KR101507526B1 - 원자력 시설 해체 부지의 복원을 위한 최적화 방법 - Google Patents

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Abstract

본 발명은 원자력 시설의 해체 부지 복원 시 제거해야 하는 폐기물량을 줄이고, 해체 부지 복원에 걸리는 시간과 비용을 줄일 수 있는원자력 시설 해체 부지의 복원을 위한 최적화 방법에 관한 것으로, 해체 부지의 복원을 위해 채취된 시료를 통해 상기 해체 부지의 깊이 별 오염 분포의 공간적 상관성을 분석하는 오염 분포 분석단계()와, 상기 깊이 별 오염 분포를 평가하여, 개방 적합 기준을 초과하는 오염을 제거하는 부지복원 단계와, 상기 부지복원 단계 이후에 잔류하는 국부오염(HOT SPOT)에 대한 특성을 조사하기 위해 마심(MARSSIM; MULT-AGENCY RADIATION SURVEY AND SITE INVESTIGATION MANUAL) 방법론을 적용하여 상기 해체 부지의 국부오염 특성을 검출하는 국부오염 검출단계 및 상기 국부오염의 특성에 대해서 귀무가설(NULL HYPOTHSIS = 잔류오염도가 개방 적합 기준을 초과)을 기각됨을 증명하기 위해 순위검증방법인 WRS(WILCOXON RANK SUM) test를 수행하여 개방 적합 기준에 만족하는지 평가하는 개방 적합성 확인단계를 포함하는 원자력 시설 해체 부지의 복원을 위한 최적화 방법에 관한 것이다.

Description

원자력 시설 해체 부지의 복원을 위한 최적화 방법{OPTIMIZATION METHOD FOR STIE RESTORATION OF DECOMMISSIONING OF NUCLEAR FACILITY}
본 발명은 원자력 시설의 안전한 해체 후 오염된 부지를 복원하는 과정에서 폐기물 발생량을 최적화하고, 부지 개방 적합 기준의 만족여부를 확인하기 위해 필요로 되는 원자력 시설 해체 부지의 복원을 위한 최적화 방법에 관한 것이다.
최근 들어 다양한 원자로 및 이를 이용한 발전시설이 신규 개발되어 건설이 진행됨에 따라서, 기존의 노후된 시설을 안전하게 해체하여 부지를 복원하는 작업이 필요로 되고 있다.
이러한, 원자력 시설 해체의 최종 목적은 시설의 해체공사를 완료한 후 해체 부지 및 잔류 건물을 원자력 법령에 따른 제한으로부터 해제하여 다른 용도로 사용이 가능한 수준으로 만드는데 있다.
따라서, 설계 수명이 종료된 원자력 시설 및 부지는 제한적으로 사용하거나 일반인이 자유롭게 사용하기 위해 제염 및 해체가 필요하다.
이러한, 제염 및 해체가 완료된 원자력 시설의 부지는 방사선학적으로 재이용 기준을 만족하는지를 확인하기 위해 최종적으로 개방 적합성 평가가 이루어져야 한다.
이러한 원자력 시설의 해체 부지에 대한 기준으로서, 국내에서는 교육과학기술부고시 제2008-63호(중, 저준위 방사성페기물 처분시설에 관한 방사선 위해 방지기준 고시)에서 중, 저분위 방사성폐기물 처분시설로 인한 국민의 건강 및 환경상의 방사선 위해 방지를 위하여 처분시설의 성능 목표치로 폐쇄 후 정상적인 자연현상으로 인한 결정집단의 개인선량 제한값을 연간 0.1 mSv(MILLI-SIEVERT)로 규정하고 있다.
또한, 교육과학기술부고시 제2008-31호(방사선방호 등에 관한 기준고시)에서는 운영중인 원자력시설로 인한 위해 방지를 위하여 동일 부지 내에 다수의 원자력관계시설을 운영하는 경우에 제한구역 경계에서의 연간 유효선량을 0.25 mSv로 규정하고 있다.
국외의 경우에는 IAEA(INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY)는 해체 부지의 무제한적 재 이용을 위한 결정집단 개인의 연간 유효선량을 방호의 최적화를 통하여 0.3 mSv 이하로 유지되도록 규정하고 있다.
