq • yJ

V air: 연간 방출되는 방사능이 희석되는 가스의 체적[m3 • yJ

b) 선량 계산

호흡을 통한 작업자 및 대중에 대한 선량은 다음과 같다.

Dose inh = C air , gas • t out • b r' DF inh

여기서 C a떼ir ，’ g짧a잃s' 공기 중 기체의 농도[Bq . m-3

tμou따과t싣: 인간이 기체 내에 머무르는 시간[h · yJ

- 53 -

b r싣: 호흡속도[m3κ• h-1

DF 빼: 호홉에 대한 선량 factor[Sv . Bq-1

나) 낙하에 의 한 파손 시 나리 오(drop and crush scenario)

a) 선원항 모텔링

폐기물에 의해 피폭 받는 거리가 멀기 때문에 폐기물은 점선원(point source)으로

가정된다. 선원에서 거리 r만큼 떨어진 지점에서의 photon fluence rate는

￠ S · B · 7 -b = ‘ F 이다 4πr

이 때 b= (r/X) . ~ μ d i

μ i: 교차된 물질 i의 희석인자[-]

d i : 교차된 물질 i의 두께 [cm]

cþ: fluence rate[photon . S-l • cm2]

5: 밤사성 선원[photon.녕sJ

B: build-up factor[-]

위 식을 풀기 위해 build-up factor를 테일러 관계식에 적용시켰다.

B(b) = A e -a1b + (1- A) e -alb

여기서 Cl 1과 α2는 상수로서 광자에너지에 따라 변화한다.

Energy fluence rate φ(MeV jcm2 jsec)는 각 광자의 fluence rate와 에너지를 곱해준 값

이 며 I 총 energy fluence rate는 각각의 energy fluence rate의 총합이 다.

φ total = L fluence i . energy i

b) 선량계산

우선 덮개에서 폐기물에 의한 직접피폭으로 운영자가 받는 선량은 다음과 같다.

Dose irr , op = Dose irr , cab + Dose iπ ， ladder + Dose irr , walkway

또는 다음과 같이 나타낼 수도 있다.

Dose iπ ， op DDose iπ ， cab • t cab + DDose iπladder • t ladder

+ D Dose irr, walkway. t walkway

여기서 DDose irr ,cab: 덮개에서의 유효 선량률(effective dose equivalent rate)

- 54 -

DDose irr ,ladder: 사다리 에 서 의 유효 선 량률[떤Sv' h-1

DDose irrππ， wa외lk때wa쇼y놔: 통로에 서 의 유효 선 량률[뀐Sv . h-1

tca때b: 덮개에서의 피폭시간[h]

t ladder: 사다리 에 서 의 피 폭시 간[h]

t walkway: 통로에서의 피폭시간[h]

폐기물로부터의 외부피폭(external exposure)으로 지표에서 작업자가 받는 선량은 다음

과같다

Dose irr , work = DDose irr , work • t work

여기서 DDos않ei따IT. work: 지표에서 유효 선량률[뀐Sv. h-1

t work: 폐기물 전방에서 작업자가 피폭을 받는 시간[h]

2.3 인칸침엽 해석모렐

가) 도로건설 시나리오(road construction scenario)

a) 선량계산

도로건설로 야기되는 선량은 다음 식으로 나타난다.

-À(t 2- tl)

Dose = A m • e - A t l • i - : ~ , . dil . [ Q soil DF 뼈 lI(t 2-t 1)

+ DF ext 十 b r ' dust. DFinh]' t 3

여기서 Am: 폐기물의 비방사능[Bq' kg-1]

Aλ: 방사성 감쇠 [y"1

t 1: 피폭이 시작되 기 전까지의 기간[y]

( t 2 - t 1): 시나리오 기간[y]

t 3: 피폭기간[h]

dil: 희 석 인자(dilution factor)[-]

Q soil: 흡입 되 는 토양[kg . h-1

DF in빠l밍낭g상: 음식 물 섭 취 에 대 한 선 량인자(여dos않e f.뎌ac야to야r디)[뀐Sv . Bq-l

DF ex삶‘d씬t닌: 외부피폭 선량인자[Sv . h-1 • Bq-l . kg]

b r: 호흡속도[m3 • h-1

닮

dust: 먼지의 양[kg. m-3

DF in띠l나바l

나) 거 주 시 나리 오(residential scenari이

a) 선량계산

거주에 의해 거주자가 받는 선량은 다음과 같이 나타낼 수 있다.

Dose = Dose ext + Dose inh + Dose ing

이때

-,1 t , Dose ext = A m. e " . 1

1- e -,1( t 2 - t 1) -e À( t 2 - t 1)

dil. (sf. t in + t out). DF e앉'xt

여기서 Dose ex상t싣: 외부피폭에 의한 선량[뀐Sv . yJ

sf: 차폐 인자(shielding factor)[-]

t in: 실내에서 보내는 시간[h. Yγ-1

t ou빠u따t. 야외에서 보내는 시간[h · yJ

‘ 1 - ,1( t 2 - t 1)

Dose ing = A m. e- I\ 시 • i - ℃ • di1 · À( t 2 - t 1)

( TF veget Q veget + Q soil). DF 피g

여기서 Dose in뺑g' 음식물 섭취에 의한 선량[댐Sv . yJ

TF v댐e않g양옆e따et.닌: 토양과 식물간의 이동인자(transfer factor)[-]

Q veget: 연간 식물 섭취량[κkg . yJ

Q soil: 연간 토양 섭취량[kg . y-1]

-,1(t 2 - t 1)

Dose inh = A m e 야 i i t 2 - t 1) di1

[ dust in b r ,in' t in + dust out b r ,out • t out] DF inh

여 기 서 Dose inh: 호홉에 의 한 선 량[Sv · yJ

- 56 -

dust in: 실내에서의 먼지농도[κkg . m-3

dust out: 야외에서의 먼지농도Iκkg' m-3

b r.in파: 실내 에 서 호흡속도[m3 • h-1

b r.ou빠u따t. 야외 에 서 호홉속도[m3 • h-

1

제 2 절 평가 코드 특성 분석

처분제한치 설정을 위해 사용가능한 대표적인 성능명가 코드로서 인간침입 평가I 운영

중 평가 및 지하수 유동 평가용으로 표 4-2-1과 같이 총 107ß 의 특정 전산코드를 선정하

고 이에 대한 코드개요와 이론적 배경l 주요 해석 기능에 대해 살펴보았다. 코드의 선정

에는 처분성능평가용으로 많은 전산코드가 사용되고 있으므로 여기서는 주로 인간침입평

가에 사용 예가 있는 것을 고려하였다.

표 4-2-1. 처분제한치 설정을 위해 조사l 분석된 평가 코드

지하수 경로 직접 피폭 복합 경로 인간침입 경로 (human (groundwater) (direct exposure) (multiple pathways) intrusion)

GENII

RESRAD GWSCREEN

코亡

MASCOT MICROSHIELD AMBER HINDSITE

PRESTO-EPA-CPG

RSAC-5

1. GENII

1.1 코드 개요

GENII 코드는 생태계 내의 방사성 핵종들에 의한 방사선 피폭을 계산하기 위하여

미국 PNL 연구소에서 FORTRAN 77을 이용하여 만든 컴퓨터 프로그램이다[19]. 이 코

드는 기존의 컴퓨터 프로그램들 - DACRIN, PABLM, MAXI, DITTY, SUBDOSA,

KRONIC, ISOSHLD - 을 이용하여 만들어졌다. GENII는 다양한 피폭 경로 -토양(지표

- 57 -

면， 지중선원)， 대기(반 무한 구름l 유한 구름)， 물(수영y 보트， 낚시)로부터의 직접 피폭y

음식물 섭취y 흡입/ 지표면 혹은 지상에서 대기로 누출로 인한 피폭- 을 다룰 수 있도록

설계되었다. 선량계산은 연간 선량/ 예탁 선량l 누적 선량l 유효선량 등이 계산된다. 유

효선량 계산은 ICRP 26/30 권고에 의한 신체 기관과 가중치를 이용하여 수행되었다(생식

선 25%, 유방 15%, 골수 12%, 폐 12%, 갑상선 3%, 골표면 3%, 기 타 30%). 차폐 계 산은

ISOSHLD 프로그램을 개선하여 만들었다. ISOSHLD 코드는 점 커널 적분법을 이용하여

차폐계산을 수행하는 프로그램이다. GENII 코드는 147}지 형태에 대해 차폐계산을 할

수 있다 10，000년 동안의 영향을 분석하기 위하여 DITTY 프로그램을 이용하였다-

10，000년 동안을 계산하기 위하여 70년씩 143개로 나누어 선량평가를 한다. GENII 코드

의 품질관리는 ANSI-NQA-1에 맞추어 수행되었다.

1.2 이론적 배경

가) 시나리오

GENII 코드가 계산하고 있는 선량계산은 다음 2가지 시나리오에 대해서이다. 즉，

GENII 코드는 Far-field 시 나리 오와 Near-field 시 나리 오 2가지 시 나리 오와 각각의 누출

형태에 대해 평가를 할 수 있도록 되어 었다.

o Far-field 시 나리 오

. chronic atmospheric release

. acute atmospheric release

. chronic surface water release

. acute surface water release

o Near-field 시나리오

. initial surface contamination

. initial subsurface contamination

. ground water contamination

나) 대기확산

GENII 코드에서 대기 확산을 위해 사용하는 모델 역시 CAP88-PC와 같이 가우스

확산(Gaussian Plume) 모댈이다. GENII 코드에서 취급하는 선원은 점선원 만이 대상이

다. 대기가 이동하는 지형은 평지이며 모든 방향으로 대칭이다. 연속 누출에 대한 가우

스 확산 모텔은 다음과 같다:

= Q F(y)G(z) 2π ð y ðzU

여기서 x 는 receptor 지점에서의 농도(Ci/m\

- 58 -

Q’은 누출율 (Ci/sec),

CJY는 수평 확산 계수 (m),

CJz는 수직 확산 계수 (m),

U는 풍속 (mjsec),

F(y)는 수평 방향 off-axis 보정 항，

G(z)는 수직 방향 off-axis 보정 항.

상기 식에서의 확산계수는 Pasquill-Gifford -Turner (PGT) 곡선으로부터 구해진다.

GENII 코드에서는 Martin과 Tikvart(1968)이 PGT 곡선을 수학적으로 근사식으로 표현한

다음의 식을 이용하였다:

a=A x B+ C 여기서 A, B, C는 상수이다. A는 기상 안정도에 따라 결정되며， B는 0.9031, C는 0이다.

다) 입자의 재부유

오염된 토양의 재부유(resuspension)는 부주의 침 입자 평가에 있어 주요한 피폭 경

로이다. 토양의 재부유는 다양한 토양의 조건에 따라 달라진다. GENII 코드에는 재부

유를 계산할 수 있는 단순한 모텔이 내장되어 있다. GENII 코드는 재부유 인자를 다음

의 2가지 방법을 이용하여 계산한다.

o Anspaugh et al. (1975) 에 의 해 개 발된 시 간 종속 재 부유 인자:

M= 10 -4 exp ( -0.15갑) + 10-9

여기서 M 재부유 인자 (mη，

10-4 t=O에서의 재부유 인x자l(m-1

10-9 1η7년 후의 재부유 인자(m-1).

또한/ 재부유 인자는 공기중 토양의 mass loading을 이용하여 계산된다:

씩킹)= s(휠)x옳(활) 여기서 M는 재부유 인자l

S는 공기중 토양의 mass loading (gj m3),

Pa는 토양의 표면 밀도 (g/m2).

- 59 -

1.3 주요 해석 기능

GENII 코드의 주요 기능은 생태계의 방사성 핵종들로부터의 피폭선량 계산이다.

즉y 방사선에 의한 내부피폭과 외부피폭， 대기확산 계산 및 이에 의한 피폭l 지표수의 이

동/ 오염된 토양으로부터의 피폭 등의 계산이 가능하다.

2. RESRAD

2.1 코드 개요

RESRAD 코드는 방사성 핵종들을 포함하고 있는 토양으로부터의 피폭선량을 계산하

기 위 해 Argonne National Laboratory에 서 개 발하였다[20]. RESRAD는 DOE Order

5400.5와 10 CFR 834에 오염된 부지의 평가를 위해 사용될 수 있다고 언급되어 있는 코

드이다. 이 코드에서 다루고 있는 주요 피폭 경로는 오염된 토양으로부터의 외부 피폭/

공기중 방사성물질의 호흡을 통한 피폭/ 오염된 토양에서 자란 식물I 가축y 우유/ 식수 등

의 섭취를 통한 내부 피폭 등이다. 지하수 이동 등도 다루고 있어 GENII 코드보다 토양

오염 평가에 있어 강점이 있다. GENII, CAP88-PC와 마찬가지로 유효선량을 평가하기

위하여 ICRP 26/30 권고치를 사용하였다.

2.2 이론적 배경

RESRAD 코드에서 고려하고 있는 피폭 경로는 외부피폭(토양 volurne source,

surface source, 공기: 먼지I 라돈， 기타 기체 형태의 핵종y 물)， 호흡(먼지l 라돈과 자핵종/

기타 기체 형태의 핵종)， 음식물 섭취(음식: 채소/ 육류y 우유， 어류y 물: 지하수와 지표수/

토양) 이다.

GENII나 CAP88-PC와는 달리 RESRAD에서는 지하수 이동을 고려하고 있다. 지하수

모텔로는 rnass-balance (MB) 모텔과 non-dispersion (ND) 모텔이다. MB 모텔은 오염된

지역에서 연간 누출된 모든 핵종들이 오염지역에 위치한 우물을 통하여 모두 빠져나간다

고 가정한 모댈로 작은 지역 (1，000 rn2 이내)의 모델링에 적합하다. ND 모델은 분산항을

무시하고 불포화지역과 대수층을 균질화하여 오염지역 주변의 우물로의 핵종이동을 고려

한 모델로 넓은 지역의 모델링에 적합하다.

RESRAD 코드에는 흡탈착y 이온교환 침출모델이 사용되며l 이 모텔로부터 유도된 핵종

누출율은 다음과 같다:

R i( 에 = L i P bA T( t) S i (t)

여기서 L는 핵종 I 의 침출율 (yr꺼，

- 60 -

Pb는 오염 지 역 의 밀도 (kgjm\

A는 오염지역의 면적 (m2)

T(t)는 오염지역의 두께 (m), Si(t)는 오염지역의 핵종 I의 평균 농도 (pCijkg).

2.3 주요 해석 기능

RESRAD 코드가 갖고 있는 주요 특성은 다음과 같다:

- 다매체를 경로 분석 수행

- 여러 피폭 시나리오에 대한 계산을 동시에 수행 가능

- 각종 입력자료에 대한 default value 제공

- 주요 입력 파라미터를 대상으로 민감도 및 불확실성 평가

- 선원항에 대한 물질 수지 유지

- 지하수에 의한 방사성 물질의 이동 계산

- 라돈y 트리 륨， C-14에 대 한 특별 모텔 포함

3. AMBER

3.1 코드 개요

AMBER 코드는 환경으로의 오염물질의 이동을 나타내기 위해 구획모텔( compartment

model)을 사용한 접근방식을 사용하고 있다[21]. 방사성폐기물 처분시스템은 각 구획으로

나누어지고y 그 각각은 서로 다른 매질을 나타내어 구분된다. AMBER에서는 방사성핵종

이 구획 내로 들어오자마자 순간적인 혼합(instantaneous mixing)이 이루어져 전체 구획

내에서 균일한 농도를 갖는 것으로 가정한다. 따라서 이러한 가정이 합리적이기 위해서는

각 구획은 환경내의 한 지역을 나타내도록 선정되어야 한다.

하나의 구획내의 핵종은 여러 가지 과정을 통해 다른 구획으로 전달된다. 이러한 전달

과정은 전이계수(transfer coefficient)로 표현되는데 이는 단위 시간에 특정 구획에서 다른

구획으로 전달된 방사능량의 분율을 나타낸다. AMBER는 영국 Enviros Quintessa사(과거

Quantisci사)에서 개발된 것으로 객체지향 방법론(Object Oriented Methodology)을 적용

하여 기존의 구획코드에서 한계점으로 지적된 제한적 구획의 적용을 극복하고 사용자가

직접 시스템 내에서의 오염물질 거동을 나타내기 위한 동적구획모렐(dynamic

compartment model)을 구축할 수 있도록 되어있다. 따라서 사용자 임의대로 구획이나

오염물질의 수량에 관계없이 구획간 전이과정을 나타내는 관계식을 사용하여 특정한 시

스템의 모탤을 구성할 수 있으며/ 파라미터의 시간적 변화와 확률론적 계산도 가능하다.

- 61 -

3.2. 이론적 배경

AMBER 코드에서 고려하고 있는 동적구획 개념은 어떤 구획내의 시간에 따른 방사

성 핵종의 농도는 입력과 출력률의 차이와 구획 내에서의 소스와 싱크의 유무에 관련된

다. 구획모텔에서는 어떤 구획이 정해지면 구획의 크기와는 상관없이 구획내의 물질들이

잘 혼합되어 구획 내 어느 지점에서도 농도는 동일하다고 가정하며I 구획간의 이동은 소

스구획 (source compartrnent)내 물질의 재고량에 비례하는 것으로 즉/ 물질이동은 시간에

따라 변할 수 있으나 움직이기 시작하는 구획 내에 존재하는 물질의 양에 의존하는

I donor control1ed’를 가정한다. 각 구획내의 방사성 핵종의 방사능 농도 혹은 방사능은

다음과 같은 1차 미분 방정식으로 나타낼 수 있다.

뽑 = 쫓1k1Aj - 좋1kz싹 - kAi + Qi for i= 1, n

여기서 kii=O,

A i, A j : 시간 t에 구획 i와 j에 존재하는 방사능 [Bq]

k ij, kji : 구획 i와 j 사이 의 전달율 [l/yr]

k i 구획 i 로부터의 유효전달율로서l 방사능 붕괴와 같이 다른 구획으로의

전이 없이 구획 내에서의 손실을 나타냄 . [l/yr]

Qi: 구획 i 로 입력되는 방사선원 [Bq/yr]

n 시스댐내의 구획 수 [ -]

각 구획내의 방사성 핵종의 농도는 방사능을 구획체적으로 나누어 계산할 수 있다.

AMBER 코드에서는 상기 식을 Talbot 방법을 사용한 역 Laplace transform의 수치적분과

수치적 time-step solver로 풀고 있다.

3.3. 주요 해석 기능

AMBER 코드가 갖고 있는 주요 특성은 다음과 같다:

- 구획/ 핵종/ 구획간 전이를 사용자 정의에 의해 자유자재로 표현가능

- 시간에 따라 변하는 선원향 및 전달과정 모사 가능

- 방사성 핵종의 붕괴와 성장 모사 가능

- 몬테카를로 샘플링을 통한 확률론적 평가 가능

- GUI(Graphic User Interface)를 사용한 입출력

- 62 -

4. PRESTO-EP A-CPG

4.1. 코드 개요

PRESTO-EPA-CPG 코드는 저준위 방사성폐기물의 천층처분에 의한 결정주민 집단

(critical population group)의 최대 연간 전신선량을 평가하기 위해 미국 환경보호청

(EPA)에서 개발한 것으로 저준위 방사성폐기불의 육지처분이나 규제면제 폐기물의 매설

및 소각처분시의 장기 영향을 평가하기 위한 코드군(PRESTO-EPA)중의 하나이다[22]. 이

코드는 GENII와 마찬가지로 여러 가지 피폭경로를 다룰 수 있는 rnultiple pathway code

이며 y 방사성 핵종 이동 프로세스별 및 방벽별로 상세하게 해석하는 process-level code가

아닌 systern-level code이다. 모델링할 수 있는 경로와 프로세스에는 강이나 우물로 방

출되는 지하수 이동/ 폐기물 부지 내에서의 섭생 및 방사성 먼지의 흡입 둥이 포함된다.

또한 PRESTO-EPA-CPG는 천층처분 모사를 위한 5가지 부류의 폐기물 고화체에 대한 재

고량과 특성을 동시에 모텔링할 수 있다. PRESTO-EPA-CPG에 상세 부지 특성파라미터

는 요구되지 않으며/ 지하수 유동에 대한 상세 모사를 할 수 없다.

4.2. 이론적 배경

이 코드는 불포화와 포화상태의 다양한 수리지질학적 조건과 기후조건을 다룰 수 있

도록 되어 있으며/ 폐기물 저장용기의 열화로 인한 동적 침출과정 (dynarnic leaching

process)을 모텔링할 수 있고l 농장 시나리오를 통해 식물뿌리의 폐기불과의 접촉을 모사

하며/ 운영기간중의 핵종 붕괴에 의한 재고량 감소를 고려하고 있다. 핵종의 지하 유동

경로는 처층처분시설 바닥으로부터 대수층까지는 수직으로/ 대수층 내에서는 수평으로

가정하고 었다. 이러한 수직/ 수평유동에 대해 1차원 정상상태 유동(l-dirn. steady state

flow)모델을 적용한다. 수직유동은 유출량/ 포화도 및 지질매체의 특성사이의 실험적 관

계식을 사용하여 불포화나 포화유동으로 나누어 계산한다. 핵종이동 모텔에서는 Hung의

해석적 모텔을 사용하여 종방향 분산(longitudinal dispersion)의 영향을 수정계수로 보완

하고 있다l 처분부지로부터의 핵종 침출은 면적 선원(area source)을 고려하여 수치적분모

델을 적용하고 있다.

PRESTO-CPG 코드에서는 unit response, bookkeeping 및 scheduled event의 3가지 부

모델을 사용하고 있다. Unit response 부모렐은 주어진 프로세스의 연간 response, 예를

들면 손상되지 않은 처분덮개를 통한 연간 침투율을 계산한다. 이 연간 침투율은

bookkeeping 부모델의 이동과정에 배분된다. 또 다른 unit response 모텔은 처분덮개로부

터의 침식 (erosion)과 연평균 대기 분산계수를 계산한다. Bookkeeping 부모델은 unit

response 부모텔의 결과와 사용자의 제어명령를 추적한다. 예를 들면， TRENCH 부모텔

은 트렌치 내의 수두와 트렌치로부터 나가는 유량을 계산한다.

- 63 -

대기확산 부모텔에서는 22.5 0 sector 내에 거주하는 주민을 가정한다. 선원지역으로부

터 근처 주민에 게로의 방사성 핵종이동은 Gaussian plume diffusion model을 적용하고

있다. 결정주민 집단내의 소속원은 같은 지역에서 재배한 같은 양의 음식물을 섭취하고l

같은 수원에서의 물을 음용수와 관개수로 사용하는 것으로 가정하고 있으나， 사용자가 우

물과 stream사이의 수원 분포를 지정할 수도 었다.

한편 침출과 지하수 이동과정에서 모핵종과 딸핵종의 흡착특성이 동일하다고 가정하여

딸핵종의 생성으로 인한 영향을 고려하고 있다.

이론적으로 1차원 모텔은 3차원 모텔에 비해 오차 발생률이 높으나y 이런 오차의 정도

는 적용조건에 크게 좌우된다. 최근 들어 PRESTO-EPA-CPG 의 경우 일반적인 조건하

에서 상대적인 오차의 범위를 o - 10% 정도로 좁히고 있다.

4.3. 주요 해석 기능

- 천층처분 시 결정주민 집단의 연간 최대 선량 계산

- 딸핵종의 영향(4-member 붕괴사슬까지 고려) 포함

- 선량 또는 위험도변환계수는 ICRP 26과 30을 기준으로 함

5. GWSCREEN

5.1. 코드개요

GWSCREEN은 처분된 방사성폐기물이나 일반 화학폐거물의 누출로부터 지하수 유동

경로에 따른 환경의 영향을 평가함으로써 초기의 핵종 또는 오염물질을 선별하기 위해서

INEEL에서 개발된 코드이다[23]. 이 코드는 다음과 같은 것을 계산할 수 있다.

。 지하 대수충 내의 규정오염이내로 누출 가능한 토양농도 제한치

。 대수층 내 최대 농도 빛 이와 관련된 인간 위해도(human health impact)

。 시간과 공간의 함수로서의 인간 위해도 및 대수층 농도 평가 .

이 코드는 오염원으로부터의 오염물질 누출I 불포화대에서 수직 오염물질이동 및 포화

대에서 2차원 또는 3차원 오염물질 이동 등 3가지 과정을 모델링하기 위해 질량보존의

접근방식을 사용한다. GWSCREEN 2.5 버전에서는 불포화대에서의 이동은 플러그 유동

또는 분산 모텔에 의해 나타내어진다. 포화대에서의 이동은 지하수에서의 이류-분산 방

정식에 대한 반해석해로서 계산된다.

