폐밀봉선원 처분방식별 폐쇄후 예비안전성평가

• 영문명: Preliminary Post-closure Safety Assessment of Disposal Options for Disused Sealed Radioactive Source
• 발행기관: 대한자원환경지질학회
• 저자명: 이승희(Seunghee Lee) 김주열(Juyoul Kim) 김석훈(Sukhoon Kim)
• 간행물 정보: 『자원환경지질』49권 4호, 301~314쪽, 전체 14쪽
• 주제분류: 자연과학 > 지질학
• 파일형태: PDF
• 발행일자: 2016.08.30

국문 초록

국내에서 발생한 폐밀봉선원은 현재 한국원자력환경공단 폐기시설에 임시 보관 중에 있으며 향후 중·저준위 방사성 폐기물 처분시설에 처분될 예정이다. 본 연구에서는 폐밀봉선원의 최적 처분방안 수립에 앞서 폐밀봉선원 처분시 폐쇄후 예비안전성평가를 수행하였다. 폐밀봉선원이 표층처분시설 또는 동굴처분시설에 처분되는 것으로 가정하였으며, GoldSim 전산코드를 사용하여 결정집단의 개인 피폭선량을 계산하였다. 평가결과 정상 시나리오시 최대 피폭선량은 두 가지 처분방식에 대해 약 1×10 -7mSv/yr으로 나타났으며 이는 규제치인 0.1 mSv/yr에 대비하여 장기적으로 충분한 안전성을 확보할 수 있는 것으로 판단된다. 우물시나리오 시 최대 피폭선량은 표층처분시설에서 규제치인 1 mSv/yr 를 초과하였으며 이는 226 Ra,210 Pb (226 Ra의 딸핵종) 및 237 Np(241 Am의 딸핵종)에 기인한 것으로 확인되었다. 동굴처분 시설의 경우, 모든 핵종의 최대 피폭선량이 법적 규제치를 만족하나 14C 및 237 Np(241 Am의 딸핵종)에 의한 피폭선량이 규제치 대비 10%를 초과하는 상대적으로 높은 값을 나타내는 것으로 확인되었다. 처분시설 폐쇄후 주민의 피폭선량은 반드시 법적 규제치 이하로 유지되어야 하므로 규제치를 초과 또는 이에 근접한 피폭선량을 유발하는 핵종인 14C, 226 Ra 및 241 Am를 각 처분방식에서 제한할 필요가 있으며 안전한 영구 처분을 위한 처분전 관리가 요구된다.

영문 초록

Disused Sealed Radioactive Sources (DSRSs) are stored temporally in the centralized storage facility of Korea Radioactive Waste Agency (KORAD) and planned to be disposed in the low- and intermediate-level radioactive waste (LILW) disposal facility in Gyeongju city. In this study, preliminary post-closure safety assessment was per-formed for DSRSs in order to draw up an optimum disposal plan. Two types of disposal options were considered, i.e. engineered vault type disposal and rock cavern type disposal which were planned to be constructed and oper-ated respectively in LILW disposal facility in Gyeongju city. Assessment end-point was individual effective dose of critical group and calculated by using GoldSim code. In normal scenario, the maximum dose was estimated to be approximately 1×10 -7 mSv/yr for both disposal options. It meant that both options had sufficient safety margin when compared with regulatory limit (0.1 mSv/yr). Otherwise, in well scenario, the maximum dose exceeded regu-latory limit of 1 mSv/yr in engineered vault type disposal and the exposure dose was mainly contributed by 226Ra, 210 Pb (daughter nuclide of 226Ra) and 237Np (daughter nuclide of 241 Am). For rock cavern type disposal, even though the peak dose satisfied regulatory limit, the exposure doses by 14C and 237Np were relatively high above 10% of regulatory limit. Therefore, it is necessary to exclude 14C, 226Ra and 241Am for two type of disposal options and additional management such as long-term storage and development of disposal container for those radionu-clides should be performed before permanent disposal for conservative safety and security.

목차

1. 서 론

2. 방법론

3. 모델링 입력

4. 평가 결과

5. 결 론

키워드

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