반면, 제한적 재 이용 시에는 적절한 제한을 통하여 연간 유효선량이 0.3mSv를 초과하지 않아야 하며, 미래에 해체 부지에 가해진 제한이 달성되지 못하더라도 연간 유효선량이 1mSv를 초과하지 않도록 규정하고 있다.
미국 NRC(NUCLEAR REGULATORY COMMISSION U.S.)는 해체 부지의 무제한적 재이용을 위한 방사선학적 기준치로 잔류방사능에 의한 결정그룹의 선량(TEDE)이 식수로 사용되는 지하수에 의한 것을 포함하여 연간 0.25mSv를 초과하지 않고, 잔류방사능을 ALARA(As Low As Reasonably Achievable) 개념을 도입하여 최소화했을 때 무제한적 재이용에 적합하다고 규정하고 있으며, 일정한 조건을 충족시키면 조건부로 허가를 종료할 수 있도록 규정하고 있다.
또한, 미국 EPA(ENVIRONMENTAL PROTECTION AGENCY)는 부지의 해체 완료 이후 일반인이 1,000년간 자연방사선량보다 0.15 mSv/yr 를 초과하는 유효선량을 받지 않도록 기준치를 정하고 있다.
원자력 시설의 해체 복원 사례의 일예로서, 미국의 경우, 1989년에 가동이 중단되어 해체된 Fort st. Vrain(FSV) 원전을 들 수 있다.
Fort st. Vrain(FSV) 원전은 해체 부지의 무제한적 개방을 위해 부지 내의 잠재적 오염도, 요구되는 측정 및 시료채취 위치의 선정, 상세조사요건 및 적용 가능한 규제 값과 측정결과의 비교 등을 고려하여 해당 부지를 UNAFFECTED SURVEY UNIT, NON-SUSPECT AFFECTED UNIT 및 SUSPECT AFFECTED SURVEY UNIT로 오염지역을 분류하였다.
또한, 각각의 조사 단위에 대한 분류는 FSV의 초기 방사선 부지 특성 보고서, 방사성물질 관련 이력 또는 잠재적 오염도, 해체를 수행하기 위해 실시된 조사자료, 정기 점검, 사고 보고서 및 특성조사 등과 같은 자료를 기초로 하여 구분하였다.
이러한 제염 및 해체시 부지 내의 방사선 측정 및 부지 특성조사 방안을 수립하기 위하여 미국에서는 기존의 여러 방사선 측정 및 부지내 선량조사기준을 통합하여 MARSSIM(MULTI-AGENCY RADIATION SURVEY AND SITE INVESTIGATION MANUAL) 이라는 표준절차서를 개발하여 활용하고 있다.
원자로 해체 시 운영과정에서 발생된 중성자와 콘크리트 내에 존재하는 미량의 불순물에 의해서 방사화되어 다양한 핵종이 검출된 바 있다.
원전 해체 방사화 폐기물은 폐로설계 및 폐로비용 평가에 활용하기 위해서나, 기타 용도로 정량화를 수행할 필요가 있는데, 이러한 정량화를 위해서는 모델화 과정을 거쳐야 하며, 이를 위해서는 데이터베이스를 구비하여야 한다.
즉, 노심을 구성하고 있는 각 핵연료가 각기 다른 조성을 지니고 있으므로 노심을 구성하는 모든 핵연료를 대상으로 각각 연소 계산을 수행하여 연소 상태에 상응하는 조성을 적용하여 노심 장전모델에 따라 노심을 구성하여 야 하며, 이러한 일련의 계산을 자동화하기 위해서는 기본 데이터를 데이터베이스화 하여야 한다.
또한, 중성자에 의해 방사화되는 노심 외곽 구조물도 각 영역별로 방사화되는 정도가 모두 다르므로, 방대한 노심외곽 구조물에 대해 축방향 및 반경 방향으로 작게 세분화하여 방사화 계산에 필요한 위치별 중성자속 및 핵반응 단면적을 도출하여야 하는데, 이는 매우 방대한 작업이므로, 이를 자동으로 정량화하는 과정이 필요하다.
하지만, 현재 연소 노심을 사용자가 정의하는 바에 따라 자동으로 구성해주는 시스템이 없기 때문에, 노심을 구성하고자 할 때에는 각 노심영역에 배치된 핵연료별로 연소 계산을 수행하고, 각 집합체의 노심 내 연소 상태를 고려하여 핵연료 조성을 도출하는 별도의 프로그램을 만들어서 노심을 구성해야 한다. 이는 모델링하는데 있어서, 매우 큰 시간을 소요하게 만든다.