표면 및 처분 오염원으로부터의 침출/ 침전지 (infiltration pond) 및 사용자 정의 임의

오염원 등 3가지 오염원 모텔을 고려가능하며y 대수층에서의 분산은 고정 값이나 공간에

따른 3가지 함수형태로 표현된다. 2.5버전에서는 또한 불확실성/민감도 분석을 위한 몬

- 64 -

테카를로 샘플링 루틴과 단일 시물레이션으로 다수의 오염물질과 다수의 입력화일을 허

용하기 위한 전처리 기능 등이 추가되었다.

GWSCREEN 코드는 유사한 알고리즘과 기술을 사용하는 다른 코드들과 비교 검증을

거쳤다. 이 코드는 원래는 현장자료가 제한되어 있을 경우에 지하수유동 경로를 통한 핵

종이동평가와 주요 핵종 선정에 사용될 목적으로 개발되었다.

5.2. 이론적 배경

GWSCREEN은 오염원 모텔l 불포화대 물질전달모텔， 포화대 물질전달모델의 3가지

부모델로 구성되어 있다(그림 4-2-1 참조). 각 모델들은 고려하는 영역의 경계면에서의

오염물질 유동량에 의해 서로 연계된다. 오염원 모델은 표면 및 매립오염원 모텔l 침전

지 누출 모렐 및 사용자 정의 선원항 모델의 3가지가 가능하다. 불포화대 모텔은 단순화

된 플러그 유동모텔과 분산모텔을 사용하며/ 포화대 모댈은 이류-분산 방정식에 대한 반

해석해를 사용한다.

가) 표면 및 매립오염원 모델

표면 및 매립오염원 모텔은 매립된 폐기물 및 토양표면으로부터 일정깊이 내에 오

염원이 있는 지역에 적용한다. 오염원으로부터의 유출은 붕괴와 흡착을 고려하고 1차원

침출과정으로 모텔링된다. 이 모텔에서는 오염원 내에서 오염물질의 질량보존을 나타내

는 미분방정식을 풀어 불포화대로 들어가는 오염물질의 질량 플럭스를 구하게 되며I 다음

과 같은 가정을 사용하고 있다.

- 균일 특성을 갖는 유한 체적 내에서 균질 혼합된 오염원

- 단위구배 조건하에서의 일정한 물의 침투

- First order kinetics로 제 어 되 는 소스로부터 의 누출

단위구배 조건은 불포화대 모텔에서도 사용되고 있으며 l 이는 불포화대 토양에서 깊이

에 따른 모세관압(또는 tension head)이 일정하다고 가정하는 것으로 이를 Darcy 법칙에

적용하면 다음과 같은 식으로 나타낼 수 있다.

q= K(8)

여 기 서 q는 Darcy flux,

K(8)는 불포화 수리전도도.

불포화 수리전도도는 매체의 수분함량(e)의 함수이며 수분함량은 수분특성곡선으로부

터 알 수 있다. GWSCREEN에서는 van Genuchten에 의해 제시된 관계식을 적용하여

수분함량에 따른 불포화 수리전도도의 관계를 구하고 있다.

- 65 -

Unsaturated Thickness

Receptor Distance Constant Infiltration

Source Thlckness

Receptor WeU

Sourcel Source Width I Length

Leachate

C풍

그림 4-2-1. GWSCREEN의 개념 모텔 (오염원/ 불포화대 및 포화대 모델)

GWSCREEN에서는 침출수의 초기 농도가 오염물질의 농도제한을 초과하는 경우 침출

수의 농도와 오염원으로부터의 질량 플럭스는 오염물질의 용해도 제한치에 의해 조절된

다는 용해도 제한 침출 기능을 가지고 있으며， 방사성 붕괴 및 성장도 고려하고 있다. 이

밖에 본 모텔에서는 표면 및 처분 오염원이외에 침투지 및 사용자 정의 임의 오염원 등

3가지 오염원에 대한 적용이 가능하다.

나) 불포화대 이동모델

GWSCREEN에서 불포화대는 오염원 바닥에서 지하수대 상부까지의 지역으로 정의

된다. 이 지역에서의 오염물질 이동특성에 따라 이류-분산식의 해를 구하거나 단순한

plug flow 모델을 적용하고 있다. Plug flow 모델은 비흡착 오염물질이 수직 1차원으로

침출수와 함께 이동하는 것으로서/ 대부분의 경우 지하수대로 유입되는 첨두 유량(peak

flux) 이 분산을 고려했을 때보다 크므로 보수적인 가정이다. 여기서 이동속도는 오염원

모텔에서와 같이 불포화대에서의 단위구배 조건을 가정하여 계산된다. 한편 방사성 핵종

의 반감기가 불포화대에서의 체류시간에 비해 짧은 경우에는 plug flow 가정보다는 분산

- 66 -

을 고려한 경우가 더 보수적이므로 대략 체류시간이 반감기의 10배 이상이 되면 분산모

델을 사용하도록 하고 있다. 분산모텔에서는 불포화대를 무한의 균질 등방성 매질로 가

정하고 정상상태l 단위구배 유동조건을 가정한 1차원 질량 보존식을 구성하고 이를

Simpson 적분법 혹은 Gauss-Legendre 적분법을 이용하여 해를 구하고 있다.

방사성 핵종에 대해서는 보수적으로 딸핵종의 이동속도는 모핵종과 같다고 가정한다.

불포화대 이동모렐에서 구해진 시간에 따른 오염물질의 질량플럭스는 포화 지하수대 모

텔에서 사용된다.

다) 포화대 이동모델

GWSCREEN 코드에서의 포화대 이동모텔은 포화 다공성 매질에서의 오염물질에 대

한 이류-분산식에 대한 해석해를 사용하고 있으며/ 이는 Codell 등이 개발하여 지하수내

의 방사성 핵종 이동평가에 사용되었던 것이다. 이 모텔에서 사용된 가정은 다음과 같다.

- 일정한 두께를 가진 균질l 이방성 다공매체(homogeneous， isotropic porous media)

- 모텔 영역에서 source나 sink가 없는 정상상태 유동

- 지하수대에서의 초기 농도는 0

- 방사성 딸핵종의 이동속도는 모핵종과 동일

- 분자확산은 무시가능하며/ 분산계수는 일정

- 고체상과 액상은 서로 평형을 이루며 농도는 선형 분배계수로 나타냄.

오염원 모델이나 불포화대 이동모델과는 달리 포화대 이동모텔에서는 2차원 또는 3

차원 해석이 가능하다. 2차원 모댈에서는 오염물질이 지하수대 두께나 우물 스크린 두께

에 대해 평균적으로 혼합된다고 가정하며， 3차원 모텔에서는 지하수대에서의 수직 분산을

고려한다

- 67 -

5.3. 코드의 구생

C원〉

~ Request GWSCREEN I •

inpuUoutput file; I L--‘~ run slmulation

N。

r:::=二~Read Input file and

run Sinnj|ati。n | E=二:::::>-

n ” n v v ’

Run GWSCREEN for number of Monte Carl

trials requested 다〉현휠파 현훨파

그림 4-2-2. GWSCREEN코드의 구성

6. MASCOT

6.1. 코프개요

MASCOT는 UKAEA가 Nirex를 위해 개발한 코드로써 지하 처분장에 있는 방사성폐

기물로부터 지하수 이동경로에 따른 방사성 핵종 이동을 평가하기 위한 프로그램이다

[24]. 이 프로그램은 확률론적 안전성 평가(PSA)에 이용되는 확률론적 및 결정론적인 종

합 성능 평가코드이다.

6.2. 이론적 배경

모텔은 크게 선원향 모텔l 지하 핵종 이동모텔I 생태계 모델의 3부분으로 구성되어

있다. MASCOT에서는 단위방벽을 통한 핵종이동을 모사하기 위해 각 단위 방벽들을 단

위 모률(sub-module)로 표현하고y 각 방벽에서의 핵종이동 현상을 각 방벽별 응답함수로

- 68 -

설정하여 이들 다음 방벽에 출력 함수로 전달하는 방법을 사용하고 있다. 따라서 최종적

인 생태계 방벽에서는 각 방벽을 거쳐온 응답함수들이 입력되어l 다시 각 생태계 고유의

응답함수와 반응하여 최종적으로 인간에게 전달되는 연간 선량y 위험율 둥으로 표시한다.

이 코드는 3차원 지하 매질에서의 방사성 핵종 이동을 평가하는데 수치적인 Laplace

역변환 중 Talbot 방법론을 이용하여 유동현상을 1차원으로 모사하여 평가한다. 즉 3차원

인 인공방벽 및 천연방벽에서의 핵종 이동을 이동거리 (pathlength)와 이동시간(travel

tirne)이라는 두 가지 변수로 표현하여 이 값들을 1 차원적인 확률론적 종합 성능평가 코

드에 입력시킨다.

지하 핵종이동을 지배하는 주요 현상으로는 지하수 이동l 다공성 매질 내에서의 분산，

지하 매질과의 화학적 반응에 의한 지연l 암반 내로의 확산 등이 있다. MASCOT에서는

이런 현상들을 표현하기 위해 선원항의 경우 핵종의 화학적 특성인 반감기y 흡착계수l 분

배계수(Kð) 및 핵종 재고량 등을 입력하도록 코드화 되어있고 인공방벽 및 자연방벽의

경우에는 매질의 공극률， darcy velocity, 분산계수 및 확산계수 등 매질의 고유특성들을

계산함으로써 핵종이 지연되는 정도를 수학적으로 표현할 수 있도록 고안되어있다. 또한/

확률론적 평가방법에서는 Monte Carlo 기법을 이용하여 평가가 이루어진다.

다음은 MASCOT에서 적용하고 있는 단위모텔들에 대해 기술하였다.

가) 처 분 방벽 모델(Containrnent su bmod ule)

처분시설로부터 방사성 핵종 누출율(rnass / time)을 선원향이라 하며， 선원항 평가는

폐기물 내 핵종별 재고량l 고화체로부터의 침출량 및 처분시설로부터 자연환경으로의 누

출량을 평가하는 부분이다. 선원항 평가에 앞서 폐기물의 용기 수명 및 재고량 단위모델

로부터 입력신호 I(s)를 받아 이를 자체 고유의 반응치 R(s)를 반영하여 최종적인 출력 신

호 O(s)를 다음 단위 모텔로 전달한다.

O(s) R(s) x I(8)

이 단위 모델은 침출이 발생하지 않는 초기 시간대를 표현한다. 최종적으로 재고량의

농도를 다음의 선원항 단위모델로 아래와 같은 출력신호를 보낸다.

On Mn(T Je -sT,

여기서， On n 핵종에 대한 containrnent 단위모델의 질량 출력신호

Mn n 핵종의 Baternan 형태의 시간 변화를 따르는 질량

Tc 용기의 건전성이 유지되는 시간

s Laplace 변환 변수

- 69 -

나) 용해 도 제 한 침 출 모델 (Solubi1ity Lirnited Source Term Submodule)

핵종이동은 확산， 이류， 분산 및 홉착 등의 작용에 의해 발생된다. 확산은 용해된 물

질이 용해도가 높은 곳에서 낮은 곳으로 이동하는 현상이고/ 이류는 용해된 물질이 지하

수와 함께 운반되는 경우이다. 분산에는 분자를 포함한 물이 깨끗한 물을 침입하여 혼합

되면 희석현상이 발생되고 횡방향과 종방향 분산이 발생하는 기계적 분산(mechanical

dispersion)과 역 학적 분산에 확산현상이 더 해 진 수리 학적 분산(hydrodynamic

dispersion)이 일어나게 된다. 이런 분산 때문에 peak가 유동방향으로 움직이게 된다. 또

다른 핵종이동의 중요한 메커니즘으로 비방출량(specific discharge)라고 불리는 Darcy

velocity(infiltration velocity)를 들 수 있다. 처분고 내로 침투되는 물의 속도에 따라 최

종적으로 인간이 섭취하게되는 선량이 조절된다.

이 모텔은 처분고로부터 침출이 발생한 후 핵종이 누출되는 메카니즘을 설명하기 위한

단위모델 중 용해도 차에 의해 방사성 핵종 몰량의 시간에 대한 변화를 나타낸 것이다.

용해도 제한 모텔에서는 지연율(retardation rate)과 용해도 제한치 (solubility limit,

molfm3)가 중요한 지배인자이며 시벤트고화체에 적용하였다.

다) 단순 침출 모델(Simple Leaching Submodule)

이 모텔은 고화체 내부에서 고체부분에 있던 방사성 핵종이 공극수를 이루고 있는

용액에 녹아 나올 때 흡착능에 근거한 분배계수에 의해 일정한 비율로 녹아 이것이 지하

수 이동에 의해 운반되어 나온다고 가정한 단순한 모텔로서 Proportional leakage rate,

kn은 다음 식으로 표현한다.

k n çA

V(cþ+βpKn)

여기서， q 처분장을 통과하는 specific discharge [mjyr]

A: 단면적y

V: 처분장 부피/

ø : 공극률l

ßpK n 처분장에서 n 핵종의 흡착능(sorption factor)

각 핵종의 flux는 핵종 재고량에 비례하고 공극수에 의해 녹아들어 용해도의 지배를 받

는다. 누출율 kn은 처분장 공극수가 지하수에 의해 대체되는 비율에 비례하고 흡착의 경

우에는 처분장 폐기물의 흡착력에 비례한다. 단순침출모댈에서는 누출율(release rate)

(ljyr)가 중요한 변수로 작용하며 파라핀 고화체， RI 방사성폐기물 및 잡고체에 적용하였

다.

- 70 -

라) 공극 매질 모델((Porous Geosphere Subrnodule)

폐기물 특성에 따라 인공방벽(폐기물 포장물， 처분시설 구조물 등)과 천연방벽(주변

토양 및 암반)에 의해 종합적인 안정성이 확보된다. 인공방벽은 다양한 구성에 의해 방사

성 핵종을 처분시설 내에 가두는 기능을 가지는데 장기간에 걸쳐 방벽재료의 물리적l 화

학적 열화에 의해 부분적으로 기능이 손상되면서 최종적으로는 처분시설로부터 방사성

핵종이 누출하게 된다. 본 연구에서는 100년 이후에 공학적 방벽들은 최적수준보다 훨씬

낮은 수준의 성능을 나타낸다고 가정하였다. 처분고 I은 인공방벽을 콘크리트 용기와 충

전물질인 자갈로 구성함으로써 콘크리트 용기를 핵종 이동을 지연시키는 인자로 보고 용

기에 대한 신뢰도를 부여하여 불투수층에 대한 경계조건을 부여한 후 여기에 처분고 뒷

채움재로 자갈을 사용함으로써 재차 인공방벽에 대한 조건을 설정하였다. 처분고 II와 III

은 스틸드럼에 채워진 폐기물을 콘크리트로 채움으로써 충전물인 콘크리트에 신뢰성을

부여하였다.

MASCOT에서는 암반이 공극 매질일 경우와 단열/공극 매질일 경우에 대해 각각 고려

하는 것이 가능하도록 되어 있다. 자연방벽에서는 분산계수(dispersion coefficient, rn2 Jyr)

가 핵종이동의 중요한 역할을 한다. 자연방벽을 지나면서 방벽과 핵종간의 화학적 흡착y

물리적 흡착l 여과 및 침전 등의 상호작용에 의해 핵종 농도가 감소하게 되고 마지막으로

지하수 유속이 핵종 이동속도보다 빠르게 되면 핵종 이동이 지연되어진다. 공극매질에서

의 지하수 유동을 통한 핵종 이동을 평가하는 지배방정식은 아래와 같다.

Rn a~~n -n a t

a c，、 a 2Cn -V~~TU +D-τ녕!.- - ÀnRnCn + Àn-lRn-lCn-l

dX ax

여 기 서 , Rn: n 핵 종에 대 한 지 연 인자 (retardation coefficient)

V 지하수 유동속도

D: 분산계수

마) 생 태 계 모델 (Strearn Dilution Biosphere Subrnodule)

이 단위모텔에서는 입력신호인 방사성 핵종 flux가 지하수에 의해 희석되어 식수로

섭취하게 되는 현상을 모사한다. 이 경우 최종적으로 인간들에게 전달되는 출력신호는 아

래와 같이 표현된다.

On W n W ~n

여기서， W 지하수의 체적 이동량(V이urnetric flow rate)

w 연간 주민 당 지하수 음용량

- 71 -

계산결과를 피폭선량으로 나타내기 위해 각 핵종별로 flux를 선량으로 변환시킴다. 이

때 출력신호는 아래와 같이 표현된다.

On dmYnIn

여기서 dn n 핵종에 대한 mol량을 Bq로 변환시키는 인자로서/ 일반적으로 BIOS 프로

그램으로부터 획득한 선량환산인자를 이용한다.

6.3. 주요 해석기능

성능평가 결과에 대한 통계처리를 전담하는 MOP(Mascot Output Processor)를 통해

그래프 또는 결과값으로 출력된다.

- 연간 총 평균선량 및 주요 핵종 분석

- 변수의 불확실성에 대한 민감도 분석을 통해 핵종이동에 가장 큰 영향을 미치는 원인

분석

- Important sampling 기법을 통해 특정 변수가 결과에 미치는 영향 분석

- 특정한 확률론적 입력변수가 결과에 어떠한 영향을 주는가를 다양한 종류의 그래프로

표현

7. HINDSITE

7.1 코드 개요

HINDSITE(Human Intrusion at a Nuclear Waste Disposal Site)코드는 동굴처 분장에

서의 인간침입 시나리오와 연관된 위험도(risk) 평가를 위해 개발된 프로그램이다[25]. 간

단한 해석적 모델을 기초로 처분장을 관통한 시추 시편으로 인한 주민 및 분석자의 피폭

과 위험도를 손쉽게 평가할 수 있는 장점을 가지고 있으며l 최대 49개의 방사성 핵종에

대하여 시추 시편으로 인한 영향을 평가할 수 있고/ 계산에는 방사성 붕괴사슬이 고려되

고 있다. HINDSITE 코드에서는 결정론적 평가와 확률론적 평가가 모두 가능하며y 입력

자료로는 시추 당시 처분동굴 내 핵종의 방사능과 처분동굴 단면적y 시추공 시편의 직경 l

실험실의 환기용량 등이 필요하다.

7.2 이론적 배경

HINDSITE 코드에서 고려하고 있는 피폭 경로는 2가지로서y 처분장 근처에서 굴착된

시추공에서 추출한 오염물질을 작업자가 취급하는 시나리오와 이러한 인간침입의 결과로

서 오염된 지역에 주민이 거주하는 경우이다.

- 72 -

가) 작업자의 위험도

시추시의 시편은 지질 실험실에서 분석될 것이므로 실험실 작업자가 작업장소에서

폐기물에 직접 피폭될 가능성이 있다. 분석 절차상 외부피폭과 함께 흡입 및 섭취에 의한

피폭도 포함된다. 예를 들면y 실험절차상 시편의 연삭이나 절삭을 요하며 이러한 작업시

상당량의 먼지를 발생시켜 흡입에 의한 위험을 초래할 수 있다. 이들 잠재적인 피폭경로

는 HINDSITE내에서 사용자가 정의한 파라미터 값을 기초로 평가된다.

이 시나리오에 대한 방사선적 위험도는 침입 직후의 단기간에 발생하는 것이므로 다음

과 같은 식으로 나타낼 수 있다.

R( 에 = r p(t) ~Di (t)

결정집단내의 개인이 피폭을 받을 빈도인 p(t)는 다음 식과 같이 주어진다.

p( 에 =A(t) PE

여기서 A(t) : 시나리오 발생 빈도，

PE : 침입이 발생했을 때 각 그룹내 구성 멤버가 추출된 폐기물에서의 피폭으

로 Di(t)를 받을 조건부 확률 (보수적으로 1로 지정됨.)

피폭선량 Di(t)를 결정하기 위해서는 코어 시편에 의한 라돈 흡입에 의해 발생하는 선

량과 함께 외부 피폭/ 오염 먼지의 흡입 및 섭취가 고려된다.

나) 부지 거주자의 위험도

실험적인 시추작업시의 파낸 흙을 시추공 주변 토양 위에 뿌림으로서 장래의 부지

거주자에게 잠재적인 피폭을 야기한다. 이 경우 외부피폭y 흡입 및 오염된 음식물의 섭취

뿐만 아니라 표면 토양으로의 방사성 핵종의 이동 등 가능한 피폭경로를 고려해야 한다.

이 시나리오에 대한 방사선적 위험도는 처분장 폐쇄와 폐쇄후 특정 시간사이에 발생

가능한 모든 침입으로부터의 기여를 포함해야 하므로 다음과 같은 식으로 나타낼 수 있

다.

R(t) = r Jo나(에 따 헐Di(r， t)

여기서 p( r) : 결정집단 내 개인의 예상 피폭 빈도

Di(r, t) : 시간 t에 핵종 I로부터 받는 연간피폭선량

r 선량-위험도 환산계수

침입이 발생했을 때 각 그룹내 구성 멤버가 추출된 폐기물로부터 피폭될 조건부 확률

- 73 -

은 다음 식과 같이 주어진다.

PE As/AR

여기서 As: 한번의 굴착으로 추출된 폐기물로 오염된 평균 면적l

A R : 결정집단이 거주하는 면적

이 시나리오에 의해 결정집단 내 개인이 받는 총 피폭선량은 외부 감마선 피폭， 채소류

의 섭취에 의한 피폭 및 오염토양으로부터의 먼지 흡입에 의한 피폭을 합한 것이다. 그러

나 라륨(Ra-226)의 경우는 토양내의 라륨 농도와 가옥내의 라돈가스 농도사이에 선형관계

를 가정하여 라돈의 흡입과 관련된 잠재피폭을 고려할 수 있도록 하고 있다.

7.3 주요 해석 기능

HINDSITE 코드가 갖고 있는 주요 특성은 다음과 같다.

- 동굴처분장에서의 인간침입시나리오(시추 작업자 시나리오와 부지 거주 시나리오)에

의한 방사선적 위험도 평가

- 결정론적 방법과 확률론적 방법 모두를 사용가능

- 총 49개 핵종과 그 딸핵종 고려 가능

8. MICROSHIELD version5

8.1 코드 개요

MICROSHIELD(이하 MS)는 ISOSHLD 코드를 원형으로 하여 개발되어 왔으며 감마

선에 대한 차폐 및 피폭선량평가에 많이 활용되는 전산코드이다[26]. 최근의 전산기의 운

영시스템에 맞추어 GUI(Graphic User Interface)로 개정하여 상엽적으로 판매하고 있다.

MS version 5에서 강조된 중요한 점들을 요약하면 다음과 같다.

。 다용도로 계산가능한 기하구조들에 대한 고려

。 차폐벽의 개수의 증가

。 칫수 변화에 따른 민감도 해석

o ANS6.4.3 과 Radiation Shielding Information Center의 누적 인자 (Buildup factor)등

록

수 ’

。 누적인자를 표 형태로 입력가능

O 누적인자 유무에 따른 각각의 계산을 동시에 수행 가능

。 계산이 가능한 감마선의 에너지는 15keV에서 15MeV

O 에너지 스펙트럼을 직접 사용하는 계산 가능

- 74 -

。 ICRP51의 자료를 이용한 표준 감마선에너지 선속으로부터 유효 선량당량 계산가능

。 사용자가 물질 고유의 구성비를 정할 수 있음.

。 자핵종의 감쇠로 인한 방사능까지 고려한 계산

。 총 방사능이나 방사능 농도를 외부 입력파일 형태로 사용 가능

8.2 MS5 계산을 위한 초기파일들과 그 역할

MS5 계산에 필수적인 파일들과 파일들이 수행하는 역할에 대한 요약은 표 4-2-2와

같다.

표 4-2-2. MS5 계산에 필요한 각종 파일들의 명칭과 그 역할

File 명 기능

MS5.EXE MS5의 메인 실행파일로 파일을 만들고 저장하고 실행하고 출

력하는 역할

EXPOSURE.RVB 누적 인자(Buildup factor)에 관한 자료

TAYLOR.RVB Infinite plane과 Infinite slab선원 구조에서 필요한 Taylor

누적인자 보정계수에 관한 자료

ELEMENT.RVB 100 개의 원소에 대한 감쇠계수 포함

NUCLIDES.RVB 방사선원에 대한 압력자료

PHOTONS.RVB 핵종 붕괴에 대한 감마선에 대한 자료

PROGENY.RVB 방사선원 입력에 필요한 방사성붕괴를 고려한 자핵종의 생성에

필요한자료

POSITRON.RVB 핵종 붕괴에 대한 양전자에 대한 자료

BETA.RVB 핵종 붕괴에 대한 베타선에 대한 자료

ELECTRON.RVB 핵종 붕괴에 대한 전자에 대한 자료

ALPHA.RVB 핵종 붕괴에 대한 알파선에 대한 자료

EQDAUGHT.RVB 평형 상태의 자핵종에 대한 방사선원 자료

8.3 MS5의 구성

MS5 계산 시 만들어지는 파일의 종류 및 형태는 다음과 같다.

*.INI 사용자를 위한 여러 가지 정보를 포함하고 있는 파일

*.MS5 : 계산 시 사용되는 파일

*.MT5 : 사용자가 지정한 재질 파일

*.MX5 : 외부선원 파일

*.PPS : 특수파일에 대한 결과

- 75 -

*.GRP: 사용자가 감마선 에너지 군 지정 파일

9. RSAC-5

9.1 코드 개요

RSAC-5는 1973년 미국의 INEEL 국립연구소의 Dr. Wenzel에 의하여 개발되어 계속

적인 보완작업을 통해 현재까지 활용되고 있는 방사선적인 영향 평가 전산 코드이다[27].

RSAC-5 코드는 10개의 프로그램들로 구성되어 있고 각 프로그램들은 해석하고자하는 문

제별로 같이 혹은 독자적으로 해석을 수행할 수 었다. 각 프로그램의 특징을 간단히 요약

하여 표 4-2-3에 나타내 었다.

표 4-2-3. RSAC-5에서의 각 프로그랩들의 역할

Program Series 고로그램 요약

1000 Fission Product Inventory Calculation

2000 Direct Radionuclide Input

3000 Dose Summary Option

4000 Text Editing Option

5000 Meteorological Data Input

6000 Radionuclide Inventory Decay and Printout

7000 Intemal!Extemal Dose Calculation

8000 Fifty-Mile Radius Dose Calculation

9000 Cloud Gamma Dose Calculation

10000 Change Title and Continue Problem

9.2 각 프로그램 내의 입력자료들의 기능과 역할

1000 series는 원자로의 형태별로 계산되는 핵분열 생성물의 재고량(inventory)를 계

산하는 모률로서 Initial reactor data로써 운전시간과 운전조건에 대한 입 력을

한다 Release during fission product calculations는 운영중에 방출되는 핵분열

생성물의 양을 추정할 수 있다.

2000 series는 직접적으로 핵종의 재고량을 입력하는 모률로써 방사성폐기물 처분시설

과 같은 방사선원의 재고량이 고정되어 있는 경우 매우 유용한 모률이다.

- 76 -

Radionuclide input options에서는 기존에 입력된 재고량을 그대로 사용하거나

교체할 수 있는 선택사항이며 Direct Radionuclide input (A), (B)에서는 다른

재고량 계산 코드(예를 들어 ORIGEN)로부터 계산된 핵종 재고량 자료를 그

대로 사용하거나 사용자가 핵종을 선택할 수 있도록 하는 선택사항이다.

3000 series는 5000 series의 기상 자료를 사용하였을 때 방사선량을 계산할 수 있는 선

택사항이다.

4000 series는 숙련된 사용자틀을 위한 사향으로 텍스트 편집기를 사용하여 입력자료를

작성할 수 있는 선택이다.

5000 series는 기상 결과를 얻고자 할 때 사용하는 모률로서 General meteorological

information(A)(B)에서는 평균풍속(m/s) 및 stack height, mixing depth, 공기

밀 도 및 washout factor 등을 입 력 한다 Deposition velocity입 력 에 서 는 음식

섭취나 지표면 선량의 계산 경우에 필요한 Deposition 속도를 입력하는 선택

이 다 Downwind distances에 서 는 특정 한 downwind distances를 입 력 하며

만약 downwind distances가 중복이 되면 경고 메세지가 나오게 된다. x/Q

와 standard deviation은 downwind distances와 일치하여야 한다 Leakage

Decay Constants조건은 선형과 지수형의 상수를 입력할 수 있는 선택사항이

다. Crosswind distance는 crosswind distance를 입 력 하는 사항이 다. Di￦sion

co햄cient control은 ð y 및 σ z를 입 력 하는 선 택 이 며 plume 의 standard

deviation에 관련된 자료를 입력한다. 또한 이 선택 사항에서는 x/Q를 직접

입력할 수도 있다.

6000 series는 방사성 핵종의 붕괴 및 출력을 제어하는 모률이다. Decay control은 선택

된 핵종의 붕괴를 고려하는지/ 핵종 재고량을 출력할 것인지， exponential

leakage decay를 고려할 것인지 등을 선택하게 된다 Exponential leakage

time은 leakage decay constants를 변경할 수 있는 선택 사항이다.

Radionuclide selection은 방사션 원 이 되 는 핵 종들을 선 택 하는 데 사용하며

Decay times는 핵종의 붕괴 시간을 직접적으로 입력하는 선택사항이다.

7000 series는 내부/외부 피폭선량을 계산하는 모률로써 Dose control calculation을 사용

하여 선량평가의 형태/ 출력조절l 선량의 단위I 유효선량 계산에 사용되는 장

기의 종류 등을 선택할 수 있다. lnhalation dose control에는 호흡률(m3/s)과

지수감소를 위한 붕괴시간을 입력하게 된다 lnhalation parameters dose

calculation 에 서 는 aerodynamic diameter(AMAD)와 defau1t lung clearance

classes 선택이 요구된다. Ingestion dose parameters에서는 지수감소를 위한 붕

괴시간과 발전소의 운영기간의 중간기간을 입력한다 Ground su따ce dose

parameters는 지수감소를 위한 붕괴시간과 피폭자의 피폭시간 및 건물의 차

-77-

폐 요율 등을 입 력 한다. Air immersion dose parameters와 Water immersion dose

parameters에서는 공기와 물에서의 피폭을 계산하기 위한 지수감소 붕괴시간

과 피폭자의 피폭시간이나 수영시간 등을 입력하게 된다.

8000 series는 대기를 통해 이동한 방사성물질에 의한 피폭을 평가하는 모률로써

Radionuclide selection data는 1000이나 2000 series에서 얻어진 핵종들을 불러

오는 사항이다 Model control line을 통하여 clearance class selection, 선량

단위/ 음식물 섭취 및 외부피폭에 관련된 차폐 요율이나 exposure factor등을

지정할 수 있다 Dose organ selection으로 선량계산에 포함시킬 장기를 선택

하게 되며 ， Ingestion dose control에서는 ingestion transfer parameter와

ingestion calculation control을 이 용하여 음식 물 섭 취 에 의 한 chronic과

acute 피폭선량을 계산하게 된다. Exponen따1 leakage rates에서는 지수감소 함

수를 위한 상수들을 입력하게 된다 Clearance class en t1γ에서는 lung

clearance class를 수정할 수 있다. External files에서는 x/Q를 외부 파일형

태로 부를 수 있으며 그 외 기상학적인 자료들도 입력할 수 있다.

Deposition velocities에서는 입자들I 할로겐 원소I 불활성 기체y 세숨 및

ruthenium등의 deposition velocity를 입 력 한다 Ingestion dose control에 서 는

음식물섭취에 관한 파라미터를 입력하게 된다.

9000 series는 Cloud glαmma dose calculation 입 력 자료를 이 용하여 유한 혹은

semi-infinite plume 모델들을 선택 할 수가 있다.

10000 series는 각기 다른 형태의 계산을 수행하기 위하여 필요한 series 들을 나타내

주고 series들을 선택할 수 있도록 하는 항목들이다.

10. 기타

전산코드이외에 앞 절에서 요약한 수학적 모벨식을 적용한 MS-Excel 스프레드 쉬트

(spread sheet)를 사용하여 개략적인 계산을 수행할 수 있다. 여기서는 인간침입시나리오

와 운영중 피폭시나리오를 평가하기 위해 작성한 스프레드 쉬트의 예를 나타내었다.

- 78 -

표 4-2-4 도로건설 시나리오 평가를 위한 스프레드 쉬트 작성 예

The dose due the ræd construction scenario can be 뼈ressed as (in [Sv.y-1])’

Dose= Am‘eJq:짜lamda't)‘(1-exp(-lan얘a'(12-t1 )))/(lamda'(12-t1))'dil‘ (QsoirDFing+DFex!+br"dust'DFil1t1)'g where: Am is the specific waste radioactivity [Bq.kg-1)

Lamda is the radioactive decay [y-1) (이her mechanisms contributing to diminishing the radioactivity could 려so be incorp야a!ed in a Lamda_하n

t1 is the time bef，α'e exposure starts 씨 (t2-t1) is the scenario dura!ion 씨 t3 is the exposure dUfi하ion [hy-1] dil is the dilution factor [-] Qsoil is the soil intake [kg.h-1) DFing is the d∞efactlα for ingestion [Sv.Bq-1) DFex! is the extem혀 exposure dose factor [Sv.h-1.Bq-1.kg] br is the breathing ra!e [m3.h-1] dust is the dust lev려 [kg.m-3] DFinh is the dose factor fα inhala!ion [Sv.Bq-1)

Assumption ?Arα!Id is supposed to be constructed through the fa데ity

? Work speed average sp않d = 10 km in 6 months (20 km per year) ma써mum time to cross the facility = 25 to 250 hωrs accαding to ræd direction wαktime:6h/d매 during 1 month 야 20 떠ys

exposure duration: 68 h (200 m of radioactive material require 0.01 y = 88 h at the a‘/erage speed defined above)

scenario duration: 4.1 0-2 y (because of the daily working time and the weekends) ? Breathing rate = 1.2 m3 h-1 ? Inadvertent consumption r:i soil r，하e = 3.4 10-5 kg h-1 ? Dust level : 1 mg.m-3 available for inh해ation

? No shielding with respect to ex!ernal e써χ>sure

500 4.00E-02

66 0.6

3.40E-05

1.2 1.00E-06

?Diluti이1 이 the radioactive waste in the non-fiadαICtive matE꺼als (cover, engineered f，않tures ， surrounding sα1) ; f，α generic c혀Cl

dilution factor for trench, 3 m depth = 0.3 no contamina!ion for a 3 m depth through the vault system dilution factor for trench, 6 m depth = 0.7 dilution factα fα va비t， 6 m depth = 0.5 dilution factα for trench, 9 m depth = 0.7 (same than f，α 6m) dilution factα forva내t， 9 m depth = 0.6.

? Minimum time befσ'e the construction of a ræd through the va미t system = 500 y. ? T reatment of waste heterogeneity and c않U외 encounters with high concentration materi태 (‘'hot spots"): 4 hours with no dilution f

Derived Conc.=D∞eJim' A_iu/(Dose Ju'rhod'Vw) 。ose_limit= Dose limit (Sv yr-1) A_iu=initial activity of the waste in a dispos허 unit(Bq) rhod=dry bulk density 여 the waste (kg m-3) Vw=voIume of waste in a disposal unit (m3)

- 79 -

표 4-2-5. 부지내 거주 시나리오 평가를 위한 스프레드 쉬트 작성 예

The dose due 10 Ihe residence scenario can be expressed as (in [Sv.y-1]) Dose = D∞머ext) + Dose(inh) + Dose(ing)

where

Assumplion

Dos하e잉)=Am‘exp(-Iamdaγ(l-e째(-Iamda*(α-11)) )/(larnda*(12-11))폐|‘(sf끼in+loul)*DFext

Dos러e잉:). dose due 10 eJdernal exp∞ure [Sv.y-1] sf. shielding factσ [-) lin. lime spenl ind∞r[h.y-1]

lout, lime spenl ould∞r[h.y-1]

D∞e(ing)= Am*exp(-Iamda‘1)*(l-eJ<p( -larnda*(12-I1)))끼lamda‘(12-11))*dil*(TFvegeIQvegel+Qsoil)I*DFing

Dose(ing) , dose due ingeslion [Sv 에l

TFvegel, Iransfer faclor soill vegetables [-] (for rool and green vegelables) Qveget, annual inlake of vegelables [kg.y-1) Qsoil , annua/ soil inlake [kg.씬 L효죠또-05

Dos러inh)= Am*exp(-Iamda‘1)*(1-exp(-lamda*(12-11)))/(lamda‘ (12-11) )*dil*( duslin*brin*lin+dusloul*broul*loul)*DFinh) Dos어inh) ， dose due 10 inha/ation [Sv.y-1) duslin, dusloul, indoor and 。비door dusl levels [kg 따히 br,in and br，ω1， indoor and ouldoor brealhing rales [m3.h-1)

Am is Ihe specific wasle radioactivi\y [Bq.kg-1] Lamda is the radioaclive decay [y-1] (olher mechanisms conlribuling 10 diminishing Ihe

radioaclivi\y could also be incorpα.ated in a 녀nda_eff)

11 is Ihe time befαe eJ<posure slarts [y] (12-11) is Ihe scenario duration [y)

dil is Ihe dilution facl아 [-)

DF얹1 is Ihe exlernal exposure d∞e faclor [Sv.h-1.Bq-1.kg) DFinh is Ihe dosefaclorfor inhalalion [Sv.Bq-1).

? Permanenl I~e of a hαJsehold on Ihe sile 에Ih a kilchen garden (4 people on less Ihan 200 m2) ? Soil conl! conslruction). With regard Ihe extern외 없posure， a shielding faclor of O. 1 for ind∞r acti이lies is inlroduced ? Human behaviour

? Almosphere

breathing rale ind∞r = 0.75 m3.h-1 breathing r외e αJld∞r = 1 m3.h-1 lime spenl ind∞r= 6575 h y-1 lime spenl ouldoor = 2192 h y-1 consumplion of r，∞lveg하ables = 118 kg.y-1 consumplion 아 green vegelables = 31 kg.y-1 inadvertenl consumplion of soil = 3 10-2 kg. y-1

inhalable dusl indoor = 1 10-8 kg.m-3 inh외a비e dusl αJld∞r=21 0-8kg따3.

Derived Conc.=DoseJim*AJu/(D∞eJu*rhod*Vw)

Dos~마mil= Dose limil (Sv yr-1) Ajι=initial aclivi\y ri Ihe wasle in a disposa’ unil (Bq) m여=dry bulk densi\y of the wasle (kg m-3) Vw=volume ri wasle in a dispos외 unil(m3)

- 80 -

표 4-2-6. 폐기물 드럼 낙하사고 해석을 위한 스프레드 쉬트 작성 예

The dose due 10 Ihe residence scenario can be expressed as (in [Sv‘ y-1]) ’

Dose=D∞e(ext) + Dose(inh) + Dose(ing) where:

Assumption

Dose(ext)= Am'exp(-Iamda‘1)'(1-양p( -lamda.(t2-11)) )/(lamda.(t2-t1))‘ dil'(sf"lin+tout)'DFext Dose( ext) , d∞e duetoe:씨emal exposure [Sv.y-1] sl, shielding lactα [-] lin, lime spenl indoor [h.y-1] loul, time spent outdoor [h.y-1)

D∞e(ing)= Am‘뼈(-Iamdaγ(l-exp( -lamda.(t2-11)) )/(lamda'(α-t1))‘dilηF빼etQvegel+Qsoil)I'DFing

D∞e(ing) ， dose due ingeslion [Sv.y-1) TFveget, transler laclor soill vegetabl않 [-] (f，α r∞t and green vegetab’es) Qveget, annual inlake 01 뼈etables [kg.y-1) Qsα1 ， annual soil intake [kg.y-1] 딛쁘트05

Dose(inh)= Am'exp(-Iamda't)‘(1-때(-Iamda'(잉-11)))깨amda.(t2-11 ))‘dil'(dustin‘b끼n'tin+dustoul'brωt'tout)'DFinh)

Dose(inh) , dose due 10 inhalation [Sv. y-1] dustin, dusl뼈， indoorand αJtdoor dusl levels [kg.m-3) br,in and br，띠， ind∞r and ouldoor breathing rates [m3.h-1]

Am is the specific 뼈sle radioacti이ty [Bq.kg-1] Lamda is the radi∞ctive decay [y-1] (other mechanisms conlribuling to diminishing the

radioacli이tycould 혀sobeincorpα허ed in a Lamda..'하n

11 is the time befαe e>φ。sure staπs [y] (12-11) is Ihe scenario duration [y]

dil is the dilution lactor [-]

DFe찌 is thee:쳐emal exposure dose lactor [Sv.h-1.Bq-1.kg] DFinh is Ihe d∞efactα lorinh허ation [Sv.Bq-1].

? Permanent lile of a household on Ihe site with a kilchen garden (4 people on less Ihan 200 m2) ? Soil cont< conslruction). Wi!h regard the 없ern허 exposure, a shielding lactor of 0.1 lor i’1door activities is inlroduced ? Human behaviour

? Atmosphere:

breathing rate indoor = 0.75 m3.h-1 breathing rale ouldαJf= 1 m3.h-1 time spent ind∞r= 6575 h y-1 time spenl ouldoor = 2192 h y-1 consumplion 여 root vegetables = 118 kg.y-1 consumpωn of green vegetables = 31 kg.y-1 inadverlent consumption of soil = 3 1α2 kg. y-1

inhalable dust indoor = 1 10-8 kg.m-3 inhalable dusl outd∞r = 2 10-8 kg.m-3

D매ved Conc.=Dose_lim'AJ띠Dose_iu'rhod"Vw)

D∞e_limil= D∞e limit (Svyr-1) A_iu=initial activity of the wasle in a disposal unit (Bq) rh여=dry bulk d빼sity ot the waste (kg m-3) Vw=voIume of wasle in a dispos혀 unit(m3)

- 81 -

표 4-2-7. 운영중 가스방출 평가을 위한 스프레드 쉬트 작성 예

The dose 10 Ihe wσker and public due 10 inhalalion 01 Ihe gas can be expressed as (in [Sv.y.1]) Dose= C밍r，gas*!oul*br*DFinh wαker

where: Cair,gas is Ihe concenlration of Ihe gas in Ihe air [Bq m-3] loul is Ihe lime spenl in Ihe gas plume by Ihe human [hry.1] br is Ihe breathing rate of the human [m3 h-1] DFinh is the dose laclα lor inhalation [Sv.Bq-1]

Cair,gas=RgasNair Vair=W끼J*h*3.16E7

where W is Ihe widlh 여 Ihe source perpendic비ar 10 Ihe wind direclion [m] u is Ihe mean 께nd speed [m s-1] h is heighl for vertical mixing [m]

Rgas(1α Rn-222)= Lamda*Darea*A*Rhobd*Tau*H1*exp(-h2lH2) [Bq yr-1] 애lere Lamda is Ihe decay conslanl of Rn.222 [y-1)

Darea is Ihe suñace area of the disposal unil [m2) Ais R융226 concenlralion in Ihe wasle [Bq kg-1] Rhobd is the wasle bulk density [kg m-3) Tau is Ihe emanalion laclor, d하ined as Ihe lraclion of the radon alorns produced

which esc뼈e Irom Ihe solid phase 여 the wasle inlo the pα'espaces H1 is Ihe effeclive diffusion r혀axalion lenglh 1α Ihe wasle [m] h2 is the Ihickness of Ihe cover [m) H2 is Ihe effeclive rel없lion lenglh of Ihe ∞ver[m]

Rgas(lor C-14&H-3)=Ar*lgasfTaugas where Ar is Ihe residu러 aclivity (assuming loss by decay only) [Bq)

띠as is Ihe lraclion of Ihe acli이ty associaled wilh Ihe gas [-) T augas is Ihe average limescale of generation of each gas [yr]

Cair，gas=R갱asNair

H-3 C-14 Rn-222 | 1.03E+OO[ 5.27E+OO[ 2.39E+01 [

Denved Conc.=Dose_lim‘'Aju/(D∞e_lu‘rhod*Vw)

DoseJimil= 0∞e limil (Sv yr-1) A_iu=inili허 acti이ty of the wasle in a disposal unil (Bq) rhod=dry bulk density of Ihe wasle (kg m-3) Vw=voIume of wasle in a disposal unil (m3)

- 82 -

3.79E+09 1.50E+01

4 2

9.06E+10 6.60E+01

1500 7.41E+04

1500 0.03

돋듣끓

제 3 절 비교분석

상기 전산코드 중 한국수력원자력(주) 원자력환경기술원에서 보유하고 있는 시스렘코드

인 GENII, PRESTO-EPA-CPG, GWSCREEN, RESRAD, MASCOT, RSAC-5에 대 한 업 력 조

건을 표 4-3-1과 같이 조사l 비교하였다. 표의 l 마크는 해당코드에서 요구되는 입력자료

를 나타낸다. 표에서 알 수 있듯이 시스템코드는 대부분 다중 경로코드(mu1tiple pathway

code)이며 l 대표적인 입력파라미터로서 오염물질의 재고량y 침출 혹은 누출율/ 폐기물 사

양y 포장용기의 형태 및 수명 등이 공통적으로 포함되고 있으며l 지연계수와 처분덮개의

두께 동도 일반적으로 요구되고 있다.

- 83 -

표 4-3-1. 보유코드 입력조건 조사

압력 변수 GWSCR

RESRAD GENII PRESTO RSAC5 MASCOT EEN

Distance along slope (L)

SCS curve number (-)

Quantity of water or ice on surface (L3

)

Meteorologic data

Plant data • Water

Al(M/L j)

Ca(M/L j)

Cl(M/Lj)

Fe(M/Lj)

K(M/L j)

Mg(M/L j)

Mn(M/V)

Na(M/Lj)

P04(M/L j)

Si02(M/L")

S04(M/V) Sr(M/L")

pH

Eh(mV)

Temperature( 'C)

Alkalinity (M/L")

Speciation model

Thermodynamic properties

Sediments

Major phase mineralogy

Minor phase mineralogy

Clay mineralogy

Thermodynamic properties

Waste

Chemical form of waste

Moles of each chem. form

Thermodynamic properties

Groundwater

Unsaturated flow and transport I • l • propertles

Saturated flow and transport properties l l l • Plant and root data l • l • Well location (L) l l l • Depth of unsaturated zone (L) l l l • Aquifer thickness (L) l l l l

Surface Water Distance to river (L) l

River flow data l l

Water usage data l l • Runoff data • l l

- 84 -

입력 변수 GWSCR

RESRAD GENII PRESTO RSAC5 MASCOT EEN

Nuclide Information

Half-life l • Solubility limit(M/L") • l l

Kd for each material(L"/M) l l • • Initial concentration in water (M/L3

) • l l

Dose conv. factors (mrem/pCi) • • l l l • Diffusion coefficient in concrete (L 2/T)

l

Molecular diffusion coefficient (L2/T) Water uptake factor O/T) • l l l

Inventory (M) l • l l l l

Water solubility/lung clearance class l l • Gamma data l l -Concentration in transport or exposure

l l medium (M/L3

)

Transfer factors l l l • Waste FormlSource Info.

Type of container l l

Time to container failure • l

Container dimensions (L) l

Porosity (-) l l

Grout moisture content (-)

Inventory of nuclide (M) • l

Time dependent source loading rate l

(M/L3T) of Cl /T) leach rate

Concrete VauJt Data

Dime밍nsions • Structural properties • Flow

Long. and la t. dispersivity (L) - l

Hydraulic gradient (UL) -Saturated hyd. cond. (L!T) • • l

Soil moisture curves l

Specific storage (1!L)

Sat. flow velocity (L/T) l • Unsa t. flow velocity (L!T) l l

porosity (L "/L ") • • l

Bulk density Cl /L") • Soil moisture content (L "/L ") l • Field capacity (Lγ1") l

Wilting point (L "/1")

Layer thickness (L) l l

Distance to well (L) l - L-l

- 85 -

입력 변수 GWSCR

RESRAD GENII PRESTO RSAC4 MASCOT EEN

Lake data l • Exp osure Exposure times (T) l l l • • Dust loading (M/L') l l l l

Breathing rates (V/T) l l l • Soil mixing with waste l • l • Atmosp'heric

Wind data l • l l

Distance to receptor (L) • • l l

Population data • • l • Dust suspension and deposition data • l l l

Waste Form/Source

Leach constants (l/T) l l

Physical form - l • Sorption coefficient (LγM) l l l l

Depth of cover (L) • • • l l

Waste dimensions (L) l l • • l l

Release fractions l l l l

AgriculturaJ and Consumption Production data for meat and produce

l l • I • Consumption data for meat and

l l produce • l • Water consumption by humans and animals - l l • • Milk consumption (M/T) l l l l I

lrrigation data l l • l

Fish consumption data (M/T) l l • l

- 86 -

제 5 장 국내 처분시설 핵종 처분제한치 설정 방법론

제 1 절 처분 제한치 절정 방법론 접근 절차

천층처분시설의 방사성 폐기물의 정량적 인수기준을 유도하기 위해 많은 접근방법들이

이용되어 왔다. 사용되는 접근방법은 적절하고l 이해하기 쉬워야 하고， 신뢰성이 있어야

한다. 인수기준 유도를 위한 이전의 연구에서는 안전성 평가를 통한 접근이 가장 유용한

것으로 알려져 있다. IAEA의 「천충처분의 안전성 평가에 대한 평가지침 (Safety Guide on

Safety Assessment for Near Surface Disposal)J 에서는 “안전성 평가의 결과는 폐기물의

특정 방사성 핵종의 재고량(inventory)과 농도한도(concentration limit)를 결정하기 위한

중요 수단이 되며 y 천층처분시설을 위한 폐기물 인수 요건을 정할 수 있는 한 가지 방법

이다"라고 기술되어 있다[28]. 따라서 국내 천층처분 시설의 처분제한치 설정을 위한 접

근방법으로서 성능/안전성 평가를 통한 방법을 사용한 방법론의 개발과 이의 적용이 금

년도 연구의 목적이라 할 수 있다.