뿐만 아니라, 설령 노심이 완성되어 노심 외곽에서의 중성자 선원 분포가 도출되고, 노심 외곽의 방사화 계산이 수행 가능한 상태가 되었다 할지라도, 현재의 기술로는 단일 영역에 대한 평가만이 가능하므로, 노심 외곽 구조물 전체를 정량화하는데 매우 많은 작업 시간과 전문인력을 요하는 문제점이 있다.
또한, 각 영역별로 방사능 준위 및 폐기물량이 도출되었다 할지라도, 폐기물을 수작업으로 일일이 분류해야 하기 때문에, 상당한 시간을 요하게 된다.
이러한 문제점을 해결하기 위해 국내등록특허 제10-0916491호 "원자로 해체 폐기물의 평가 시스템 및 그 평가방법" 에서는 원자로 해체 폐기물에 존재하는 핵종들의 붕괴 체인을 반영하여 시간에 따른 핵종 재고량을 산출하고, 해체 폐기물의 평가를 위한 자료들을 구비한 데이터베이스를 구축하여 단일 영역이 아닌 노심 외곽구조물 전체를 정량화하여 해체 폐기물을 평가하는 방법에 대한 기술이 기재된 바 있다.
또한, 국내등록특허 제10-1024039호 "연구용 원자로 차폐체 콘크리트 해체 방법" 에서는 콘크리트 차폐체의 복수의 지점을 코어 보링(CORE BORING)하여 채취된 시료를 일정 체적 선원에 대해 밀도를 보정한 후 코어 중심으로부터 표면까지의 거리에 따른 방사화 정도를 측정하는 방법이 기재된 바 있다.
그러나, 상기 국내등록특허 제10-0916491호는 해체 폐기물의 양을 평가하기 위한 방법을 제공하고 있을 뿐, 폐기물의 양을 통해 해체 부지의 개방 적합성을 평가하는 방법에 대해서는 구체적인 언급이 없다.
또한, 국내등록특허 제10-1024039호는 해체 부지를 대상으로 코어 보링을 통해 시료를 시추 분석한 후 오염 깊이를 평가하여 오염된 토양을 단계적으로 제거하는 과정이 필요로 되어, 이러한 과정에서 연속오염 분포에 따른 조사 기간의 장기화가 발생되어 시간 및 비용이 크게 소모되었다.
따라서, 원자력 시설을 해체 시 해체 관련 안전성 확보를 위한 요소기술들 가운데 부지 잔류 방사능을 확인할 수 있는 방사선/능 조사체계와 해체관련 표준안전성 평가와 관련된 기술의 개발이 시급히 필요로 되고 있는 시점이다.
국내등록특허 제10-0916491호 국내등록특허 제10-1024039호
이에 상기와 같은 점을 감안하여 발명된 본 발명은 원자력 시설 해체 부지로부터 채취된 시료를 공간분석 기법에 의해 분석하여 평가된 깊이 별 오염 분포 분석단계와, 상기 오염 분포에 따른 복원작업이 깊이 별로 수행됨을 고려하여 일정 깊이의 오염제거 후 개방 적합 기준을 초과하는 국부오염(HOT SPOT)에 대해서는 마심(MARSSIM; MULTI-AGENCY RADIATION SURVEY AND SITE INVESTIGATION MANUAL)의 통계학적 평가방법인 WRS test를 수행함으로써, 해체 부지 복원에 걸리는 시간과 비용을 줄일 수 있는 동시에 제거해야 하는 폐기물량을 줄일 수 있도록 하는 특징이 있는 원자력 시설 해체 부지의 복원을 위한 최적화 방법을 제공함을 목적으로 한다.