앞에서 방사성폐기불 천층처분시설에 대한 외국의 정량적인 폐기물 인수기준(WAC)중

핵종의 처분제한치 설정 방법론과 고려된 시나리오 들에 대한 검토를 수행하였다. 검토

결과l 폐기물 천층처분을 시행하고 있는 모든 국가에서 처분제한치 도출시 안전성/성능

평가를 통한 접근 방법을 사용하고 있으며I 해당 국가의 전반적인 접근 방법론은 유사한

체계를 갖추고 있음을 확인할 수 있었다. 또한 안전성/성능평가 절차에 있어서도 대부

분 대동소이하고 실제로 국가간 차이는 전체적인 방법론의 절차보다는 각 단계를 구현하

는 세부사항/ 예를 들면 평가 시나리오의 선정/ 평가 파라미터의 결정 등에서 기언하는

것을 알 수 있었다.

본 장에서는 국내 규제기관에서 설정한 천층처분 안전성평가 방법론 및 절차(예를 들

면， KINS의 방사성폐기물 처분시설 방사선안전요건 개정방향(200이， 방사성폐기물 처분시

설 안전성평가 방법론에 관한 기술적 입장(1999) 등)의 범주안에서 국내 중저준위 천층처

분시설에 대한 정량적인 처분제한치의 설정을 위한 성능평가 방안 및 절차(안)을 도출하

였다[18，29]. 그런데 최근의 FEP(Fep, Event, and Process)의 선정과 이들간의 상호작용으

로부터 체계적으로 시나리오를 유도하는 시나리오 개발방법을 적용할 경우 지하수 이동

과 같은 점진적 진행과정을 갖는 시나리오와 달리 부주의한 인간침입을 고려하는 시나리

오는 near-field와 far-field에서의 FEP간의 상호작용을 무시할 수 있다는 점을 고려하여/

입증된 안전성평가 방법론을 실제로 시행하고 있는 해외의 사례를 통한 적용 시나리오의

선정을 시도하고/ 폐쇄후 및 운영중 예상되는 모든 시나리오에 대해 안전성평가를 수행하

는 모든 나라의 평가 절차에서의 공통적인 단계들을 거치도록 하였다. 또한 예비평가 결

- 87 -

과를 통해 국내 처분 대상폐기물이나 환경조건에 적합한 시나리오의 선별(screening) 작

업단계를 두어 안전성평가에 의한 처분제한치 도출의 포괄성， 일반성 및 정당성을 확보하

고자 하였다. 이러한 관점에서 접근한 국내 천층처분시설의 처분제한치 설정 방법론을 크

게 4단계로 나누어 제시하였으며， 단계별 구성요소는 표 5-1-1에 나타나 었다. 이러한 구

성요소들로 이루어지는 처분제한치 설정 방법론의 절차는 그림 5-1-1과 같다.

표 5-1-1. 도출된 처분제한치 설정 방법론의 단계별 구성요소

단 계

1 단계

(평가개요 설정)

2 단계

(시나리오 도출)

3 단계

(성능평가)

4 단계

(처분제한치 설정)

구성 요소

• 평가 목적 ’ 규제요건 분석 (성능기준/ 방사선 방호기준) ’ 폐기물 특성y 대상 핵종 ’ 처분 시스템 특성 ’ 평가 기간 ’ 시나리오 구성 ’ 시나리오/피폭경로 선정 ’ 모댈/파라미터 설정 ’ 평가도구 선정 ’ 결과 분석(처분제한치 산출) ’ 불확실성/민감도 분석 ’ 최적화 (규제요건 확인， 시나리오 재평가) ’ 처분제한치 결정 (대표핵종y 제도적관리/

침입자 성능기준 결정I 정책)

’ 신뢰도 향상 (사례비교， 전문가 검토)

1단계 - 평가개요(assessment context) 설정

본 단계는 처분제한치 설정을 위한 안전성평가의 첫 과정으로 실제 평가를 위한 전체

적인 평가의 방향이나 기본 개념 또는 개요와 평가항목을 설정하는 단계이다. 이 단계에

서의 주요 구성 요소는 평가 목적의 구체화r 처분과 관련된 성능기준과 방사선방호기준

등 법령 및 규제 요건 분석， 대상 폐기불과 핵종의 분석 및 선정l 처분고를 포함한 처분

시설 또는 시스템의 특성 분석 및 관련 자료의 획득/ 평가 기간을 포함한 평가시의 시간

대 설정 등을 들 수 있다. 이러한 항목/ 요건들을 명확하게 확인함으로써 이후 진행되는

모든 평가 체계 및 단계의 방향 설정에 토대가 되도록 한다. 또 다른 측면으로는 부지환

경l 처분시스댐 및 관련 자료의 획득으로l 이는 규제 요건 분석과 병행하여 진행됨으로써

- 88 -

요건에서 필요로 하는 기초 데이터 및 이어서 수행될 단계에 제공할 입력 자료의 수집을

목적으로 한다.

2단계 - 시나리오 도출 단계

본 단계는 처분시스탬 및 부지 특성에 근거하여 처분제한치 평가에 펼요한 시나리오를

구성하고 선별하며 동시에 적절하고 중요한 피폭경로를 선정하는 단계이다. 이 단계는 크

게 시나리오 구성과 시나리오/피폭경로 선정의 두 가지 구성 요소로 이루어져 있으며y

시나리오를 구성하기 위해 기존 처분시설에서 적용한 시나리오에 대한 검토와 자료 분석

을 통해 예측 가능한 모든 시나리오를 도출해내고， 1단계에서의 처분시설 또는 시스템 특

성 결과를 토대로 시나리오 개발상의 기본 가정하에서 시나리오의 대표성 등을 검토하여

중복된 것을 배제하여 평가기준 처분시설에서의 운영중 및 폐쇄후 피폭 시나리오를 선정

한다. 본 단계에서는 전 단계에서의 부지환경/ 처분시스댐l 관련 입력 자료 획득 요소와의

피드백을 통해 필요한 추가 정보를 보완 및 수정함으로써 좀더 완전한 평가체제의 구축

을 촉진하도록 하며y 또한 마지막 단계에서의 최적화 과정에서 필요한 시나리오 재평가시

에 더욱 구체화된다.

3단계 - 성능펑가 단계

본 단계에서는 처분시설 및 환경을 정량화하고l 적절한 모델링이 이루어지게 된다. 구

축된 개념모델을 수학적으로 해석할 수 있는 전산체계를 수립하는 단계이며， 평가 도구를

마련하여 실제 성능/안전성평가를 수행하는 단계로서l 모렐/파라미터 설정/ 평가도구 선

정y 결과분석y 불확실성/민감도 분석의 네 가지 구성 요소로 이루어져 있다. 처분시스템

및 부지 특성에 근거하여 이를 모사할 수 있는 모텔-개념모텔과 수학적 모델-설정이 이루

어져야 하고l 피폭경로에 따른 파라미터의 설정이 필요하다. 그리고， 이를 통합하여 계산

해 내는 코드 혹은 프로그램의 선정 또는 구현이 이루어진다. 본 단계에서도 전 단계의

부지 l 처분시스댐， 관련 입력 자료 획득 요소와의 피드백을 통해 필요한 추가 정보를 보

완 및 수정함으로써 좀더 완전한 평가체제의 구축을 촉진하도록 한다. 이어서 실제 평가

계산을 수행함으로써 결과-선량이나 위험도-를 도출하고y 이로부터 기준선량에 상당하는

처분제한치를 산출하며y 주요 인자를 확인하는 단계이다. 코드 계산에 의한 결과 분석을

수행함으로써 성능기준을 만족시키는 피폭경로별 핵종농도중 최소값(결정경로 농도) 형식

의 최종 결과를 도출하고， 동시에 불확실성 분석을 통해 도출된 결과의 신뢰성을 입증하

도록 한다. 결과에 영향을 미치는 주요 인자를 규명하기 위해 민감도 분석을 수행하고/

이를 통해 불확실성의 저감/ 평가 결과의 정당화 및 입증I 나아가 처분 시스댐의 최적화

에 이용되도록 한다.

- 89 -

4단계 - 처분제한치 절정 단계

본 단계는 3단계에서 도출된 결과가 규제 기준에서 정하는 요건을 만족하고 있음을 확

인하고l 최적화와 신뢰도 향상을 위한 반복 확인 작업을 수행하는 단계이다. 최적화l 처분

제한치(안)의 결정 및 신뢰도 향상의 세가지 구성 요소로 이루어져 있다. 우선 3단계에서

불확실성까지 고려되어 제시된 각 시나리오별 결과 값을 비교하여 결정경로에 대하여 단

계 2와 단계 3의 과정을 반복하여 처분 안전성평가 절차와 각 단계의 구성요소의 최적화

작업을 수행하게 된다. 이어서 다시 대표 핵종l 제도적 관리기간y 침입자 성능기준l 국가

정책 등의 결정을 통해 처분제한치(안)을 마련한다. 국외 사례결과와의 비교I 별도의 독립

적인 평가 및 전문가 검토를 통해 상기 1-3단계까지의 안전성평가 방법론에 대한 신뢰

도를 향상시킨다.

- 90 -

평가개요 l1몇흡훌를룹훌활-.........................................................................

l

-............. y ..... . | 기존 시니리오

0ECD/NEA

ll힘뭘IIII!훨흩률훌훌l

시u리오 설명서

평가 시나리오 도출 ·운영 중 ·펴|쇄 후 지하수경로

-동굴(Cavern) -천층(Vault) ·인간집입

•••••••• 에""""""""""""""""""""""""""" .. """".tt"""""""""""""""" •• """"""""""""""" .... """"""""""""""""""""""" ." --파 ...... .

수치모델링 |

*‘ 드사용 | 평가 |

+ | 선량(율) 도출

*1 핵종열농도

+ l 불확실성/E

개념모덜/

l3몇톨뿔훨를톨-

입력 파라OIE-1

코 능

사 서。

전

선량(둘

선랑기준

‘총방사능랑

”감도분석

. ~ ................................ ~ ............................................................. . -............ . I 시나리오 피폭경로 재평가 |

J l 처분 제한j

시나리오 피 g l톨뿔월훌훨置휠훌훨~

‘I( 안) 도출

국가 정책， 규정， 기준

-..•.•.•..•.••...•..•.••..•••..•••••.••••.•.•••••. ‘ .••..•••.•.•.•...•••..•••••••••..••••.••••••.•.•••••.

그림 5-1-1. 처분제한치 설정 방법론 절차(안)

- 91 -

제 2 절 절정 방법론 접근 절차 단계별 주요 고려사항

1. 평가개요 설정 단계

처분시설 핵종 처분제한치 설정을 위한 평가를 실시하기 위해서는 우선 평가할 항목

이 결정되어야 한다. 주로 고려되는 평가항목은 다음과 같다.

- 평가 목적

- 규제요건 분석(처분시설 성능기준/ 방사선 방어 기준)

- 폐기물 특성l 대상핵종

- 처분시스댐의 특성

- 평가 기간

1.1 평가 목적

평가의 목적은 안전성/성능 평가를 통하여 현재 계획중인 천층처분시설에서 폐쇄후

방사성 폐기물의 처분에 대한 정량적인 처분제한치를 설정하기 위한 것이다.

1.2 규제요건 분석

가) 성능기준y 방사선 방호기준

처분제한치를 계산하기 위해서는 처분시설에 적용되는 방사선 방호기준을 규정하는

것이 필요하다. IAEA의 「방사성 폐기물의 천층처분을 위한 안전요건(The Safety

Requirement for Near Surface Disposal of Radioactive Waste)J 에서는 폐쇄후의 방사선

방어 기 준을 선 량 기 준(dose criteria)과 위 험 도(hazard) 기 준I 또는 두 가지 가 혼합된 형

태로 정하고 있다. 선량 또는 위험도 기준으로 정의되는 방어 기준은 대부분 각 나라의

규제 기관에 의해 정해진다. 선량 제약치(dose constraints)는 전형적으로 선량한도(dose

limit)의 일부분으로 정의될 수 있다. 예를 들면 국제방사선방호위원회 (ICRP)의 publica­

tion 77에서는 선량제약치를 선량한도의 0.3으로 권고하고 있다[3이.

처분시설에 영향을 미치는 예상하지 못한 사건들로부터 유발되는 피폭의 가능성-매우

낮은 발생 가능성-을 포함하는 상황들도 고려되어야 한다. 그러나 이러한 발생가능성이

낮은 사건들에 의한 선량만을 고려하는 것은 적절하지 않다는 것이 일반적으로 인정되고

있으며/ 그 대신 발생가능한 사건들에 대해 사용된 것과는 다른 선량이나 위험도 한계로

발생가능성이 낮은 사건들의 영향을 나타내는 것이 보다 적절하다.

「방사성 폐기물의 천층처분을 위한 안전요건(The Safety Requirement for Near

Surface Disposal of Radioactive Waste)J 에서는 방사성 선량 또는 위험도는 가장 높은

선량이나 위험도에 노출된 결정집단(critical group)을 참고하여 평가할 것을 권고하고 있

다. 폐쇄후 기간동안에는 미래에 일어날지도 모르는 피폭에 대한 고려가 되어야 하고 따

- 92 -

라서 결정집단은 가상적인 것이며， 폐쇄후 기간동안 처분고에 영향을 줄 수 있는 사건에

대한 분석에 바탕을 두고 가정되어야 한다.

자연 환경에 대한 농도의 비교와 같은 안전성에 대한 추가적인 지표도 사용될 수 있으

며l 이러한 지표는 특히 수 천년 이상의 시간대를 고려할 필요가 있는 평가에서 특히 의

미가 있다

나) 평가 척도

대부분의 안전성 평가에서 인간과 환경에 대한 영향의 척도는 평가계산의 최종 단

계이며. 폐기물 방사능 농도와 총방사능량 제한치를 평가하는 경우에는 시작 단계가 될

것이다.

앞에서 논의된 관점에서 방사성 방어 기준의 범위가 고려되어야 하는 것은 명확하다.

그러나 일반적으로 가상 결정집단(hypothetical critical group)의 구성원들에 대한 연간

개인 유효선량(annual individual effective dose)이 영향에 대한 주요 척도로 사용되고 있

다. 선량은 방사성핵종에 대한 피폭으로 발생할 수 있는 영향의 지표로 인식되어야 하며/

계산된 선량이 미래에 발생될 영향에 대한 예측치로 보아서는 안되는데 특히 긴 시간에

걸쳐 계산된 선량에 대해서는 더욱 그러하다.

국내 관련 법규에서 정한 작업자 및 주민의 피폭선량한도와 중저준위 방사성폐기물 처

분시설의 성능목표를 고려한다. 부지 일반적인 평가(generic assessment)에서는 계산된 선

량과 도출된 처분제한치 사이에는 선형관계가 존재함이 일반적으로 인정되고 있으며/ 선

량 제 약치 (dose constraints)를 적 절한 분율을 이 용하여 정 하고 이 에 따라 제 한치 를 도출

한다.

1.3 폐기물 특성 및 대상 핵종

방사성 폐기물은 발생원(source)에 따라 핵연료 주기 폐기물(nuclear fuel cycle

waste)과 비 핵연료 주기 폐기물(non-nuclear fuel cycle waste) 두 가지로 분류할 수 있

다. 전자는 폐기물의 체적과 그에 관련된 방사능 농도의 의미에서 더욱 중요하다. 이 들

은 표 5-2-1와 같이 세분할 수 있다.

천층처분시설에 처분가능한 대상 폐기물은 이러한 발생원으로부터 발생되며/ 단수명의

핵종 또는 저준위의 장수명 핵종을 포함하는 것이다. 더욱이 천층처분시설에 대한 처분제

한치 설정에서는 고체 또는 고화된 방사성폐기물의 처분장 폐쇄후 장기간 후의 방사선적

영향에 초점을 맞추고 있다. 특히 국내에서는 파라핀 고화처L 압축 잡고체/ 유리화 고화체

등 발생 고화체의 종류가 다양하므로 이에 대한 폐기물 특성이 고려되어야 하며/ 밀봉선

원 폐기물에 대한 천층처분 가능여부도 고려되어야 할 것이다.

이러한 처분에 대한 폐쇄후의 평가가 수행되고， 평가결과에 대한 검토를 통해 고려되는

- 93 -

시간대에 가장 관심대상으로 정의되는 주요 핵종을 결정하는 것이 가능하다. 어떤 특정

처분시설에 대해 관심의 대상이 되는 핵종 목록은 발생원과 폐기물의 성질， 처분시스댐의

특징l 제도적 관리기간 둥과 같은 요인들에 따라 달라지게 된다- 이러한 핵종들의 영향을

평가함에 있어서， 관련된 딸핵종의 성장도 고려되어야 한다. 처분된 핵종의 장기간 후의

방사선적 영향은 하나 또는 그 이상의 딸핵종에 의해서 지배될 수도 있기 때문이다. 일반

적으로 lAEA에서 천층처분시설의 폐쇄후 안전성평가시 고려 핵종은 표 5-2-2와 같다[10].

미국 NRC의 경우 폐기불 분류의 일환으로 이동성이 높은 핵종과 장반감기 핵종에 대

한 입장을 밝히고 있는데， H-3, C-14, Tc-99와 1-129의 4가지 핵종과 알파방출 초우라늄

원소인 Pu-239와 Np-237은 핵종이동의 관점에서 중요하다고 보고 있으며I 또한 비교적

높은 선량환산인자와 중요한 딸핵종을 생성시키는 U-238과 Th-232 같은 핵종이 재고량

(inventory)에 포함될 필요가 있는 것으로 보고 있다[3].

각국의 중저준위폐기물 처분시 안전규제 측면에서의 대상 핵종과 안전성평가시 고려핵

종을 비교하면 표 5-2-2 및 그림 5-2-1와 같다. 처분환경 및 대상 폐기물 범위에 따라 규

제핵종의 차이가 있으며 a 핵종을 개별적으로 규제하는가와 전체로서 규제하는 가에 대

한 차이가 있으나 기본적인 규제핵종은 서로 비슷하다. 표에서 미국l 일본， 프랑스/ 스페

인의 경우 처분형태는 인공방벽 보강의 천층처분을 나타내며/ 독일I 스혜덴의 경우는 보

다 깊은 심도의 동굴처분 방식을 채택하고 있다.

표 5-2-1. 방사성 폐기물의 발생원

Nuclear Fuel Cycle Wastes Non-Nuclear Fuel Cycle Wastes Medical

Reactor operationjpower generation Industrial

Facility decommissioning Research Commercial

표 5-2-2. 천층처분시설의 안전성평가에서 일반적으로 고려되는 핵종

3H 151Sm 14C 226Ra

41Ca 228Ra 55Fe 232Th 59Ni 234U 63Ni 235U 60Co 238U 90Sr 23η애p

93Zr 238Pu 94Nb 239Pu 99Tc 240Pu 1291 241Pu

134Cs 241Am 137Cs

- 94 -

표 5-2-3. 각국의 중저준위 방사성폐기물 처분제한치 규제 핵종 비교

싫몫rt 미국 일본 독일 스페인 프랑스 스웨멘 벨기에

원자로시설

대상폐기물 Class A-C 발생 중저

모든 폐기물 모든 폐기물 원자로시설

모든 폐기물 원자로시설

준위 폐기 발생 폐기불 발생 폐기불

딛~

H-3 H-3 H-3 H-3 H-3 C-14 H-3 C-14 C-14 C-14 C-14 C-14 Ni-59 C-14 Ni-59 Ni-59 Ni-59 Ni-59 Ni-59 Ni-63 Ni-59 Co-60 Co-60 Co-60 Co-60 Co-60 Sr-90 Co-60

규제핵종 Ni-63 Ni-63 Ni-63 Ni-63 Ni-63 Nb-94 Ni-63

(공통) Sr-90 Sr-90 Sr-90 Sr-90 Sr-90 Tc-99 Sr-90 Nb-94 Nb-94 Nb-94 Nb-94 Nb-94 1-129 Nb-94 Tc-99 Tc-99 Tc-99 Tc-99 Tc-99 C5-137 Tc-99 1-129 1-129 1-129 1-129 1-129 1-129 C5-137 C5-137 C5-137 Cs-137 Cs-137 Cs-137

Am-241,243 Cf-249,251,

252,254 Cm-244,245,

Pu-241 전 Q 246,247,248)50 U-234,235,

Cm-242 (Pu-238, Np-237 Pu-238,239, 전 α Pu-238,239, 236,238

규제 a 핵종 Other TRU 239, 240, Pu-239,240, 241 (Pu-239, 240,241 Pu-238,

I (ha!f -life Am-241, 242)44 Am-241 Am-24t Am-241 239,240, Ra-224,226 Cm-244 U-238) Cm-244 Am-242,

>5 years) Cm-242) Ac-227,228 Cm-244 Th-228,229,

230)32 U-2n233,234,

235,236,238

Na-22,A1-26, Cl-36,K-40, Ca-41,Rb-87, Sc-79,Mo-93, C1-36’ Zr-93,Cd-113m, Zr-93, Fe-55,

규제핵종 Mo-93, Ru-106, Cs-135

Pd-107,Ag-108m Pd-107, C5-134, (개별) I Cs-135, Cs-135

1-125,Sn-126, Sm-151 C5-135,Sm-151,

Eu-152,Ho-166m

- 95 -

Radionuclides chosen as the Subject of Regulation and Safety Assessment in other Countries

Nuclides discussed 띤」뽀앤

흩룩응:> : Most import때t

c=::> : Important

〈二~ : Semi-impo빼t

Less-important

Half-Iife

C:::==J : less than 6 months

魔확웰 less than 1 year

c그 ‘ less than 5 years

Note |IAEA 11

E뚫:Jl

단힘그 홉 홉를-홉

|1 FRANCE(la Manche) 11

(67 nuc1ides)

|1 SWEDEN " (20 nuc1 ides)

[괜그

Pu-241

Cd-109

Mo-93 Rh-101 Pb-210

Rh-102 Ra-226

Lu-173 Ac-227

Lu-174 Th-232

Hf-l72 파179 l Ba-133 Pm445 Os-194 Bl·207 Ti-204 I Pm-146 Eu-150 Ra-228

Cs-135 Nb-93m

Pd-107

Cd-l !3m

Sn-126

Sm-151 Eu-152 Eu-154

헌표되|닫표묘

置體醫鷹擊醫던굉〕

그림 5-2-1. 각국에서의 안전성평가시 고려 핵종

1.4 처분 시스댐 특생

처분 시스댐은 처분시설/ 자연방벽/ 생태계의 세 가지 항목으로 나눌 수 있다. 정량적

인 처분제한치를 도출함에 있어서， 도출된 수치가 처분 시스렘의 특징에 따라 변화하는

민감도를 검토하는 것이 유용하다. 처분 시설의 설계 특성， 지하 매질의 구성 및 지하수

면의 위치， 자연방벽과 생태계의 경계 (geosphere-biosphere interface) 위치 등 부지환경

현황l 주민의 농경 활동과 식생활 등 생태계의 특정을 고려되어야 한다.

1.5 평가 기간

천층처분시설에서 방사성 폐기물의 처분을 위해서 폐쇄 후 안전성 평가를 수행할 때/

다음의 두 가지 기간이 중요하다.

- 처분 시설의 폐쇄후의 제도적 관리기간

- 계산에 영향을 미치는 시간간격

제도적 관리기간에 대한 국제적인 컨센서스가 이루어지지 않았기 때문에 100년에서

300년 사이가 적당하다고 보고 있다. 이전의 연구에 의하면 단수명 핵종에 대해서는 제도

적 관리기간이 큰 영향을 미치나， 장수명 핵종에 대해서는 제한된 영향을 미치거나 영향

- 96 -

을 주지 않았다.

평가기간은 각각의 시나리오와 핵종들에 대해 상대적으로 안전한 선량에 도달된다는

것을 입증할 수 있을 때까지 계산이 수행되어야 한다.

2. 시나라오 도출 단계

시나리오는 안전성평가의 결과에 결정적인 영향을 미치는 요소이다. 시나리오는 환경

에 따라서 달라지며 핵종의 누출 · 이동과 피폭이 일어나는 과정에 따라서도 달라진다. 따

라서 처분시설의 지리적I 지질적/ 사회적인 상황이 충분히 반영되어야 하며 여러 나라와

의 비교뿐만 아니라 전문가에 의한 충분한 검토도 이루어져야 한다.

IAEA의 「천층처분시설을 위한 안전성 평가 안전지침」 에서 언급한 것과 같이 r 시나리

오는 환경과 시스템의 특성에 따라 달라지며， 핵종을 누출시키고 인간과 환경으로 이동시

키는 사건이나 과정에 따라 달라진다. 적절한 시나리오 및 그와 관련된 개념모델의 선정

은 매우 중요하고 폐기물 처분 시스렘에 수반되는 분석에 크게 영향을 미친다.

안전성 평가와 관련된 많은 사건들을 규정하는데 있어서 첫 번째 단계는 검토목록을

작성하는 것이다. 이는 적당한 시나리오 목록을 개발하는데 유용하게 쓰이며/ 다음의 내

용이 포함된다.

- 자연적인 과정이나 사건

- 폐기물과 처분시설

-인간활동

폐기불 처분에 관련된 일련의 시나리오를 만들기 위해 몇 가지 기법들이 사용되어 왔

으며/ 대부분의 경우 기법의 적용으로 얻어진 결론들이 매우 유사함을 알 수 있었다.

일련의 시나리오를 정의함에 있어서/ 각 시나리오의 발생 가능성에 따른 분류가 요구된

다. 어떤 사건들은 거의 일어날 가능성이 확실하며I 이러한 경우의 시나리오는 정상시나

리오(normal evolution scenario)로 불린다. 이러한 정상 시나리오 개발에 이용되는 가정

은 현재의 상태를 미래로 반영하고 일정한 시간에 따라 발생 가능한 변화를 반영하는 것

이다. 그리고 시스템의 변화는 주로 고려하지 않는다. 일반적으로 부지외 시나리오는 작

은 농장이 처분시설의 하류부분에 위치할 때는 정상시나리오의 유형이 된다. 이러한 경우

는 상당히 넓은 피폭경로가 발생된다.

일어날 가능성이 거의 없으나 시스템에 상당한 변화를 가져올 수 있는 시나리오는 대

안시나리오(altemative scenario)로 불린다. 일어날 가능성이 확실치 않더라도/ 이러한 사

건들의 대부분은 주로 일반적인 안전성 평가에 관련된 것으로 결정론적인 이론에 바탕을

두고 있다. 특히 일반적인 폐기물 인수 기준을 도출하는 것을 고려하고 있다. 이러한 시

나리오는 처분시설에서의 거주와 처분시설을 통과하는 도로건설 등이 연관된다. 대부분

의 상황들이 거의 일어날 가능성이 없는 것으로 고려되지만I 중요한 방사선적 영향을 미

- 97 -

치게 된다.

일반적으로 부지외 시나리오와 부지내 시나리오가 동일한 안전성평가 과정에서 고려되

지만 이 시나리오들은 각각 독립적이다. 발생하는 한가지 문제점은 부지외 시나리오와 부

지내 시나리오의 가정이 서로 일치하지 않는 것이다. 부지외 시나리오의 가정은 초기 폐

기물의 농도가 최대인 것이고 부지내 시나리오의 가정은 방사성 물질의 감죄에 의한 손

실을 가정함으로써 선원향으로부터 방사성 물질의 감소량은 최소가 된다는 것이다. 실질

적으로 처분시스템이 그대로 유지된다고 가정되는 동안에는 제도적 관리기간이 거의 끝

날 때 부지내 시나리오가 주로 검토된다. 덮개가 완벽하게 설계된 경우에는 강우량이 관

리기간동안에 감소되어 일정해진다고 가정하고l 폐기물의 누출도 제한된다. 방사성 물질

은 지질권을 통하여 이동하는 사실을 기초로 부지외 시나리오가 정해진다. 삼중 수소와

같이 유동성이 매우 큰 핵종을 제외하고는 이러한 방사성 물질의 이동은 관리기간보다

긴 시간이 소요된다.

어떤 시나리오는 혼합된 상황 즉 부분적인 부지내 및 부분적인 부지외 시나리오에 해

당하므로 항상 이러한 불일치성을 고려해야 한다.

본 연구에서는 기존에 사용되고 있는 각국의 시나리오를 바탕으로 적용할 시나리오를

선정하는 방법을 택하였다. 미국r 프랑스y 일본， OECD/NEA, IAEA 등에서 고려하고 있

는 시나리오를 분석한 자료를 바탕으로 국내의 상황에 적합한 시나리오를 도출하였다.

시나리오 개발 시 고려되어야 할 사항은 폐기물과 처분시설/ 처분부지 내에서 발생되는

인간활동 및 자연발생적인 사건 등이다. 이러한 사항들의 여러 가지 상태를 조합하여 발

생 가능한 시나리오를 결정하게 된다.

시나리오 도출 단계와 동시적으로 혹은 한 단계 앞서 기준 처분시설에 대한 개요가 결

정되어야 하며I 시나리오 개발에 대한 기본적인 가정들이 확립되어 있어야 한다. 이러한

처분시설에 대한 전체적인 개요나 가정들이 평가 시나리오를 도출하는데 중요한 요소로

작용한다.

3. 처분제한치 산출을 위한 성능평가 단계

적절하게 선정된 시나리오에 대해 모텔링을 실시하기 위해서는 정량적이고 수치적으

로 표현되어야 한다. 이를 위해 모텔을 설정하게 되는데y 개념 모텔과 수학적 모텔이 필

요하다. 개념 모텔은 물리적y 화학적인 가정들에 대한 가정 및 기술적 근거와 같은 비정

량적인 표현을 수학적인 모텔링이 가능한 상태로 만들어 놓은 것을 말한다. 개념 모텔을

통해 오염물질의 누출과 이동의 매체와 과정/ 오염물질의 수용자가 되는 생물y 인간 피폭

과정 등이 결정된다. 수학적 모텔이란 실질적인 안전성평가를 위해 개념 모델을 시간I 공

간 종속적인 변량에 대한 방정식과 초기조건 및 경계조건을 가진 수학식으로 표현한 것

을 말한다. 모델 선정 시 고려되어야 할 기준은 다음과 같다.

- 98 -

- 사용자가 용인할 수 있는 잘 정립된 접근법의 사용

- 문서화되어야 하고/ 적절한 물리 · 화학적 기본 원리에 근거

- 모사되는 과정의 시 · 공간적인 변화 고려 가능

- 시간에 따른 시설의 변화， 폐기물 재고량y 방사성 붕괴I 딸핵종에 대한 고려 가능한

일반적인 모델이며y 가용한 입력자료 및 부지의 조건에 맞출 수 있는 유연성

- 규제 기관이 제시하는 요건

- 해당 모텔을 구현할 수 있는 코드 확립

이상과 같은 기준에 의해 선정되어 사용되는 모댈의 경우y 다른 그룹의 독립적 평가 모

텔과의 예제 모사 결과 비교r 모댈 변화 및 입력 자료 변화에 따른 민감도 분석r 가능한

경우 자연 유사 비교 등을 통해 해당 모텔에 대해 검증되어야 한다. 선원항 모댈l 지하

수 유동 및 이동 모텔l 지표수 이동 모텔， 대기 중 이동 모델l 먹이사슬 및 선량 계산 모

텔이 필요하다. 선원항 모텔은 시간에 따라 처분시설 외부로 누출되는 핵종의 양을 계산

하는 모델로y 침투수에 의한 공학적 방벽 파손y 고화체 용기의 시간에 따른 파손 증가y 파

손된 면적으로부터 침출에 의한 시설 내 핵종 이동y 주변 매질에 의한 근거리 이동 등과

같은 누출 경로를 평가할 수 있어야 한다.

선원항 모텔은 각 모델이나 처분시스템 특성에 따라 불확실성이 많이 포함되는 부분이

므로， 무엇보다도 많은 관련 자료의 확보가 문제이고 이를 위해 다양하고 독립적인 접근

법의 사용으로 상호 보완해야 한다. 지하수 유동 및 이동 모텔은 보통 정상 조건에서 가

장 중요한 이동 경로로， 유동의 경우에는 Darcy 법칙을y 이동의 경우에는 이류-분산 방정

식을 고려해서 설정해야 한다. 지표수 이동 모텔은 핵종 분포 - 이류/ 확산y 난류 혼합I

침전물과의 상호작용l 방사성 붕괴 등을 포함해야 하고/ 사용 모델로는 주로 구획 모텔과

이류-확산 방정식을 고려해야 한다. 대기 중 이동 모텔은 부주의한 침입자에 의한 건설

및 경작 시나리오에서 중요하게 고려되며r 일반적으로 Gaussian-plume 모델을 사용한다.

먹이사슬 및 선량 계산 모텔에서 먹이사슬 모댈은 주변 매개체의 핵종 농도를 기준으로

인간에게 섭취되는 방사성 농도와 양을 추정할 수 있어야 하고/ 션량 계산을 위해서는

ICRP 모델이나 Reg. Guide 모텔의 사용을 고려해야 한다.

코드 구현 요소의 경우 무엇보다도 시나리오 개발이나 모텔 설정을 거쳐 도출된 결과

를 전산화해서 성능목표와 비교할 수 있는 결과를 제시할 수 있는 체계로 구축하는 것이

필요하다. 구현된 코드의 경우에도/ 모델 설정과 마찬가지로 타 평가 코드와의 예제 모사

결과를 비교하거나 부모델의 상세계산 비교에 의해 전체시스템을 평가함으로써 선정된

코드의 검증 과정이 필요하다.

수학적 모델의 해석을 위한 컴퓨터 코드를 실행시키는데 요구되는 자료들은 처분 시스

템(처분 시설y 지질권r 생태계)， 인간 피폭/ 핵종과 관련이 있다.

국내의 폐기물 처분시설에 대한 성능목표는 전체시스템의 성능기준으로 주어진다. 따라

- 99 -

서 전체 시스렘의 안전성평가를 수행한 후 성능기준과 비교할 수 있는 형태의 결과를 도

출해야 한다. 성능평가의 결과는 Bq . kg-\폐기물 농도) 또는 Bq(처분된 총 폐기물 방사능

량)의 단위의 양으로 나타낸다. 부지내 시나리오에 대한 폐기물 방사능량의 제한치는 총

량보다는 폐기물의 농도(Bq . kg-1)로 나타난다. 이것은 시나리오의 영향이 처분된 총량보

다는 처분시설에의 농도에 따라 달라지기 때문이다. 부지외 시나리오에 대한 방사능량의

제한치는 총방사능량(Bq)으로 나타낸다. 도출된 결과에 대해 신뢰도를 향상시키기 위해

기존 폐기물 처분장의 제한치와 비교하는 것도 필요하다.

이와 같은 안전성 평가에서는 반드시 불확실성이 내포되므로 평가 결과의 신뢰성 및

최적화를 위해 정량적인 안전성 평가에 연관된 몇 가지 불확실성을 간파해서는 안된다.

이러한 불확실성이 결과에서 차이를 보일 수 있기 때문이다. 이러한 불확실성은 다음의

원인으로부터 발생된다.

- 처분 시스렘의 변화에 있어서의 불확실성(시나리오의 불확실성)

- 처분 시스댐의 변화 및 거동을 모사하는데 이용되는 개념 및 수학적 모델의 불확실

성 (예를 들면y 모델이 시스템을 완전히 대표할 수 없고y 모텔 방정식을 풀 때 개략

적인 값을 사용하며y 코드상의 에러 등)

- 모텔링시 입력자료의 불확실성/다변성

해당 불확실성은 불확실성의 확인(불확실한 과정 및 파라미터를 인식하고 형태별로 분

류)-정량화(불확실성 범위를 나타내기 위해 수치 값들을 할당)-전파(성능목표 추정치에 이

르기까지의 과정들을 통한 불확실성 영향을 추적)-저감(불확실성 정량화와 입력자료 및

모텔 개선을 결합시키는 반복 접근법 사용)의 단계를 거쳐 취급되고l 분석되어야 한다.

개념모텔 및 수학적 모델과 그에 관련된 파라미터와 파라미터 값들의 불확실성은 여러

가지 방법으로 접근이 가능하다. 확률론적인 형식(예: 평균값y 신뢰구간)을 산출하는 확률

론적인 컴퓨터 코드의 이용과 다른 개념모텔 및 수학적 모렐과 파라미터 값들을 이용한

결정론적인 코드의 이용이 있다.

민감도 분석은 최종 결과 산출에 가장 중요한 인자가 될 수 있는 모델이나 가정/ 파라

미터들을 평가하는 과정으로/ 효과적인 불확실성 저감과 데이터 수집 및 모델 개선의 우

선 순위를 정하는 기초가 되므로 평가의 부합성 입증 측면에서 고려되어야 한다.

4. 처분제한치 설정 단계

규제요건 확인에서는 3단계에서 도출된 결과가 규제요건에 부합함을 확인하게 된다.

도출 결과가 요건을 만족하지만 시나리오의 재평가 등 반복 평가를 통해 처분 제한치 설

정의 최적화를 꾀하게 되고 신뢰도 향상을 위해 feedback이 이루어질 수 있도록 해야 한

다. 여기서의 최적화는 넓은 의미로 정성적인 판단을 포함하는 폐기물 처분시의 의사결정

을 망라하는 것이다. 따라서 처분제한치의 결정에는 정량적인 평가 결과 이외에도 규제기

- 100 -

준의 설정이나 국가 정책과 같은 요소가 고려된다.

신뢰도 구축과 관련하여 평가코드 계산 결과에 의한 처분제한치 도출에도 불구하고/ 평

가에 내재되어 있는 불확실성을 고려하고l 수행된 성능평가 과정이 충분히 합리적임을 입

증하기 위해서는 별도의 독립적인 보충자료 평가가 요구된다. 이를 위해서 사례 결과 비

교를 통한 코드 검증I 독립적인 전문가 검토I 독립적인 평가， 품질보증 체계 확립 I 투명한

문서화y 자연 유사와의 비교 등이 가능한 한 다양하게 고려되어야 한다. 즉/ 상기 성능평

가 방법론을 통해 처분제한치를 설정하기 위해서는 세 가지 측면을 고려해야 한다. 첫째/

코드 계산 결과의 신뢰성을 확보해야 하고l 둘째I 불확실성 확인 및 저감을 위한 평가가

얼마나 합리적인가 고려되어야 하며y 마지막으로 신뢰도 구축을 위한 다양한 입증 자료가

얼마나 객관적으로 제시되었는가를 종합적으로 검토하는 것이 필요하다.

한편l 이상과 같이 제시된 중저준위 방사성폐기물 천층처분시설의 처분제한치 설정을

위한 성능평가 방법론의 절차 및 주요 고려 사항에 대해서는 관련 전문가의 자문 및 검

토를 통해 필요한 부분을 보완하는 것이 필요하며y 이는 2차년도에 수행될 예정이다. 이

결과로부터 구체적인 평가 방법론이 확립될 수 있을 것이다.

- 101 -

제 6 장 처분제한치 설정을 위한 예비 성능평가

제 1 절 언칸침업 평가

1. 개요 및 전제조건

방사성 폐기물 천층처분시설에 대한 안전성평가의 목적은 미래의 인간을 보호하기 위

한 것이다. 즉y 미래의 처분시설 주위의 주민들뿐만 아니라 발생가능성이 있는 부주의한

침입자까지도 보호하도록 설계되어야 한다. 이러한 목적을 위해서는 적당한 처분제한치

를 설정하는 일이 필요하다. 제한치를 설정하기 위해서 예비안전성평가를 실시하여 미래

의 부주의한 침입자에 대한 영향을 평가하고자 한다.

본 예비 성능평가에서는 처분고(vault) 형태의 처분시설을 고려하고 있으며y 규모는 가

로1 세로 각각 250m, 높이 8m이다. 40만 드럼의 폐기물을 처분하는 것으로 가정하며， 처

분고를 O.5m 두께의 콘크리트가 둘러싸고 있으며 상부에는 덮개가 있다. 덮개의 두께는

6m이나 처분고 폐쇄 후 100년 후에는 2m의 상부토양이 소실되어 4m의 두께가 적용된

다. 처분시설의 운영기간은 30년이며/ 제도적 관리기간은 총 300년으로 처분고 폐쇄 후

100년까지는 적극적 관리기간으로 이후 200년은 수동적 관리기간으로 가정한다.

계산에 이용된 핵종은 총 14개 핵종으로 주로 중 · 저준위 처분장에서 대표적으로 거

론되는 핵종들이며， GENII 컴퓨터 코드를 이용해 평가를 실시하였다.

Asphalt

Concrete ..- 8.0m

0.5m

250 m 4250 m Not to scale

그림 6-1-1. 예비평가 천층처분 시설의 개념도

- 102 -

2. 시냐리오

천층처분시설에서 침입자가 받는 방사능의 영향을 평가하는 일은 적절한 인간침입

시나리오를 결정하는데 있다. 제3장에서 외국의 인간침입 시나리오에 대해 살펴보았다.

예비평가 시나리오는 여러 나라 시나리오 중에서 DOE와 프랑스의 시나리오를 주로 고려

하여 예비평가 처분고 개념에 따라 수정한 것으로， 이는 DOE와 프랑스에서 처분고 형태

의 처분시설을 고려하고 었기 때문이다. 총 6가지의 시나리오를 선정하였는데 대부분의

시나리오의 결정은 DOE의 시나리오를 기본으로 하였고y 도로건설 시나리오의 결정은 프

랑스의 경우를 고려하였다. 각 시나리오에 대한 설명과 그림은 다음과 같다.

2.1 시 추 시 나리 오(drilling scenario)

지하수 개발을 위한 우물 또는 광산을 개발하기 위해 부주의한 침입자가 처분장을

관통하여 시추를 한다는 시나리오이다. 시추를 통해 처분된 폐기물이 지표로 이동되어 지

표의 토양과 섞이게 된다. 피폭경로는 시추작업 동안 오염된 먼지의 호흡과 시추를 통해

지표로 이동된 폐기물에 의한 외부 피폭이 포함된다.

2.2 도로건설 시나라오(road construction scenario)

부주의한 침입자가 처분시설 상부에 도로를 건설한다는 시나리오이다. 이 때 처분 부

지 내의 가장 긴 거리를 가로질러 도로가 건설된다고 가정한다. 이 시나리오는 대규모의

도로건설뿐만 아니라 작은 규모의 수로건설이나 건물건설을 포함한다. 피폭경로는 폐기

물이 입자형태로 대기 중의 부유된 오염된 공기의 호흡을 통한 피폭과 외부피폭이다.

2.3 시 추후 거 주 시 나리 오(post-drilling scenario)

이 시나리오는 시추 시나리오 이후에 발생된다. 시추 작업 후 처분 부지에 건물을 짓

고 거주를 하면서 농작물을 재배한다는 시나리오이다. 농작물은 지표로 이동된 폐기물로

인해 오염된 토양에서 재배된다. 단 이 농장은 가축을 사육할 수 있을 정도로 면적이 넓

지는 않다. 피폭경로는 오염된 먼지의 호홉에 의한 피폭I 지표로 이동된 폐기물에 의한

외부 피폭I 오염된 토양에서 생산된 농작물의 섭취로 인한 피폭이다. 단 농작물에 곡류의

섭취는 포함되지 않는다.

2.4 건설후 거주 시나라오(post-construction scenario)

부지에 건물을 지어서 거주하면서 농작물을 재배한다는 시나리오이다. 건설 후 거주

시나리오는 시추 후 거주 시나리오와 매우 유사하다. 차이점은 지표로 이동되는 폐기물의

양이 더 많다는 것이다. 피폭 경로는 오염된 먼지의 호홉에 의한 피폭y 폐기물에 의한 외

부 피폭I 오염된 토양에서 생산된 농작물의 섭취로 인한 피폭이 포함된다. 단 농작물 섭

- 103 -

취에 곡류는 포함되지 않는 것으로 가정한다.

2.5 거주 및 재배 시나라오(housing & gardening scenario)

이 시나리오는 처분 부지에서 부주의한 침입자가 거주한다는 시나리오이다. 폐기불

내로의 직접적인 침입은 발생하지 않으며I 거주자는 처분 부지에 농장을 만들어 농작물을

재배하게 된다. 처분된 폐기물이 지표 아래 5-10m 깊이에 위치하고 있고/ 폐기물에 뿌

리가 관통되어 있는 식물은 전체의 약 1% 밖에 되지 않는다. 피폭 경로는 곡류를 제외한

오염된 농작물의 섭취에 의한 피폭l 처분된 폐기물과 지표로 이동된 오염물질에 의한 외

부 피폭， 부유에 의해 지표로 이동된 오염된 입자 호홉에 의한 피폭이다.

2.6 농장 시 나리 오(farming scenari이

농장 시나리오는 처분 부지에 부주의한 침입자가 거주한다는 시나리오이다. 이 시나

리오는 거주 및 재배 시나리오와 거의 유사하나， 가축사육을 통한 동물성 식품(육류l 우

유y 달갈)의 섭취가 포함되고 더 많은 시간을 실외에서 보내게 된다는 차이점이 있다. 본

시나리오가 발생하기 위해서 면적은 반드시 20,OOOm' 이상이 되어야 한다. 피폭 경로는

오염된 먼지의 호홉에 의한 피폭， 오염된 토양에 의한 외부 피폭， 오염된 농작물과 동불

성 식품의 섭취에 의한 피폭이다.

- 104 -

표 6-1-1. 각 시 나리 오의 특성

Manual 피폭경로

시나라오 redistribution

facto rC m3/m 2)

외부피폭 호흡 섭취

시추 0.0057 폐기물:1시간

1시간 토양1:40시간

도로건설 0.09 폐기물:90시간

90시간 토양:90시간

야외 :1800시간 정원 :100시간

시추후거주 0.00023 실내 :4380시간 야외 :1700시간 야채및과일: 73kg/yr

shielding factor:0.33 실내 :4380시간

야외 :1800시간 정원 :100시간

건설후거주 0.03 실내 :4380시간 야외 :1700시간 야채및과일: 73kg/yr

shielding factor:0.33 실내 :4380시간

야외 :1800시간 정원 :100시간

거주 및 재배 0.0 실내 :4380시간 야외 :1700-시간 야채및과일 :73kg/yr

차폐 인자:4.5m토양 실내 :4380시간

야채맞과일:73kg/yr 야외 :1800시간

*-^J 0.0 실내:4380시간 야외 :1700시간 독류:47kg/yr

실내 :4380-시간 육류:55kg/yr 차폐인자:4.5m 토양

우유:63kg/y

- 105 -

맑R버g판00 External

Waste

(a) 시추 시나리오

(b) 시추후 거주 시나리오

concret

(c) 도로건설 시나리오

그림 6-1-2. 폐쇄후 기준 시나리오

- 106 -

80

(d) 건설후 거주 시나리오

魔JI I

마 |

| ! l

따

m [

ν

(e) 거주 및 재배 시나리오

uptake external 80il

Waste

(f) 농장 시나리오

그립 6-1-2. 폐쇄후 기준 시나리오(계속)

- 107 -

3. 개념모렐 및 수학적 모델

3.1 개념모렐

개념모렐을 통해 오염물질의 누출(release) 매체와 메커니즘I 오염물질의 이동

(transport) 매체와 메커니즘y 생태계 내의 인간 피폭 메커니즘(인간이 방사성 핵종에 의

해 피폭을 받게 되는 경로)을 결정하게 된다.

이러한 사항들을 포함한 각 시나리오별 개념모델은 다음 그림과 같다.