상기와 같은 목적을 달성하기 위한 본 발명에 따르면, 해체 부지의 복원을 위해 채취된 시료의 분석결과를 공간분석 기법을 이용하여 상기 해체 부지의 깊이 별 오염 분포의 공간적 상관성을 분석하는 오염 분포 분석단계와, 상기 깊이 별 오염 분포를 평가하여, 개방 적합 기준을 초과하는 오염을 제거하는 부지복원 단계와, 상기 부지복원 단계 이후에 잔류하는 국부오염(HOT SPOT)에 대한 특성을 검출하기 위해 마심(MARSSIM; MULT-AGENCY RADIATION SURVEY AND SITE INVESTIGATION MANUAL) 방법론을 적용하여 상기 해체 부지의 국부오염 특성을 검출하는 국부오염 검출단계 및 상기 국부오염의 특성에 대해서 귀무가설(NULL HYPOTHSIS = 잔류오염도가 개방 적합 기준을 초과)을 기각됨을 증명하기 위해 순위검증방법인 WRS(WILCOXON RANK SUM) test를 수행하여 개방 적합 기준에 만족하는지 확인하는 개방 적합성 확인 단계를 포함하는 원자력 시설 해체 부지의 복원을 위한 최적화 방법이 제공된다.
이러한 본 발명에 따른 원자력 시설 해체 부지의 복원 방법에 의하면, 해체 부지의 깊이 별 공간분석에 의해 오염 분포를 시각화하여 부지 복원을 용이하게 하고 복원과정에서 발생되는 폐기물량을 저감 및 최적화 함으로써, 해체 부지 복원에 걸리는 시간과 비용을 저감할 수 있는 효과가 있다.
도 1은 본 발명의 일실시예에 따른 해체 부지의 복원을 위한 최적화 방법을 나타낸 순서도.
도 2는 본 발명의 일실시예에 따른 해체 부지의 복원을 위한 최적화 방법 의 주요 단계를 나타낸 개념도.
도 3은 본 발명의 오염 분포 분석단계에 의해 해체 부지의 깊이 별 오염 분포를 분석한 결과 및 폐기물량의 산정 결과를 나타낸 개념도.
도 4는 본 발명의 개방 적합성 평가단계에 의해 해체 부지의 깊이에 대한 조사설계의 국부오염에 대한 순위검증 평가 결과를 나타낸 개념도.
본 발명은 원자력 시설의 안전한 복원을 위하여 부지 개방 적합 기준의 여부를 확인하기 위해 필요로 되는 원자력 시설 해체 부지의 복원을 위한 최적화 방법에 관한 것이다.
해체 부지의 복원을 위해서는 해체 부지의 활용계획, 발생되는 폐기물의 처리 방안, 대중의 수용성, 복원의 소요 예산과, 일정 및 규제 요건 등을 고려하여 복원 전략이 수립되어야 한다.
이러한 해체 부지 복원의 최종 목표인 잔류오염도가 개방 적합 기준보다 낮아지도록 오염물을 신속하고 효율적으로 제거함으로써, 잔류오염도를 방사선학적으로 허용 가능한 수준으로 저감하여야 한다.
이를 위해 본 발명에서는 마심(MARSSIM; MULTI-AGENCY RADIATION SURVEY AND SITE INVESTIGATION MANUAL)에서 고려하고 있는 국부오염(HOT SPOT) 검출 방법과 지질통계법을 활용하여 해체 부지의 깊이에 따른 오염 분포를 평가하고, 폐기물량을 최적화하기 위한 방법이 적용된다.
이를 위해 본 발명은 원자력 시설 해체 부지의 복원을 위해 채취된 시료의 분석결과를 공간분석 기법을 이용하여 상기 해체 부지의 깊이 별 오염 분포의 공간적 상관성을 분석하는 오염 분포 분석단계와, 상기 깊이 별 오염 분포를 평가하여, 개방 적합 기준을 초과하는 오염을 제거하는 부지복원 단계와, 상기 부지복원 단계 이후에 잔류하는 국부오염(HOT SPOT)에 대한 특성을 검출하기 위해 마심(MARSSIM; MULT-AGENCY RADIATION SURVEY AND SITE INVESTIGATION MANUAL) 방법론을 적용하여 상기 해체 부지의 국부오염 특성을 검출하는 국부오염 검출단계 및 상기 국부오염의 특성에 대해서 귀무가설(NULL HYPOTHSIS = 잔류오염도가 개방 적합 기준을 초과)을 기각됨을 증명하기 위해 순위검증방법인 WRS(WILCOXON RANK SUM) test를 수행하여 개방 적합 기준에 만족하는지 확인하는 개방 적합성 확인단계를 포함하는 원자력 시설 해체 부지의 복원을 위한 최적화 방법을 제공한다.