Extemal Irradiation

Extemal Irradiation

Human

(a) 시추 시나리오

(b) 도로건설 시나리오

그림 6-1-3. 각 시나리오의 개념모델

- 108 -

Ex\ernal IπaCliation

lrrltdiation

Excavation

Suspension

lnhalalion (outd<)or)

(c) 사추후 거주l 건설후 거주 시나리오

%$없댐

(d) 거주 및 재배 시나리오

(e) 농장 시나리오

그림 6-1-3. 각 시나리오의 개념모텔(계속)

- 109 -

3.2 수학적 모텔

수학적 모텔은 정량적으로 접근 가능한 시나리오의 방사선적 결과를 알 수 있게 한다.

수학적 모텔은 선원항 모델링， 지질권 모델링， 선량 계산과 관련되어 있다.

본 예비평가에 사용된 GENII 코드에서 다루고 있는 인간침입과 관련된 피폭경로는 그

럼 6-1-4와 같다.

그림 6-1-4. GENII 코드의 침입자 피폭경로

4. 평가결과

4.1 Base case 평 가결과

6가지의 인간침입시나리오에 대해 부주의한 침입자에 대한 선량 분석을 위해 300년의

제도적 관리기간을 적용해서 예비평가를 수행하였다. 예비평가에 이용된 컴퓨터 코드는

PNL연구소에서 개발한 GENII 코드로， 각 침입자 시나리오에 따라 피폭경로별로 피폭을

계산할 수 있도록 만들어졌다. 입력자료는 주로 DOE와 프랑스의 경우를 기본으로 하여

결정된 값들이다[31]. 단y 농작물 섭취에 해당하는 자료는 2001년 KINS에서 설정한 한국

인의 섭취에 해당되는 자료를 이용한 것이다. 예비평가를 실시한 결과가 표 6-1-2와 그림

6-1-5에 나와 있다. 예비평가는 모든 핵종에 대해 단위 폐기물 농도(lCi . m커를 가정하여

실시되었고l 농도 제한치 계산에 적용된 선량 한도는 1mSv . yr-1이다. 모든 핵종에 대해

서 건설후 거주 시나리오에서 가장 높은 선량을 보이고 있고y 높은 선량을 보이는 주요

핵종은 Nb-94, Tc-99, 1-129임을 알 수 있다.

- 110 -

표 6-1-2. 예비평가 결과(300년)

선량 시추 도로건설

시주후 건설후 거주 및 농장

결정경로 처분제한치

(rem/yr) 거주 거주 재배 시나리오 (C i!m3)

H 3 4.60E-18 6 .40E-14 7.90E-16 7.00E-14 O.OOE+OO O.OOE+OO 1.43E+12

C 14 3 .40E-07 5.30E-05 2.40E-06 2.10E-04 4.70E-19 8 .40E-19 4.76E+02

NI59 1.40E-05 9.30E-04 3 .40E-04 2.90E-02 1.70E-03 2.40E-03 3.45E+00

CO 60 7.00E-18 4.50E-16 4.20E-17 3.60E-15 2.30E-18 3.00E-18 2.78E+13

NI 63 3.50E-09 1.40E-05 8.90E-05 7.70E-03 5.80E-04 8.20E-04 1.30E+01

SR 90 2.60E-08 6.80E-06 2.10E-03 1.90E-01 1.40E-02 1.50E-02 5.26E-01

Y 90 1.40E-06 9.50E-05 1.60E-04 1 .40E-02 9.70E-04 1.10E-03 7.14E+00

NB 94 5.00E-01 3.30E+01 3.00E+00 2.60E+02 2.60E-02 3.20E-02 3.85E-04

TC 99 2.40E-06 3.00E-04 5.00E-01 4 .40E+01 7.20E+00 1.30E+01 건설후 2.27E-03

1 129 2.60E-04 1.90E-02 5.60E-01 4.90E+01 8.10E+00 2.00E+01 거주 2.04E-03

CS 137 1.90E-04 1.30E-02 1.20E-03 1.00E-01 7.90E-05 1.80E-04 1.00E+00

PU 238 9.10E-05 1.30E+00 1.20E-03 1.60E+OO 9.80E-03 1.00E-02 6.25E-02

U 238 3.00E-04 4.10E+00 6.60E-02 5.70E+00 8 .40E-02 8.80E-02 1.75E-02

TH 234 6.70E-03 4.40E-01 4.20E-02 3.60E+OO 4.60E-03 5.10E-03 2.78E-02

PA 234 1.10E-03 7.00E-02 6.60E-03 5.60E-01 5.70E-05 l.OOE-04 1.79E-01

PU 239 1.10E-03 1.50E+01 2.20E-01 1.90E+01 1.20E-01 1.20E-01 5.26E-03

U 235 2.50E-02 5.90E+00 2.20E-01 1.90E+01 8.70E-02 9.10E-02 5.26E-03

TH 231 1.50E-03 9.90E-02 9.20E-03 7.90E-01 4.40E-04 4.60E-04 1.27E-01

3.SJ

• R깅 넓 띠

잃;듀ng기 3.00

.... 2.SJ 〉、

“~ >

잉 2.00 m C/'J 。

"0 1.SJ m

i

。

+一

m 상 빼

P C

口

口 Post-

Drilling

1.00 11 Road

O.SJ 口 Drilling

0.00 H3 C N 00 N ~ Y ~ ~ I æ ~ u m ~ ~ u m

14 te 6J 63 9:) 9:) 명 æ 123 137 짧 짧 234 경4 ;m 235 경1

radionuclides

L •-••••••(•

그림 6-1-5. 예비평가 결과 주요 시나리오 및 핵종

- 111 -

예비평가 결과의 신뢰성을 확인하기 위해서 DOE와 NEA에 의한 처분제한치와 비교

해보았다. 우선 DOE와는 100년의 제도적 관리기간 이후의 션량제한치를 비교하였다. 표

6-1-3을 보면 대부분의 핵종에서 비슷한 결과를 보이고 있음을 알 수 있다. NEA와의 비

교는 제도적 관리기간을 300년으로 가정하여 평가한 결과로 NEA의 농도제한치는 5mS

v · yr-1의 선량한도로 계산된 값을 본 예비평가의 선량한도인 1mSv . yr-1 기준으로 환산 한 것이다. 표 6-1-4를 보면 U-238만이 2승수의 차이를 보이며/ 대부분 1승수 이내의 차이

를 보이고 있다. 이러한 차이의 원인은 처분시설의 차이에서 기인한 것이다. 표 6-1-5는

외국의 여러 나라의 처분제한치와 본 예비평가의 결과를 보여주고 있다. H-3과 Co-60을

제외한 모든 핵종들의 예비평가 결과가 각국의 처분제한치와 큰 차이를 보이지 않고 있

다.

표 6-1-3. 예비평가결과와 DOE의 처분제한치 비교

처분제한치

핵종 선량(rem/yr) 예비평가 DOE (Ci!m3) (Ci/m3) )

H 3 8.20E-09 1.22E+07 1.30E+07

C 14 3.20E-04 3.13E+02 3.10E十 02

NI 59 4.40E-02 2.27E+00 2.20E+00

CO 60 1.30E-03 7.69E+01 8.30E+01

NI 63 4.60E-02 2.17E+00 2.20E+00

SR 90 3.60E+01 2.78E-03 2.60E-03

NB 94 3.90E+02 2.56E-04 2.60E-04

TC 99 6.60E+01 1.52E-03 9.10E-04

129 7.50E+01 1.33E-03 1.10E-03

CS 137 1.50E+01 6.67E-03 6.70E-03

PU 238 1.20E+01 8.33E-03

U 238 8.50E+00 1.18E-02 7.70E-03

PU 239 2.90E+01 3.45E-03 5.60E-03

U 235 2.80E+01 3.57E-03

- 112 -

표 6-1-4. 예비평가결과와 NEA의 처분제한치 비교

처분제한치

핵종 선량(rem/yr) 예비평가 예비평가 NEA

(Cνm3) (Bq/kg) (Bq/kg)

H 3 6.40E-14 l.56E+ 12 3.85E+19

C 14 5.30E-05 l.89E+03 4.65E+10 4.00E+ll

NI 59 9.30E-04 l.08E+02 2.65E+09

CO 60 4.50E-16 2.22E+14 5 .48E+21

NI 63 l.40E-05 7.14E+03 l.76E+ll

SR 90 6.80E-06 l.47E+04 3.63E+ll 6.00E+ 11

NB 94 3.30E+01 3.03E-03 7 .4 7E+04 4.00E+05

TC 99 3.00E-04 3.33E+02 8.22E+09 8.00E+10

1 129 l.90E-02 5.26E+00 l.30E+08 2.00E+07

CS 137 l.30E-02 7.69E+00 l. 90E十08 8.00E+08

PU 238 l.30E+OO 7.69E-02 l.90E+06

U 238 4.10E+00 2.44E-02 6.02E+05 4.00E+07

PU 239 l.50E+01 6.67E-03 l.64E+05 l.00E+06

U 235 5.90E+00 l.69E-02 4.18E+05

표 6-1-5. 예비평가결과와 각국의 처분제한치와 비교

일 본 江랑λ 〈페인 미 국 예비평가 반감기

핵종 (년) 최대농도 최대농도 최대농도 최대농도 최대농도 최대농도 최대농도

(Bq!t) (Bq!t) (Bq!t) (Bq!t) (Ci!m3) (Bq!t) (Ci!m3

)

H-3 1.2E+01 9.07E+11 3.53E+22 1.43E+12

C-14 5.7E+03 3. 70E+ 10 2.00E+11 1.81E+11 1. 97E+11 8.00E+OO 1.17E+l3 4. 76E+02

Co-60 5.3E+OO l.1 IE+l3 5.00E+13 4.54E+13 6.86E+23 2.78E+l3

Ni-59 7.5E+04 3.30E+09 5. 72E+ 10 8.51E+1O 3.45E+OO

Ni-63 1.0E+02 1.11E+l2 1.20E+13 1.09E+13 l.73E+l3 7.00E+02 3.21E+11 l.30E+01

Sr-90 2.9E+01 7.4E+1O 9. lOE+1O 8. 26E+1O 1. 73E+l4 7.00E+03 1.30E+1O 5. 26E-0l

Nb-94 2.0E+04 1.20E+08 1.09E+08 9.50E+06 3.85E-04

Tc-99 2.IE+05 l.OOE+09 9.07E+08 7.43E+1O 3.00E+00 5.60E+07 2. 27E-03

1-129 1.6E+07 4.60E+07 4. 17E+07 1. 97E+09 8.00E-02 5.03E+07 2.04E-03

Cs-137 3.0E+04 1.11E+l2 3.30E+11 3.00E+11 1.13E+l4 4.60E+03 2.47E+1O 1.00E-OO

알파핵종 l.l1E+09 3.70E+09 3.36E+09 3.36E+09 1.00E+02

(nCi!g) 1.30E+08 5. 26E-03

- 113 -

4.2 주요 파라며터의 영향

예비평가에 사용된 시나리오와 파라미터들은 상대적으로 불확실성을 가지고 있다. 이

러한 불확실성을 평가하기 위해서 동일한 시나리오에 대해서 입력자료로 사용된 파라미

터의 변화에 따라 처분제한치가 어떻게 변화하는지를 평가하고자 한다. 제도적 관리 기간

과 기준 선량 제한치의 변화에 따른 처분제한치를 살펴보았고y 그 외에 토양희석인자(soil

di1ution factor), 대기 중 먼지농도l 소비되는 오염된 농작물의 양l 피폭시간의 변화에 처

분제한치가 얼마나 민감하게 변화하는가를 살펴보았다. 100, 200, 300, 500년의 제도적 관

리기간에 따른 처분제한치의 변화를 살펴보았다. 그림 6-1-6는 건설후 거주 시나리오에

대해서 관리 기간에 따른 핵종들의 제한치이다. Sr-90이나 Cs-137과 같은 단반감기 핵종

들은 제도적 관리 기간이 증가하면 제한치가 증가되는 경향을 보이며， 1-129, U-238과 같

은 장반감기 핵종들은 관리 기간의 영향을 거의 받지 않는 것을 알 수 있다. 그림 6-1-7

관리 기간에 따른 처분제한치를 나타낸 것으로 은 특히 단반감기 핵종인 Sr-90의 제도적

관리 기간에 따라 증가하고

11 口 ICP 100yrs

빼 ICP 200yrs

tQ

잉

VJ

Va

뼈 뻐

빠 빠

었다.

nE~5)

-ξ=-Qt。。

radionuclides

그림 6-1-6. 제도적 관리기간에 따른 핵종 처분제한치(건설후 거주 시나리오)

- 114 -

σ3

트 6.ooE뻐 u 윌 4.ooE -1ÐO E

g 2.00E -1ÐO 。

。

g' O.OOE뻐 「

-2.ooE매o ~

-4.ooE윈o L

1∞ 2∞ 300

ICP(years)

• 1 ,­

II~drilling

, II

5∞

11-口-construction

i -å- post --d rilling

~postτons tructior니

--lIE- housing뼈ardeninJ -톨-farming

그림 6-1-7. 제도적 관리 기간에 따른 Sr-90의 처분제한치 변화

기준 선량 제한치에 따른 처분제한치의 변화를 살펴보았다. 표 6-1-6를 보면 기준 선량

제한치와 처분제한치 사이에 선형관계를 보이고 있다. 이러한 이유는 처분제한치가 선량

을 기준 선량 제한치로 나눈 값으로 계산되기 때문이다.

토양희석인자(soil dilution factor) , 대기 중 먼지농도/ 오염된 농작물의 총 소비량， 피폭

시간 동의 주요 파라미터들의 적용범위는 피폭시나리오 개념화를 위해 컴퓨터 코드에 사

용된 여러 파라미터들의 차이를 규명하는 이전의 연구결과를 참고하여 결정하였다[32].

건설후 거주 시나리오에 대해서 적용된 파라미터들의 범위는 표 6-1-7과 같다. 표 6-1-8과

그림 6-1-8에서 알 수 있듯이 최저범위와 최고범위에서의 처분제한치의 차이는 한 차수

정도의 작은 차이를 보이고 있다. 그리고I 농작물 소비량과 피폭시간에 비해 토양희석인

자(soil dilution factor)나 먼지농도의 변화에 의해 영향을 받는 정도가 더 크다.

- 115 -

표 6-1-6. 기준 선량 제한치에 따른 처분제한치 변화

핵종 선량 결정경로 처 분 제 한치 (Ci jm3)

(remjyr) 시나리오 1 mSvjyr기준 5mSvjyr기준 10mSvjyr기준

H-3 7.00E-14 1.43E+12 7.14E+12 1.43E+13

C-14 2.10E-04 4.76E+02 2.38E+03 4.76E+03

Ni-59 2.90E-02 3.45E+OO 1.72E+01 3.45E+01

Co-60 3.60E-15 2.78E+13 1.39E+14 2.78E+14

Ni-63 7.70E-03 1.30E+01 6.49E+01 1.30E+02

Sr-90 1.90E-01 5. 26E-01 2.63E+OO 5.26E+OO

Y-90 1.40E-02 7.14E+OO 3.57E+01 7.14E+01

Nb-94 2.60E+02 3.85E-04 1.92E-03 3.85E-03

Tc-99 4.40E+01 건설 후 거주 2.27E-03 1.14E-02 2.27E-02

1-129 4.90E+01 시나리오 2.04E-03 1.02E-02 2.04E-02

Cs-137 l.OOE-01 l.OOE+OO 5.00E+OO l.OOE+01

Pu-238 1.60E+OO 6.25E-02 3.13E-01 6.25E-01

U-238 5.70E+OO 1. 75E-02 8.77E-02 1. 75E-01

Th-234 3.60E+OO 2.78E-02 1.39E-01 2.78E-01

Pa-234 5.60E-01 1.79E-01 8.93E-01 1.79E+OO

Pu-239 1.90E+01 5.26E-03 2.63E-02 5.26E-02

U-235 1.90E+01 5.26E-03 2.63E-02 5.26E-02

ITh-231 7.90E-01 1.27E-01 6.33E-01 1.27E+OO

표 6-1-7. 건설후 거주 시나리오에 대한 주요 파라미터들의 적용범위

maJor parameter Base case

parameter value

Lower bound Mean Upper bound

Soil dilution factor 2.0E-l 9.9E-2 1.5E-l 2.0E-l

Average dust loading(g/m3) l.OE-4 l.OE-5 6.5E-5 1.2E-4

Total contaminated

vegetables consumed(kg/yr) 7.3E+l 5.5E+ 1 7.6E+ 1 9.7E+l

Exposure time(hr!yr) 3.2E+3 2.5E+3 5.7E+3 8.8E+3 ←」

- 116 -

처분제한치(건설후 거주 시나리오)

l \nu hc” inde lss、contaminated

soil dilution average dust exposure global

loading(g/m3) vegetables base

factor consumed (kg/yr)

time(h) range case

mm. max. mm. max. mm. max. mm. max. lower upper

H-3 l.OlE+12 1.96E+12 7.69E+11 l.OOE+13 1.01E+12 l.OlE+12 l.OlE+12 1.01E+ 12 7.69E+11 1.92E+13 1.01E+ 12

C-14 3.23E+02 6.25E+02 3.13E+02 3.85E+02 3.23E+02 3.23E+02 1.30E+02 3.85E+02 1. 28E+02 9.09E+02 3.23E+02

Ni-59 2.22E+OO 4.55E+OO 2.22E+OO 2.22E+OO 1.23E+OO 1. 85E+OO 1.59E+OO 2.38E+OO 1.01E+OO 4.00E+OO 2.22E+OO

Co-60 1.89E+13 3.85E+13 1.89E+ 13 1.89E+13 1.85E+13 1.89E+13 6.67E+ 12 2.38E+ 13 6.67E+12 4.76E+13 1.89E+ 131

Ni-63 8.33E+OO 1.69E+01 8.33E+OO 8.33E+OO 4.00E+OO 6.67E+OO 8.33E+OO 8.33E+OO 4.00E+OO 1.37E+01 8.33IH~↑

Sr-90 3.45E-01 7.14E-01 3 .45E-01 3.45E-Ol 1.69E-Ol 2.78E-Ol 3.45E-0l 3.45E-01 1.69E-01 5.56E-Ol

Nb-94 2.56E-04 5.26E-04 2.56E-04 2.56E-04 2.56E-04 2.56E-04 9.09E-05 3.33E-04 9.09E-05 6.67E-04 2.56E-04

Tc-99 1.49E-03 3.03E-03 1.49E-03 1.49E-03 7.14E-04 1. 20E-03 1.49E-03 1. 49E-03 7.14E-04 2.4 4E-03 1 ‘ 49E-03

1-129 1.33E-03 2.63E-03 1.33E-03 1.33E-03 6.25E-04 1.06E-03 1.32E-03 1.33E-03 6.25E-04 2.13E-03 1.33E-03

Cs-137 6.67E-01 1.30E+OO 6.G7E-01 6.67E-Ol 6.25E-01 G.G7E-Ol 2.38E-01 8.33E-Ol 2.38E-01 1.64E+OO 6.67E-01

Pu-238 4.17E-02 8.33E-02 3.57E-02 1.85E-01 3.85E-02 4.17E-02 4.17E-02 4.17E-02 3.33E-02 3.85E-Ol 4.17E-02

U-238 1. 16E-02 2.38E-02 1 ‘ 01E-02 4.00E-02 l.OOE-02 1.1 1E-02 1.l 6E-02 1.1 6E-02 8.33E-03 7.14E-02 1.16E-02

Pu-239 3.57E-03 7.14E-03 3.03E-03 1.59E-02 3.23E-03 3.57E-03 3.57E-03 3.57E-03 2.78E-03 3.23E-02 3.57E-03

U-235 3.57E-03 7.14E-03 3.33E-03 4.55E-03 3.33E-03 3 .45E-03 1.61E-03 4.17E-03 1.54E-03 1.1 1E-02 3.57E-03

표 6-1-8 . 파라미터에 따른

| 。 RH~e CH‘el 호 l.OE+14

l.OE+13

l.OE+12

l.OE+ l1

l.OE+4

동 l.OE+3

l.OE+2

조 호

1.0E+1

l.OE+O

(〔E~5)등E」 응。〕

호 호

조 똥 1.0E.1

￡ 1.0E-2

호 훗 ~

1.0E-3

l.OE-4

l.OE-5

1.0E-6

U235 PU238 U238 PU239

6-1-8. 처분제한치의 범위(건설후 거주 시나리오)

- 117 -

SR90 NB94 TC99 1129 CS137 H3 C14 NI59 C060 NI63

그림

제 2 절 운영중 피폭 평가

1. 가스발생 시나라오(Gas release scenario)에 대한 예비평가

1.1 시나라오

방사성가스는 유기물질의 미생물분해r 포장용기의 금속부식y 방사분해I 방사능 붕괴에

의해 발생된다. 가스생성의 특성은 폐기물의 성상l 폐기물이 포함하고 있는 방사성 핵종/

처분용기의 형태， 처분시설내 화학적 환경조건에 따라 달라진다. 방출되는 가스로는

5Kr, 222Rn, H3H, 14C02, CH3H와 그 외 탄화수소를 들 수 있다. 금속의 부식 과 미 생 물

분해에 의해 생성되는 가스에는， 비록 적은 비율을 차지하지만 방사능을 포함한 가스가

존재할 것이다. 이 중에서 가장 중요한 방사성 가스는 3H나 14C로 대치된 가스 즉I H3H,

14C02, 14CH4이다. 일반적으로 CH33H는 많은 양이 생성되지 않을 것으로 예상된다 3H

로 치환된 가스의 생성과정은 삼중수(tritiated water)에 의한 혐기성 금속부식/ 방사화 강

재 (activated steel)의 부식을 들 수 있으며 14C로 대치된 가스의 생성은 폐기물 중 셀룰

로스에 포함된 14C의 분해에 의해서 생성된다. 밀폐된 컨테이너 안에 가스로 처분된 85Kr

은 컨테이너가 부서지면 방출할 것이다 222Rn은 226Ral 238UI 2%π1가 들어있는 폐기물에

딸핵종으로 존재한다. 3H을 포함한 방사성 핵종 중 H3H만이 자연방벽을 통해 생태계로 빠져나가는 화학성분

이다. 반감기가 12.35년으로 짧고， H~는 본래 방사성 독성이 약하기 때문에 인간의 신

진대사에 미치는 영향은 중요하지 않다. 그러나 생태계로 나가서 삼중수가 만들어지면

방사성 독성이 H3H보다 강하다. 폐쇄후 평가에서 H3H는 완전히 삼중수로 전환한다는

가정하에 이루어져야 한다. 더 나아가서 삼중수가 유기물로 전환하는 경우도 발생할 수

있으나 이 경우는 방사선적 영향차원에서 중요하지 않다 14C는 저준위 방사성폐기물에

서 가장 관심이 높은 핵종이며/ 이론적 생성 가스는 14CH4와 14C02이다. 이 핵종은 토양

에서 오래도록 잔류하고(반감기 5，730년) 생태계에서 운동성이 높기 때문에 폐쇄후 방사

선적 안전성평가에서 중요한 물질이다. 、 지하수 경로에서 예상되는 위험성의 주요한 기여

물질이기도 하다

본 예비 평가에서는 정상적인 처분시설 운영상태에서 처분고 내에 적재된 폐기물로부

터 가스가 발생되어 방출되는 시나리오와 폐쇄후에 발생된 가스가 처분덮개를 포함한 인

공방벽을 통과여 외부로 방출되는 시나리오의 두 가지 경우를 고려하였다.

1.2 개념모웰 및 수학적 모텔

가) 정상운영중의 가스 발생 시나리오

a) 개념모델

가스로 방출되는 핵종들은 원래 폐기물 포장물 내에 포함되어 있던 것들이 휘발된

- 118 -

경우 또는 방사성 핵종들이 감쇠를 통해 생성된 경우로 볼 수 았다. 이러한 핵종들의 방

출은 핵종 재고량l 폐기물 포장물의 조밀도l 처분시설의 형태에 따라 달라진다. 작업자 및

주민(대중)에 대한 피폭은 처분시설 중 상대적으로 환기가 되지 않는 부분에서의 가스축

적 정도와 방출 정도에 따라 결정된다. 작업자는 처분고 내부와 외부에서 피폭을 받으며，

바람이 불어 가는 쪽과 처분시설의 환기시설 주변의 주민들은 특히 높은 선량을 받을 것

이다. 여기서는 그림 6-2-1과 같은 개념모델을 구성하고I 개략적인 계산목적으로 폐기물내

의 휘발정도나 생물학적 분해정도 및 대기압의 변동에 의한 폐기물 패키지로부터의 가스

방출 촉진을 무시하였다.

| W離 |

~마alation I

HUMAN (worker & public)

그림 6-2-1. 정상운영중의 가스 발생 시나리오 개념모텔

b) 수학적 모댈

@ 선원항 모델링

3HI 14C에 대 한 가스 발생 률(Bq . i1)은 다음과 같다.

여 기서 Ar: 누적 방사능[Bq]

R gas= Ar. f gas

r gas

- 119 -

f gas: 가스내 해당핵종의 방사능 분율[ -]

r gas: 각 가스발생의 평균시간[Y]

222Rn에 대한 가스 발생률은 다음과 같다.

R gas = À" D areaA "

여기서 ,,1: 깅껑2Rn벼의 붕괴상수[i1

D 없e광a라: 단위 처 분고의 표면적 [m2]

- h 2

Pbd"r" H 1 " e H2

A: 폐 기 물 내 226Ra의 농도[Bq" kg-1]

Pbd: 폐기물의 단위중량[kg " m-3

r: 발생된 라돈원자가 폐기물 내 공극 중으로 빠져 나오는 분율 [-]

H 1: 폐 기 물의 유효확산이 완 길 이 (effective diffusion relaxation

length)[m]

h 2: 덮개 두께 [m]

Hz: 덮 개 의 유효 이 완 길 이 (effective relaxation length)[m]

핵종별 가스 농도는

C air ,gas = R gasl V air

여기서 R gas: 가스 내 핵종의 발생률[댄Bq . yJ

V ai빠삶Jr꾀r넌: 연간 방출되는 방사능이 희석되는 가스의 체적 [m3 · yJ

@ 선량 계산

호흡을 통한 작업자 및 일반 주민에 대한 선량은 다음과 같다.

Dose inh = C air , gas " t out " b r" DF inh

여기서 C a때k’ g웰a잃s" 공기 중 가스의 농도[Bq " m-3

t ou빠u따t" 가스 내에 머무르는 시간[h " Yγ-1

b r“: 호흡률[m3

" h-1

DFi때마: 호홉에 대 한 선 량 factor[Sv " Bq-1]

나) 폐쇄후의 가스 발생 시나리오

a) 개념모텔

- 120 -

3H, 14C과 같은 휘발성 방사성 핵종은 확산이나 이류에 의해서 처분 시설 표면 근

처에서 대기 중으로 누출될 수 있다. 확산으로 인해 가스상태의 방사성 핵종이 위 아래

로 이동되는 반면I 이류에 의한 가스 이동은 지표면을 향해 상승하여 대기로 들어간다.

이류에 의한 이동이나 대기 펌핑(barometric pumping)은 대기압 변화에 따른 가스 압력

구배에 의해 유발된다. 대기압이 낮아지면 토양에서 나온 가스를 대기로 유도하는 상승

구배가 되고 대기압이 높아지면 그 반대현상이 일어나지만1 최종적으로는 상승하여 대기

로 누출되게 된다. 이들 가스이동에 대한 상세 해석에는 가스이동 메커니즘뿐 아니라 폐

기물 형태l 포장용기의 상태l 가스발생 메커니즘 및 처분 환경에서의 지구화학(즉， 방사성

핵종의 기상과 액상으로의 분배)을 고려해야 한다. 중 · 저준위 폐기불 처분시설에서는

방사성가스의 누출로 인한 영향은 크지 않으므로 일반적으로 최종 처분덮개를 통한 가스

누출은 확산에 의해 지배되는 것으로 보아 이류에 의한 이동을 무시하고 있다.

천층처분시설의 경우 제도적 관리기간 중 드럼의 부식이나 미생물 분해에 의해 발생한

가스는 누출되어 처분고 상부의 폐쇄 덮개를 지나 대기로 분산될 것으로 예상되며/ 본 연

구에서도 발생된 가스가 지상으로 확산 이동하는 것을 가정한 경우의 방사선적 영향을

평가하였다.

Gas

Disposal cover

Atmosphere (gas)

HUκ1Al'、J

(public)

그림 6-2-2. 폐쇄후의 가스 발생 시나리오 개념모델

- 121 -

b) 수학적 모델

발생된 가스는 처분고 하부를 지나 14 m의 주변 토양층에서의 일차원적 확산을 통

해 대기로 이동된다고 가정하였다. 고려 대상 가스로는 잡고체 폐기불 처분고로부터의

H3H, 14C0 2 및 14CH4로서 최대 발생율로 발생한다고 가정하였다. 발생한 모든 가스가 상

부로 이동하는 것으로 가정하였으며y 계산 모델은 그림 6-2-3과 같다. 가스상태의 방사성

핵종은 공극내의 농도구배에 따라 움직인다. 경계조건으로는 농도구배와 유속이 최대가

되게하는 보수적인 가정으로서 상부 토양과 대기 경계면에서의 가스 농도를 영으로 놓았

으며y 폐기물 처분고와 토양 경계면에서의 농도는 처분고 공극내 가스 농도와 같다고 가

정하였다. 가스상태의 방사성 핵종은 곧바로 공극내로 방출되고 단지 방사성 붕괴에 의

해서만 감쇄한다고 가정하였다. 핵종의 붕괴를 고려한 일차원 확산 방정식과 경계조건

및 초기조건은 다음과 같이 쓸 수 있다.

a CJ!C z. t) ò 2CJ!C Z. t) De 7 -ACg{z，에 òt ~e òZ ι

Cg(O , t) = C.화 O ， O)e- At

Cg( x , t) = 0

Cg( x ,O) = 0

여기서 Cg: 공극내에 있는 방사성 핵종의 가스 농도( Ci/ m 3)

De 다공성 매질내에 있는 방사성 핵종의 유효 가스확산계수(m'/yr)

À 방사성 핵종의 붕괴 상수 (ljyr)

C화0 ， 0) 처분고 공극내에 있는 방사성 핵종의 초기 가스농도이며 I 최대 발생시의

처분고내 농도로 보수적으로 설정 ( Ci/ ’n 3)

Cg( x , t) : 토양-대기 경계면에서의 토양공극중 가스 농도 ( Ci/ m 3)

t 폐쇄후 경과시간 (yr)

상기 지배방정식과 경계조건은 다양한 수치해석법을 적용하여 풀 수 있으며/ 본 연구에

서는 1차원 선요소를 사용한 Galerkin 유한요소법을 적용하여 이산화하였다. 최종 행렬식

은 다음과 같이 나타낼 수 있다.

[K]{ C} + [L]{ t} = {J}

여기서 [K]， [C]는 계수 행렬r

{J}는 경계조건을 나타내는 벡터

상기 식의 수치 해는 후퇴차분(backward difference)에 의한 시간 이산화와 Gauss 소거

법을 사용하여 구하였다.

- 122 -

~κ

험

그림 6-2-3.

1.3 예비 평가결과

났% ~ 다충덮개(토양층)

)1쐐

발생기처|

가스 이동평가 개념

다공성 콘크리트충

저투수성 콘크리트

가) 정상운영중의 가스발생에 의한 피폭선량 및 농도제한치 계산

상기 수학적 모댈에서 나타낸 가스발생 선원항과 선량계산식을 이용하여 MS-Excel

을 사용하여 스프레드 쉬트를 작성하였다. 여기서 계산에 사용된 각 파라미터의 입력값은

IAEA의 자료를 사용하였으며y 다음 표 6-2-1과 같다[33]. 표 6-2-2에는 상기 업력자료와

계산 모텔을 적용한 경우의 피폭선량과 핵종별 제한치를 나타내었다. 핵종별 처분제한치

를 구하기 위해 작업자와 일반 주민에 대한 선량제약치는 각각 20 mSvjyr와 1 rnSvjyr

를 적용하였다.

- 123 -

표 6-2-1. 방사성가스의 흡입으로 인한 선량 계산에 사용된 입력 파라미터

파라미터 단위 적용값

누적 방사능 Bq 1E+13

가A내 해당 핵종의 방사능 분율 H-3: 0.039 C-14: 0.2

가스발생의 평균기간 yr 50

폐기물의 단위중량 kg. m- .5 1 ,500

폐기물의 유효확산이완 길이 m 0.5

덮개 두께 m 0.3

덮개의 유효이완 길이 m 0.5

연간 방출되는 방사능이 희석되는 가스의 체적 .j __ -1 m . y 3.79E+9

인간이 가스 plume 내에 머무 E 는 시간 h . v- 1 'Y 작일반업지인 1760 : 4383

호흡률 m.5 • h- 1 작일반업자인:: 1 1 .. O2

호흡에 대 한 선 량 factor Sv . Bq-l H-3: l.8E-13 C-14: 6.2E-12

.5H의 붕괴상수 yr- 1 5.59E-2

14C의 붕괴상수 yr -1 l.21E-4

표 6-2-2. 운영중 방사성가스의 흡입으로 인한 피폭선량 및 핵종 농도제한치

피폭선량 CSv/yr) 농도 제한치 (Bq/kg) 핵종

작업자 일반주민 작업자 일반주민

H-3 4.69E-09 6.09E-ll l.33E+ 12 5.14E+12

C-14 8.29E-07 l.07E-08 7.54E+09 2.91E+ 10

나) 폐쇄후 가스발생에 의한 피폭선량 및 농도제한치 계산

처분고 내 폐기물 공극 중의 초기농도는 방사성 가스의 최대발생율을 가정하여 계

산하였다 14C의 경우 공극 내 가스 농도는 다음과 같이 주어진다.

C w(O) Cg(O , 0) 도칸파

여기서 Cω(0 ， 0): 폐쇄시 처분고 내 방사능 핵종의 농도 ( Czï m 3)

6 ψ : 체 적 함수율(volumetric water content) (m3/m

3)

ê 공극률 (-)

- 124 -

3H 공극가스의 농도의 경우는 공극수 내의 3H의 비방사능(specific activity) 이 처분고내

공극 중의 증기 (vapor)의 비방사능과 같다고 가정하였다. 처분고 내의 공극 중 가스 농도

는 다음과 같다.

1 Cω 1(0) PVMW C g ,H3 (0 , 0) 10 J - ;,]

f) wRT P H ,O

여 기서 10 3 : 단위 변환 상수(=lE+3 Q j m');

Pv 물의 증기압(=1.2E-2 atm)

MW: 물 분자량 (=18 gjmole)

R: 가스 상수 (=0.082 Q atmjmole K)

T: 절대온도 (=283 K)

P H20 물의 밀도 (=lE+6 gj m')

방사성 가스 핵종에 대한 공기 중 확산 계수는 표 6-2-3에 나타낸 바와 같다. 공기중

확산계수는 다공성 매질에서 사용할 수 있는 유효 확산계수(effective diffusion

coefficient)로 전환되어야 한다. 유효 확산계수는 다공성 매질 내에서의 가스 확산에 이

용되는 이동 경로(path length)의 증가된 단면적의 감소 효과를 고려한 것이다.

다공매질 내 가스의 유효 확산계수를 나타내는 식은 여러 연구자에 의해 발표되어 왔

으며/ 여기서는 Fluhler가 제안한 다음과 같은 식을 사용하였다

De Da f)a ra(월 ) 3 잉

여기서 De: 유효 확산계수

Da: 공기 중 확산계수

f) a: 공기함유율

ê: 고그율 。「브

r a: 굴곡도 (=0.66)

표 6-2-3. 방사성 폐기물에 의해 생성된 휘발성 핵종의 공기 중 확산 계수

방사성 가스 핵종

H-3

C-14

공기중 확산계수

2 .4E-5 (m'/s)

1.4E-5 (m'/s)

계산 입력자료로서 표 6-2-3의 모르타르로 충전한 잡고체 폐기물 처분고에서의 방사성

가스 발생율을 포함하여 표 6-2-5의 값을 적용하였다.

- 125 -

본 연구에서는 주요 방사성 가스인 3H과 14C에 대하여 잡고체 드럼을 대상으로

GAMMON을 사용하여 발생량(율)을 계산하였으며l 그 결과를 표 6-2-4에 나타내었다[34].

표 6-2-4. 잡고체 폐기물 드럼으로부터의 방사성 가스 발생율

발생 가A 최대 발생율

최대발생시기 (yr) (Bqm -3 yr-1)

H -óH 8.6610E+2 1.0E-1

14CH4 2.7782E+4 2.5119E+2

14C02 1.0038E+5 1.9953E+ 1

표 6-2-5. 방사성가스의 흡입으로 인한 연간 개인 유효션량 계산에 사용된 입력 파라미터

파라미터 적용값

토양층의 포화 체적함수율 0.4 7 (-)

토양층의 잔류 체적함수율 0.1 (-)

폐기물층의 포화 체적함수율 0.12 (-)

공기중 단위농도에 대한 유효선량율 H-3: 2.27E-7 (Sv/yr per Bq/m Ó

)

C-14: 5.38E-8 (Sv/yr per Bq/m3)

붕괴상수 (H-3) 5.59E-2 C1 /yr)

붕괴상수 (C-14) 1.21E-4 C1/yr)

표 6-2-6. 폐쇄후 방사성가스의 흡입으로 인한 피폭선량 및 핵종 농도제한치

핵종 피폭선량 (Sv/yr) 농도 제 한치 (Bq/kg)

H-3 6.09E-11 2.04E+ 1 7

C-14 1.07E-08 2.25E+ll

표 6-2-6에는 상기 입력자료와 계산 모델을 적용한 경우의 피폭선량과 핵종별 제한

치를 나타내었다. 핵종별 처분제한치를 구하기 위해 일반 주민에 대한 선량제약치는 1

rnSvjyr를 적용하였다.

- 126 -

2. 낙하사고 시나라오에 대한 예비 평가

2.1 평가 시나리오

처분시설을 운영하면서 발생할 수 있는 외부 방사선피폭의 대부분은 방사성폐기물이

발생지를 떠나 처분시설에 도착하여 하역하고 처분고에 정치하는 과정에서 발생할 것으

로 예상된다. 공학적 인공방벽으로 보강된 천층처분시설에서 처분고 내의 폐기물의 정치

는 크레인 운전원에 의하여 원격조작으로 이루어지게 된다. 처분시설의 운영중 발생할 수

있는 사고로서 방사성폐기물의 처분고 내 정치를 위한 크레인의 운전시 운전원의 방심이

나， 예기치 못한 기계의 고장 등으로 정치작업 중 폐기물 패키지가 낙하하여 내용물이 방

출되는 낙하 사고가 가능하며 주로 외부피폭의 주요한 요인이 된다. 그림 6-2-4에는 운영

중 정치작업 중 낙하사고 시나리오에 대한 개략도를 묘사하여 나타내었다. 처분작업 시

일반적으로 한번에 하나의 폐기물 패키지가 취급되며 I 작업자 피폭은 주로 크레인 운전원

이 받는 직접피폭이며l 일반적으로 처분고가 개방된 상태에서 작업이 수행되므로 흡입에

의한 피폭은 낮을 것으로 판단되고 시설 근처 일반인에 대한 피폭도 처분고 자체의 차폐

벽면에 의해 낮을 것으로 예상된다. 따라서 본 예비평가에서는 크레인 운전원이 작업수행

중 사고장소를 떠나는 시간동안의 피폭 즉I 크레인 운전실(cab)， 출구 사다리(ladder) 및

작업로(walkaway)에서의 직접피폭에 대해서만 고려하였다. 폐기물 패키지는 낙하하여 완

전히 파괴되고 직접피폭 계산을 위해 1 m2의 면적에 분산되는 것으로 가정하였다[33]. 운

영중의 낙하사고에 관련된 시나리오 중 작업자의 피폭과 관련된 사항을 표 6-2-7에 요약

하여 나타내었다.

표 6-2-7. 운영중의 낙하사고시 작업자의 피폭과 관련된 사항

λ 나 ~리~오~ 크 운 ~려전~원 인-----워지 크레인 운전실내 출구 사다리 위 작업로 내

운전원과

방출내용물(폐기물)과의 7m 10 m 10 m 평균거리

평균 피폭시간 60 초 30 초 30 초

낙하물의 방사능 각 핵종별 1 Ci 각 핵종별 1 Ci 각 핵종별 1 Ci I

- 127 -

\ \ 、 ladder

packages

truck

Extemal Exposure & Inhalation

훌훌 j활 public

그림 6-2-4. 처분용기 정치중 낙하사고 시나리오 개략도

2.2 개념모탤 및 수학적 모텔

가) 개념 모텔

앞에서 설정된 시나리오를 바탕으로 폐기물의 정치작업 후 처분고 위의 운반물 낙

하사고에 의해 크레인 운전원이 받는 피폭선량을 평가하였다. 피폭계산 평가를 위한 개념

모텔은 그림 6-2-5와 같다. 작업자가 받는 감마선 피폭은 크레인 운전자가 피폭위치(운전

실 내부， 출구사다리 위l 작업로 위)에 따라 그림 6-2-6에 나타낸 바와 같이 모댈링하였으

며l 방사선원 각 부분을 작게 분할하고 이들로부터 차폐체를 거쳐 피폭위치까지의 거리를

Line-of-Sight의 개념으로 보아 각각의 결과를 적분하는 점선원법 (point-kemel method)의

MICROSHIELD-5.03a를 사용하여 계 산하였다.

was

HUMAN

밍딱텔

그림 6-2-5. 낙하사고 예비평가를 위한 개념모텔

- 128 -

낸 수학적 모델

él) 선훤향 ..2.탤링

폐지물에 의해 피폭 H바lμ~ -

7가샘}냉정된빽따 션원애서 J짧렛 껍證렐렐F 멸밝웹?끼l 때문애 폐빽?꺼갤l낼불

cþ "，=，:늑관휴뭘二그b "L:l5 떨어뻔전 À/~ 는 정씬원φ

oin

강감몫ó] 다

l 녀에서의 phof t sourcej으흥

。l 때 b:::느 (r/x) . τ1

Ion HIleI1ce rate는

여71서 “0-→Jμd j

靈탤議4議$f사-J

S: l:!.J.λl ”

; ralelPhoton · R‘')

B AU T강 선원@hoton QL cm7

bUi1d_ l1 n L -~'( • S -J

。l 방정석~ _Jz:‘y ractor[_J

탁 놓71 우} 해 bUi1d_ll

up factor흔 ?’

역껴서 α1과 α2느 헐b) 늑Æe 、αlb

十 (lrAtylor관?식에 적용시켰다

」 승 T혹서 광À}-에너지여l 따렉 $ -α 「」확한다.

Ener앓T f1Uf'n"，、

。l 며/ 총 ex1PT-4lLr rate φ(MeV/ CJn2 j 샤r없U뼈ce 떠뼈쓴 쐐픽맞)

는 각 광쐐 f1u앤ce r:H

ø tOtal 족er양 했c 펀te와 애너Ãl흡 고-

f1u해L언 i 한a삶의 종합이다

‘ t::I1ergy ì

P P

셔

C I ’ ι

。• 」산

계

、‘ l /

L m / / 떠

m 라。

선

-<

-「

홉

} ‘、。겨

놓

랴

부

로

과

결

산

계

e 하

r Q

」c n e u R

u n o 야

ι ” P

지

상

- 129 _

Publication 51의 Table 11을 사용하여 결정한다.

b) 선량계산

폐기물 낙하사고에 의한 직접피폭으로 크레인 작업자가 받은 선량은 다음과 같다.

Dose iπ ， op Dose irr , cab + Dose irr , ladder + Dose irr , walkway

또는 다음과 같이 나타낼 수도 었다.

Dose irr , op = D Dose irr , cab • t cab + D Dose irr , ladder. t ladder

+ D Dose irr, walkway. t walkway

여 기 서 DDose i따π’ c때a매b: 운 전 실 에 서 의 유효 선 량률(effective dose equ띠ivalen따t r떠ate리)，μ，[댐Sv. h-1

DDose irrπ떠T ，’， lad뼈de라r넌: 사다리 에 서 의 유효 선 량률[뀐Sv . h-1

DDose i따rr ， wa허lkway뇌: 작업로에서의 유효 선량률[뀐Sv. h-1

t c때a때b: 덮개에서의 피폭시간[h]

t ladder: 사다리에서의 피폭시간[h]

t walkway: 통로에서의 피폭시간[h]

2.3 예비 평가결과

앞에서 설정한 시나리오와 방사선원 및 계산모텔들을 이용한 피폭선량의 계산결과와

이를 이용한 핵종별 농도제한치는 표 6-2-8에 나타내었다. 포장물의 낙하사고 시 크레인

운전원이 받게되는 피폭선량을 년간 최대 피폭선량한도인 20 mSvjyr를 기준으로 하여

폐기물 패키지내 방사성 핵종의 농도로 환산하였다. 상세계산을 위해서는 사고 시 누출된

방사성물질의 물리화학적 형태에 따라서 방사성물질의 누출 시나리오에 따라 호홉에 의

한 내부피폭선량도 고려하여야 할 것이나 외부피폭선량에 비해 무시할 정도이고/ 상기 언

급한 표면 방사선량 값과 크레인 운전원까지의 피폭거리 등에서의 보수성을 고려하면 타

당한 것으로 판단된다. 한편y 본 예비평가에 의한 농도제한치와는 별도로 폐기물 패키지

내의 방사능은 포장물의 표면에서의 방사선량율 제한치 (예를 들면y 처분시설에서 작업자

의 피폭 등을 고려하여 설정된 단위 포장용기 표면에서의 최대 허용방사선피폭선량인 10

mSvjhr)이하가 되도록 포장물내 방사성 핵종의 제한농도로 나타나는 표면 방사선량율

을 재계산하여 표면에서의 방사선량은 10 mSvjhr에 미치지 못하는 값을 나타내는 가를

확인하는 것이 필요할 것이다.

- 130 -

표 6-2-8. 처분시설 운영 중 낙하사고에 대한 외부피폭선량 계산 결과 및 핵종별

농도제한치

평가계산 결과

핵종 DDOSEcab DDOSElad DDOSEwall‘ Total Dose Derived. Con'c.

(Sv/hr) (Sv/hr) (Sv/hr) (Sv) (Bq/kg-1)

H-3 O.OOE+OO O.oOE+OO O.OOE+OO O.OE+OO >l.OE+20 C-14 O.OOE+어 O.OOE+OO O.OOE+OO O.OE+OO >l.OE+20

Na-22 9.49E-05 4.l4E-05 4.l4E-05 2.3E-06 4.2E+ll Co-60 1.12E-04 5.00E-05 5.00E-05 2.7E-06 3.5E+ll Ni-59 O.OOE+OO O.OOE+OO O.OOE+OO O.OE+OO > l.OE+20 Ni-63 O.OOE+OO O.OOE+OO O.OOE+OO O.OE+OO >l.OE+20 Sr-90 O.OOE+OO O.OOE+OO O.OOE+OO O.OE+OO > l.OE+20 Nb-94 6.93E-05 2.99E-05 2.99E-05 1.7E-06 5.7E+ll Tc-99 2.39E-12 8.71E-13 8.71E-13 5.4E-14 1.7E+19 1-129 4.17E-14 1.15E-14 1.15E-14 8.9E-16 >l.OE+20

Cs-134 2.88E-05 2.88E-05 2.88E-05 1.6E-06 5.9E+ll Cs-137 l.03E-05 l.03E-05 l.03E-05 5.8E-07 1.7E+12 U-235 3.37E-06 1.31E-06 1.31E-06 7.8E-08 1.2E+13 U-238 4.22E-ll l.44E-ll l.44E-ll 9.4E-13 l.OE+18 Pu-238 1.91E-12 6.20E-13 6.20E-13 4.2E-14 2.3E+19 Pu-239 5.68E-1O 2.13E-IO 2.l3E-1O 1.3E-ll 7.3E+16

,

- 131 -

제 3 절 지하수 유동경로 평가

1. 개요 및 전제조건

폐기물 수용기준을 찾기 위해 예비안전성평가를 실시하여 지하수경로를 따라 이동한

방사성 핵종이 인간에 미치는 영향을 평가하였다.

예비평가에서는 지하에 굴착된 인공시설인 처분고 형태의 처분시설을 고려하였으며1 규

모는 가로/ 세로 높이가 각각 15m, 100m, 6m인 처분고가 모두 10개로 설계되어있다. 드

럼 내에 콘크리트 혼합물로 채워진 동일한 종류의 폐기물이 뒷채움재와 함께 처분고에

처분하는 것으로 가정하며l 처분고를 0.3m 두께의 콘크리트가 둘러싸고 있으며 상부에는

3m의 점토층이 포함된 덮개로 구성되어있다. 인공방벽을 포함한 처분고는 처분된 후 점

차 열화되어 500년이 지나면 완전 열화되는 것으로 가정한다. 자연방벽을 지나 우물을 통

해 인간에게 전달되는 지하수 이동경로에 대한 예비평가를 하였다.

평가에 이용된 핵종은 모두 27종이고 이 중에는 딸핵종의 영향이 더욱 중요한

하는 핵종들도 있으며 MASCOT 코드를 이용하여 평가를 실시하였다.