상기 부지복원 단계는 상기 오염 분포 분석단계에 의해 평가된 오염 분포를 활용하여 오염상태가 DCGLs(Derived Concentration Guideline Levels; 부지개방 유도농도지침한계)을 초과하는 오염층을 제거하는 것을 특징으로 포함한다.
상기 잔류오염도가 개방 적합 기준을 만족하는지 확인하기 위한 개방 적합성 확인단계에서 상기 개방 적합 기준은 DCGLs 또는 연간 방사선 유효선량(mSv/year) 중 어느 하나로 정해질 수 있다.
또한, 상기 오염 분포 분석단계 이 전에 상기 해체 부지의 운영 이력에 대한 자료를 조사, 수집하고 정리하는 과정이 행해질 수 있다.
이하 본 발명의 실시예를 첨부된 예시도면을 참조로 상세히 설명하며, 이러한 실시예는 일례로서 본 발명이 속하는 기술 분야에서 통상의 지식을 가진 자가 여러 가지 상이한 형태로 구현될 수 있으므로, 여기에서 설명하는 실시예에 한정되지 않는다.
도 1은 본 발명의 일실시예에 따른 해체 부지의 복원을 위한 최적화 방법을 순서에 따라 나타낸다.
본 실시예에 따르면, 도 1에 도시된 바와 같이, 해체 부지의 토양으로부터 시료를 채취하는 단계(S110)가 실행된다.
시료는 원자력 시설의 해체 부지 주변의 토양의 하부로 일정한 깊이의 간격으로 채취된다.
본 실시예에서는 오염원의 대상이 원자력 시설 해체 부지 주변의 토양이 되는 경우를 예시하여 토양이 시료가 되는 경우를 중점적으로 설명되지만, 이에 한정되지 않고, 원자력 시설 주변의 환경에 따라서는 콘크리트 건물이나, 토양에 포함된 지하수 등이 될 수 있다.
채취된 시료는 공간분석 기법을 통해 분석하여 해체 부지의 깊이에 따른 오염 분포를 평가한다(S120).
본 실시예에 따른 해체 부지의 복원을 위한 최적화 방법을 위한 해체 부지의 오염 분포의 측정은 해체 부지의 토양으로부터 채취된 시료의 베리오그램을 작성하면 지질통계 기법을 적용하여 공간적 상관관계를 분석함으로써, 측정된 결과 값들의 선형조합으로 그 값을 예측할 수 있다.
또한, 본 실시예에 따른 오염 분포의 평가는 베리오그램을 통한 분석에 의해 평가된 공간적 상관성에 따른 차등을 두고 크리깅을 실행하여 해체 부지 전체의 오염 분포가 측정될 수 있다.
오염 분포는 예를 들어, 해체 부지의 토양으로부터 채취된 시료의 공간적 분석을 통해 DCGLs을 초과하는 지역과, DCGLs을 초과하지 않는 지역 및 오염이 없는 지역으로 각각 세분화할 수 있다.
한편, 본 실시예에 따라 오염 분포를 평가하는 단계(S120) 전에는 해체 부지의 운영 이력에 대한 자료를 조사, 수집하고 정리하는 과정이 행해 질 수 있다.
이러한 해체 부지의 운영 이력은 해체된 원자력 시설 및 부지의 현재 상태를 결정하고 초기 분류에 대한 정보를 제공하는 것을 목적으로 하고, 그 밖에 시설 및 부지 오염의 잠재적 선원에 대한 정보, 오염범위조사와 오염현황 상세조사를 위한 유용한 정보 및 오염 물질의 이동 가능성에 대한 평가를 제공하고 오염 가능성에 따라 오염지역과 비오염지역으로 분류함을 목적으로 한다.
특히, 오염 가능성에 따라 지역을 분류하기 위해 사전에 확보하여야 할 자료로서는 원자력 시설에 사용된 방사성 물질의 양, 화학적 물리적 형태와, 방사성 물질이 사용된 장소 및 사용 기록, 사용된 총량에 대한 정보를 포함한 방사성 물질 사용허가서와 폐기물 처리, 방사성 물질의 저장, 수송에 대한 기록과 유출물 및 운영 중 SURVEY, SPILL, PIPE와 TANK 의 누설기록을 포함한 부지 운영기록, 그리고 방사성 폐기물 취급에 관한 정보 수집을 위해 현재 또는 이전에 근무했던 작업자와의 설문조사 자료 등이 있다.