천층처분에 대한 처분고 처분시설의 개념도는 그림 6-3-1에 제시되어 있다.

Waste in concrçte matrix within

drums

Backfil

-. ---，-.--~-← - • ~. ~- .. : •. ’ F 、‘;; ..... • ←、 ι ‘ !’

l

O.3m thick--' ,:,

口口 rzg:짧휠

L「띠디 -τ:깐 J

그림 6-3-1. 처분고 처분시설 개념도

- 132 -

역할을

2. 시나리오 및 개념모렐

예비평가에 사용된 시나리오는 IAEA가 1997년과 1998년에 걸쳐 천층처분시설에 대한

폐쇄후 폐기물 수용기준을 정하고자 했던 시나리오중 부지 외 (off-site)에 해당하는 지하수

이동경로 시나리오를 참고하였다. 시나리오에 대한 개념모텔은 그림 6-3-2에 제시되어 있

다.

Loss from System

Erosion and Leaching

Extemal Irradiation

Adsorption Irrigation

| Waste I Leachate

Groundwater Flow

Foliar

Ingestion

(pasture)

그림 6-3-2. 지하수 이동경로 시나리오의 개념모렐

- 133 -

Ingestion

예비평가에서는 처분고 개념에 따라 MASCOT에 맞게 수정한 것으로 처분고 덮개 개

념은 배제하였다. 여러 가지 모델 중 자연방벽은 투수성이 높은 모래질 자연방벽으로 정

하고/ 처분고로부터 150m 떨어진 위치에 있는 우물을 통해 인간에게 도달하는 생태계 모

텔을 선택하였다. 또한I 생태계 모텔에서는 우리 나라에 적합한 용대기후 조건을 고려하

였다. 처분장 인접지역에 살고 있는 거주자들이 우물을 통해 처분장으로부터 흘러나온 지

하수를 이용하여 경작 및 가축사육과 같은 인간활동을 통해 음용수로 섭취l 호홉에 의한

피폭/ 오염된 토양에 의한 외부피복 및 오염된 동물성 식품의 섭취에 따른 피폭 등이 본

연구의 주된 피폭경로이다.

위와 같은 개념모델로부터 지하수이동경로 시나리오(농장 시나리오)에서 이용되는 접근

방법을 알 수 있다. 선원항에서는 처분시설로부터 오염물질이 누출되고/ 자연방벽을 통한

오염 이동 매체와 그 메커니즘I 생태계에서의 1차I 2차 수용체와 이동 매체/ 이동 메커니

즘/ 최종적으로 인간 노출 메커니즘 등을 파악할 수 있다.

3. 수학적 모텔 및 업력자료

3.1 수학적 모텔

시나리오에 대한 방사성핵종의 영향을 정량적으로 평가할 수 있는 방법으로

MASCOT에서는 선원항/ 지질계/ 생태계로 구분되어 있다. 선원항은 침출에 의해 유출되

므로 여러 선원항 모댈 중 단순 침출모델을 사용하였으며 반응식은 다음과 같다.

k - qA n - V(cþ + β'pK n)

여기서 I q 처분장을 통한 유출량

A: 처분장 단면적

V: 처분장 체적

ψ : 처분장의 공극률

ß pKn : 처분장 물질에 대한 흡착계수

그 다음 단계로 인공방벽 및 자연방벽에서는 공극매질(Porous geosphere) 모텔을 적용

하였으며 이는 공극을 통해 오염물질이 이류(advection)-분산( dispersion)과 같은 물리적 ·

화학적 작용을 함으로써 지하수를 따라 이동한다는 것을 나타내는 식이다.

fJ: n fJ: n δ2Cn Rn -~" -v -;'," + -" -t - ilnRnCn + Iln-lRn-lCn-l

여기서 I Rn 지연인자

v 유속 [mjy]

D: 분배계수 [m2jy]

& &2 l" nH. n

- 134 -

마지막 단계인 생태계에서는 구획 생태계 모텔(compartment biosphere model)을 이용

하였으며 MASCOT에서는 다른 연계 프로그램을 통해 산출된 결과값을 입력하는 형태를

취하므로 그 산출식은 IAEA에서 제시한 식을 적용하였다[10].

가) 호흡에 의한 선량계산:

Dinh A soi1 . b r . 8766 . [dust act % ocφ + dust nonn (1 - %야cp)] DF inh

여기서 I Dinh 호홉에 의한 선량 [Svjyr]

Asoil 토양 방사능 [Bqjkg]

br 호홉률 [m3 jh]

8766 : 시간과 년에 대한 단위 환산률 [hjy]

dustactl dustnorm 작업중과 평상시의 먼지 농도 [kgjm3]

%occp 작업 인자 [-]

DEnh 호홉에 대 한 선 량인자 [SvjBq]

나) 외부 노출에 의한 선량계산 :

D ext A soi1 • 8766 • DF ext

여기서 I Dext 외부 노출에 의한 션량 [Svjy]

DFext 외 부 노출에 대 한 선 량인자 [Sv.h-1. Bq-l.kg]

다) 음용수 및 동식물의 섭취에 대한 선량계산 :

D ing D ing - water + D ing - crop + D ing - animal

Ding-water Qwater • Cwater • DF ing

D;~~_~^~ mg-crop

D ;~~ _ "~;~~1 = ing-animai

2: f Q crop r C water -.lrrig.Int + A soi1 TF crOD 1 DF ing l root.않없. grain l 'ol crop l '-' water Y i eld r1 soil 1. 1.' crop J .lJ 1.' ing f

k앓앓lilμkμ{Q없ar뻐때n띠l너ir피im뼈na뻐꾀a

x TF animalDF ing}

여기서 I Ding 섭취에 의한 선량 [Svjy]

Din~water 음용수에 의 한 선 량 [Svjy]

Din~crop 식물 소비에 의한 선량 [Svjy]

Din~animal 동물 가공품 소비에 의한 선량 [Sv jy]

Qwater 연간 물 섭취량 [m3jy]

Cwater 물에 녹아있는 방사성 핵종의 농도 [Bqjm3]

- 135 -

DFïng 섭취에 의한 선량인자 [Sv /Bq]

Qcrop 연간 농작물 소비 량 [kg/y]

Irrig : 관개 깊 이 [m]

Int : 차단인자 [-]

Yield : 식물 수확량 [kg/m2]

] TFcrop 토양과 식물간의 이동인자 [Svη/B여q여

Qan띠1너in뼈1

qwa야te앙r . 매일 물 섭취량

qsoil 매 일 토양 섭 취 량 [kg/day]

qpasture 매 일 목초 섭 취 량 [kg/ day]

TFpasture 토양과 목초(pasture)간의 이동인자 [Sv /Bq]

TFanirnal 가축(animal diet)과 가공품간의 이 동인자 [day/kg]

3.2 입력자료

수학적 모댈 해석에 필요한 변수들에 관한 자료들은 IAEA의 자료를 참고로 하였다

[10]. 우리 나라의 실정에 맞게 온대기후 조건과 방사성 핵종에 오염된 물이 생태계로 연

결되는 매개체로는 우물 조건을 선택하였다.

처분고는 처분작업이 완료된 시점에서 500년이 경과한 후 완전 열화된다고 가정하여

그 때 외부로부터 처분고 내로 유입되는 침투수의 양은 연간 0.6m/y로 설정하였다. 총

107~ 의 처분고에 처분된 모든 핵종들은 각각 1E+13 Bq의 동일한 양으로 처분된 것으로

가정하였다. 2m의 모래질 불투수층을 지나 15m 두께의 투수층을 통과하여 처분장으로부

터 150m 떨어진 위치에 있는 우물을 통해 인간에게 전달되는 경로로 분석하였다. 투수층

에서의 수리전도도는 1E-5m/s이고 수두경사는 1/50이다. 거주지역은 0.3m 두께의 투수

성이 높은 모래층이 덮여있고 경작과 가축사육을 통해 생활하는 인간을 대상으로 선량평

가를 실시하였다. 예비평가에 사용된 MASCOT은 지하수의 이동경로에 따른 핵종이동을

평가하는 1차원적 해석코드로써 분석에 필요한 각 방벽별 분배계수에 대한 자료를 표

6-3-1에 제시하였다.

또한/ 생태계 모텔에서 필요한 변수들에 대한 수학적 계산은 IAEA에서 제시한 수식과

AMBER에서 사용된 수식을 이용하여 분석을 수행하였다. 우물로부터 얻어지는 연간 지

하수량은 1E+4 m3/y이며 연간 인간이 음용수로 이용하는 물 소비량은 0.73m3/y이다. 음

용수 이외에 거주지역에서 경작을 통해 수확한 농산물 섭취와 가축사육으로부터 얻어진

육류와 유제품 섭취 그리고 호흡을 통한 간접피폭 등을 고려하여 선량평가를 하였다.

폐기물에 포함된 핵종의 종류를 다르게 주어 두 가지 경우에 대한 분석을 수행하였는

데 그 중 하나는 27개 모핵종과 그 딸핵종에 대해 계산하였고l 나머지는 8개 모핵종(H-3，

- 136 -

C-14, Sr-90, 1-129, Cs-137, Ra-226, U-238, Pu-241)과 그 딸핵종에 관하여 계산하였다.

4. 평가결과

부지 외 시나리오에 대한 폐기물 처분제한치는 처분시설에서의 농도보다 처분된 폐기

물 총량에 의한 영향을 받기 때문에 폐기물의 농도(Bq/kg)가 아닌 총 방사능량(Bq)으로

표시하는 것이 타당하다.

동일한 입력자료에 대해 1AEA 보고서내 두 사람의 전문가 평가결과(전문가 A­

AMBER 사용/ 전문가 B- 션원항과 지하수 모델링에는 GEOS version 2, 생태계 계산에는

ABR1COT 사용) 와 MASCOT에 의한 계산결과를 비교한 자료가 표 6-3-2에 제시되어 있

다. 전문가 B는 8개 핵종에 대해 계산하였고/ 전문가 A는 8 핵종과 그 외 나머지 핵종들

에 대해 계산하였다. 표에는 1mSv/yr의 선량제약치로 계산된 총 방사능량(Bq)이 열거되

어 있으며 계산식은 아래와 같다.

Amount

여 기서 Amount 총 방사능 제 한치 [Bq]

Doselim 선 량제 약치 [Sv /yr]

Doselim. Ai Dosei

Ai 처분장에 처분된 폐기물의 초기 방사능량 [Bq]

Dosei 계산된 총 선량 [Sv /yr]

전문가 A와 B가 핵종에 따라 2승수 정도 차이가 나는 것과 마찬가지로 평가결과에서

도 핵종에 따라 차이가 나타났다. 전문가 A에 해당하는 평가결과에서는 영국 자료와 비

교해 볼 때 Rn-226과 H-3이 제 한치 가 상당히 낮게 나타났으며， Pu-241과 Am-241는 4승

수로 비교적 높은 차이를 보였다. 대부분의 핵종에서는 보통 1-2승수 정도의 차이로 분

석되었다. 라돈은 주로 호흡을 통한 피폭에 영향을 주는 핵종으로 MASCOT에서 이러한

영향을 평가하는데 한계가 있음을 보여준다. 이렇게 평가결과가 서로 차이가 나는 것은

MASCOT에서 선원향 평가 시 덮개에 대한 영향을 고려할 수 없고y 시간에 따른 붕괴과

정을 표현할 수 없는 것이 원인이 되어 반감기가 짧은 핵종을 평가하는데 영향을 미치는

것으로 사료된다. 전문가 B의 결과가 A에 대해 2승수 정도 제한치가 높게 나타난 것처럼

평가결과 사이에서도 B에 해당하는 결과가 높게 나타났다.

결과적으로 본 예비평가 결과는 1AEA 결과보다 제한치가 높게 평가되었다. 즉 핵종농

도가 낮게 나타나 처분할 수 있는 양이 상대적으로 많은 것으로 평가되었다.

- 137 -

표 6-3-1. 처분시설과 지질계 및 생태계에서의 분배계수

Element Vau1t Sandy Geosphere Sandy Soil

H OE+O O.OE+O l.OE-4 C 2E+O 5.0E-3 l.OE-l Ca 2E+O 9.0E-3 9.0E-3 Fe lE-l 5.0E-3 2.2E-l Ni lE-l 4.0E-l 4.0E-l Co lE-l 1.5E-2 6.0E-2 Sr 5E-3 1.5E-2 1.3E-2 Zr 2E+O 5.0E-3 6.0E-l Nb lE+O 3.4E-l 1.6E-l Tc 2E+O l.OE-4 1.4E-4

1E-3 l.OE-3 l.OE-3 Cs lE-3 3.0E-l 2.7E-l Sm 2E+O l .1E+O 2.4E-l Pb 2E+O 3.0E-l 2.7E-l PO 2E+O 1.5E-l 1.5E-l Ra 2E-l 5.0E-l 4.9E-l Ac 2E+O 3.4E-l 4.5E-l Th 2E+O 3.0E+O 3.0E+O Pa 2E+O 3.4E-l 5.4E-l U 2E+O 5.6E-l 3.3E-2 Np 5E+O 3.4E-l 4.1E-3 PU 2E+O 3.4E-l 5.4E-l Am 2E+O 3.4E-l 2.0E-O

- 138 -

표 6-3-2. 처분고 시설에서의 총 방사능량 제한치 (Bq)

방사성 핵종 부지외 시나라오 - 온대기후， 모래충

전문가 A 전문가 B 평가결과

H-3 1E+13 2E+15 1E+32 C-14 7E+13 3E+14 3E+18 Ca-41 1E+14 8E+16 Fe-55 >1E+20 >1E+20 Co-60 >lE+20 >1E+20 Ni-59 3E+14 3E+17 Ni-63 >lE+20 >1E+20 Sr-90 5E+16 >lE+20 2E+22 Zr-93 2E+13 7E+15 Nb-94 8E+12 2E+ll Tc-99 4E+13 2E+15 1-129 3E+9 6E+9 3.5E+10

Cs-134 >lE+20 >1E+20 Cs-137 >lE+20 >1E+20 >1E+20 Sm-151 >lE+20 >1E+20 Ra-226 2E+12 3E+15 4E+1O Ra-228 >1E+20 2.5E+14 Th-232 3E+1O 2E+14 U-234 2E+1O 4E+1O U-235 3E+1O 3E+ll U-238 lE+ll 1E+12 4E+1O

Np-237 6E+ll 1E+12 Pu-238 5E+13 4E+1O Pu-239 3E+ll 3E+ll Pu-240 1E+12 2E+14 Pu-241 8E+16 > 1E+20 1E+12 Am-241 3E+15 1E+12

- 139 -

제 7 장 결론 및 향후계획

본 연구과제의 1차년도 목표인 국내 천층처분시설의 처분제한치 설정을 위한 성능평가

방법론을 개발하기 위한 접근방법으로서 먼저 국외에서 적용된 기존의 방법론과 성능평

가 시나리오를 검토하고y 적용 가능한 기폰 처분성능평가 모델 및 전산코드에 대해 분석

하였다. 처분을 시행하고 있는 국외 여러 나라에서 적용하고 있는 처분제한치의 설정 방

법론은 전반적으로 유사하다. 시나리오에서 미국과 같이 단지 폐쇄후 인간침입 시나리오

만을 고려하는 경우와 IAEA, 유럽과 같이 처분 시설의 운영중 피폭시나리오와 폐쇄후 시

나라오를 모두 고려하는 경우로 나눌 수 있다. 또한 처분제한치 설정을 위한 성능평가 방

법론에서는 확률론적 접근 방법을 사용한 예가 있기는 하나 대부분 결정론적 방법론을

주로 사용하고 있다. 이러한 처분 제한치 설정 방법론에 대한 현황분석과 국내 규제기관

의 천충처분 안전성평가 방법론 및 절차를 고려하여y 정량적인 처분제한치의 설정을 위한

성능평가 방안 및 절차(안)을 도출하였다. 성능평가에 의한 처분제한치 도출시의 포괄성/

일반성 및 정당성을 확보하기 위한 4단계 접근 방법 -평가개요 설정 y 시나리오 도출/ 성

능평가I 처분제한치 설정 단계-을 제시하였으며/ 각 단계별 구성요소와 고려사항을 검토

하였다.

이를 적용한 예비평가 단계에서는 국내 중 · 저준위 처분시설의 처분제한치 설정이 필

요한 대상 핵종의 선정/ 국내에서 사용 가능한 기준시나리오(안)을 도출하였으며y 기준시

나리오에 대한 모텔의 확정 및 입력파라미터의 설정 작업을 수행하고I 원자력환경기술원

이 보유하고 있는 전산코드를 사용한 성능평가를 통한 핵종별 농도값을 계산하고 외국의

예와 비교하였다. 또한 예비평가에서는 기준 입력 파라미터의 변경시 민감도와 제도적 관

리기간의 변경에 따른 처분제한치에 미치는 영향도 검토하였다.

본 연구에서는 국내 중 · 저준위폐기물 천층처분시설에 대한 처분제한치 설정을 위한

성능평가 방법론 개발의 첫 단계로서 처분제한치 설정방안이 도출되었고l 이를 기초로 2

차년도에는 국내 천층처분시설의 핵종처분 제한치 설정 방법론을 확립하고 국내 천층처

분시설의 핵종처분 제한치를 제안할 예정이다. 또한 이러한 연구결과를 바탕으로 국내 중

저준위 방사성폐기물의 분류방안을 제시할 계획이다.

- 140 -

참고문헌

1. M. D. Lowenthal, "Waste-Accept없lce Criteria and Risk-based Thinking for

Radioactive-Waste Classification," University of Califomia, RE98-0003 (1997).

2. W. E. Kennedy and Jr. R. A. Peloquin, "Intruder Scenario for Site-specific

Low-level Radioactive Waste Classification,'’ DOE/LLW-71 T (1988).

3. U. S. Nuc1ear Regulatory Commission, Draft Environmental Impact Statement on

10 CFR Part 61: Licensing Requirements for Land Disposal of Radioactive Waste,

NUREG-0782, Vol. 1 (1981).

4. W. T. Farris, "Probabi1istical1y Derived Concentration Limits for Near-Surface

Disposal of Radioactive Waste, " MSc Thesis, U. of Washington (1988).

5. B. A. Napier, W. E. Kennedy Jr., "Radiation Dose Calculations for Inadvertent

Intruders," PNL-SA-16440 (1988).

6. P. B1ack, et al., "A Common-Sense Probabilistic Approach to Assessing Inadvertent

Human Intrusion into Low-Level Radioactive Waste at the Nevada Test Site," Proc.

18th Annual DOE Low-Level Radioactive Waste Management Conference, 20-22

May, Sa1t Lake City (1997).

7. L. Gagner, S. Voinis, M. de Fr뻐co， "Radioactive Waste from Nuc1ear Power Plants

and Backend Nuc1ear Fuel Cyc1e Operations: The French Approach to Safety,'’

IAEA-SM-357/28 (1999)

8. OECD Nuc1ear Energy Agency(NEA), "Shallow Land Disposa1 of Radioactive

Waste - Reference Levels for the Acceptance of Long-lived Radionuc1ides" (1986).

9. 요시키 화다치/ 가즈미 도이I “OECD/NEA에 의한 천층처분을 위한 방사성핵종농도

Reference Level의 유도 일본원자력 학회 지， Vol. 30, No. 2, pp127-134 (1988).

10. International Atomic Energy Agency, "Derivation of Quantitative Acceptance

Criteria for Disposal of Radioactive Waste to Near Surface Facilities:

Development and Implementation of an Approach," Draft Safety Report Working

Document Version 3.0 (1999)

11. T. Aoki, ,’The Radioactive Concentration Upperbounds for the Safety Regulations

on the Shallow-Land Disposal of Low-Level Solid Radioactive Waste (The Second

Interim Report)," Proc. the Sprcialists' Meeting on Radioactive Waste Management,

29-30 Nov., Kyoto (1993).

12. S. Takeda and H. Kimura, "Estimates of New Concentration Limit for Low Level

- 141 -

Radioactive Wastes Greater than the Existing Concentration Limit of Shallow Land

Disposal," Proc. the Scientific Meeting on Environmental Health Physics 2000, 21-22

Nov., Kyoto (2000).

13. P. D. Grimwood, "Design and Operational Experience of Low Level Radioactive

Waste Disposal in the United Kingdom,'’ NETEC Workshop on Shallow Land

Disposal Technology, 20-21 Oct., Ta려on， Korea (1997).

14. A. Coyle, P. D. Grimwood, WJ. Paul, ,’Waste Acceptance Policy and Operational

Developrnents at the UK’ s Drigg LLW Disposal Site," IAEA-SM-341j62 (1996).

15. M. D. Lowenthal, "Radioactive-waste Classification in the United States:

History and Current Predicaments," University of California, UCRL-CR-128127

(199η.

16. R. L. Aaberg, W. E. Kennedy, and V. W. Thornas, "Definition of Intrusion

Scenarios 라ld Example Concentration Ranges for the Disposal of Near-Surface

Waste at the Hanford Site," U. S. Department of Energ)ι PNL-6312 DE 001714

(1990).

17. Intemational Atornic Energy Agency, "Clearance Levels for Radionuclides in Solid

Materials: Application of Exemption Principles,'’ IAEA-TECDOC-855, IAEA, Vienna

(1994).

18. 정찬우l 석태원， 박상훈， “방사성폐기물처분시설 방사선안전요건 개정 방향/’ 제6회 원

자력 안전기술 정보회의， KINSjPR-020, Vol. 1, No .4 (2000).

19. B. A. Napier, et al., GENII: The Handford Environmental Radiation Dosimetry

Software Systern, PNL-6584 (1988).

20. C. Yu, et al., RESRAD: Manual for Implementing Residual Radioactive Material

Guidelines Using RESRAD Version 5.0, ANLjEADjLD-2 (1993).

21. QuantiSci, AMBER 4.0 Reference Guide, Quanti Sci Limited, Hen1ey-on-Tharnes,

United Kingdorn (1998).

22. C. Y. Hung, User’s Guide for PRESTO-EPA-CPG Operation System Version 2.1,

EPA 402j96-013, U. S. Environmental Protection Agency (1996).

23. Rood, A. S., GWSCREEN: A Semi-Analytical Model for Assessment of the

Groundwater Pathway from Surface or Buried Contamination: Theory and U ser' s

Manual Version 2.5, INEELjEXT-98-00750, Rev. 1 (1996).

24. J. E. Sinclair, P. C. Robinson, N. S. Cooper, K. J. Worgan 뻐d K. A. Cliffe,

MASCOT: MASCOT and MOP Pro양ams for Probabilistic Safety Assessment - Part

B, NSSjR336, AEA-D&R-0476, pp.2-29 (1994).

- 142 -

25. UKAEA, HINDSITE (Human Intrusion at a Nuclear Waste Disposal Site) Program

(1994).

26. Grove Engineering, MICROSHIELD Version 5 User's Manual (1998).

27. D. R. Wenzel, The Radiological Safety Analysis Computer Program(RSAC-5) User's

Manual, WINCO-1123, Rev. 1 (1995).

28. International Atomic Energy Agency, IISafety Assessment for Near Surface Disposal

of Radioactive Waste," Draft Safety Guide, NS 166, IAEA, Vienna (1998).

29. 정찬우 외， “중저준위 방사성폐기물 처분시설 안전성평가 방법론에 관한 기술적 고

찰 한국원자력학회， '99 추계학술발표회 논문집 (1999).

30. International Commission on Radiological Protection, Radiological Protection Policy

for the Disposal of Radioactive Waste, Publication 77, Pergamon Press, Oxford and

New York (1998).

31. D. C. Kocher, "Potential Impact of DOE's Performance Objective for Protection of

Inadvertent Intruders of Low-level Waste Disposals at Oak Ridge National

Laboratory," CONF-930396-10 (1993).

32. R. R. Seitz, P. D. Rittmann, J. R. Cook, M. 1. Wood, "Benchmarking of Computer

Codes and Approaches for Modeling Exposure Scenarios," Idaho National

Engineering Laboratory EG&G Idaho. Inc., DOEjLLW-188 (1994).

33. International Atomic Energy Agency, '’Derivation of Quantitative Acceptance

Criteria for Disposal of Radioactive Waste to Near Surface Facilities: Operational

Safety,'’ Draft Safety Report Working Document Version 1.4 (2000).

34. Purdom G. and P. J. Agg, GAMMON(Version 1A): A Computer Program

Addressing Gas Generation in Radioactive Waste Repositories. Part A:Overview, UK Nirex Ltd. Report NSSjR338 (1993).

- 143 -