또한, 부지 운영이력 평가 시 부지의 위치, 위도/경도, 소유자 또는 운영자 정보, 운전 및 부지현황, 부지의 크기 등을 포함한 일반적인 부지에 대한 정보와 방사선원의 형태, 크기 및 위치, 폐기물의 형태 및 양, 위험물질의 존재 여부 등을 포함한 방사성물질 및 폐기물 특성과 부지의 일반적인 지질 형태 등에 대한 자료를 확보하여 부지의 현재 상태를 정확히 판단하는 것이 중요하다.
이러한 부지 운영이력 평가에 의해 수집된 정보는 오염 분포 분석을 통해 상호 보완될 수 있다.
즉, 수집된 부지 이력정보에 의해 잔류오염의 가능성이 있는 부지에 대해서는 부지 운영이력 평가 및 오염 분포 분석을 확대하는 동시에, 부지 운영이력평가에 따른 부지 오염 여부의 상관관계를 분석하여 해체 부지의 오염 분포가 평가될 수 있다.
다음으로, 평가된 오염 분포를 활용하여 해체 부지에 잔류하는 오염층을 제거하는 부지복원 단계(S130)가 진행된다.
부지복원 단계(S130)는 이전 단계인 오염 분포 분석단계(S120)에서 평가된 오염 분포에서 예를 들어 DCGLs을 초과하는 지역 또는 DCGLs을 초과하지 않는 지역을 동시에 선택하여, 오염 정도에 따라 적절한 제염 방법을 선택하여 제거시키도록 한다.
이러한 부지복원 단계(S130)는 오염 분포 분석단계(S120)에서 판단된 층별 오염 분포 결과에 따라 그 실시여부가 결정될 수 있으며, 오염층 제거 후의 오염 분포 결과에 따라 추가 제염의 여부를 다시 판정하여, 오염층의 제거를 반복 실행될 수 있다.
다음으로, 오염층이 제거된 후 해체 부지의 오염 분포에 MARSSIM 방법론을 적용하여 해체 부지의 국부오염 특성을 검출하는 단계(S140)가 진행된다.
해체 부지의 국부오염 검출 단계(S140)에서는 오염 분포 분석단계(S120)를 통해 평가된 오염 분포 또는 부지복원 단계(S130)를 실행한 후의 오염 분포를 근거로 MARSSIM에서 제시하고 있는 조사구역을 구분하여 적용한다.
이러한 MARSSIM은 오염 가능성이 있는 부지에서 제시하고 있는 지침을 적용하여 조사단위(SURVEY UNIT)을 하나 또는 그 이상의 조사단위로 구성될 수 있다.
또한, MARSSIM 방법론에서는 오염 가능성이 있는 해체 부지에 대하여 어떠한 근거, 절차, 위치 등의 전반적인 방사능 조사 절차를 결정할 때 과학적으로 확실한 근거를 가지고 있고, 다양한 부지 재활용 조건에도 적용할 수 있도록 구성되어 있다.
이에 따라, 국부오염 특성이 검출되면, 국부오염 특성이 반영된 오염 분포를 분석하여 필요한 경우 층별 오염을 제거하는 부지복원 단계(S130)가 반복적으로 수행될 수 있다.
다음으로, 개방 적합성 확인단계(S160)는 이전 단계에서 판단된 해체 부지의 국부오염 특성에 대해 WRS(WILCOXON RANK SUM) test를 수행하는 단계(S150) 및 WRS test 수행 결과를 기설정된 개방 적합 기준과 비교하여, 해체 부지의 개방 적합 기준을 만족하는지를 판단한다.
WRS test 단계(S150) 및 개방 적합성 평가단계(S160)는 부지복원 단계(S130)에서 오염층을 제거한 후 잔류오염이 해체 부지의 개방 적합 기준 이하임을 증명하는 단계이다.
이때, WRS test는 오염층이 제거된 해체 부지의 잔류오염이 해체 부지의 개방 적합 기준을 초과함을 귀무가설로 하여, 이러한 귀무가설이 기각됨을 증명하기 위해 수행된다.
이때, 개방 적합 기준은 DCGLs 또는 방사선 유효선량(mSv)으로 정해질 수 있다.
즉, 원자력 시설의 해체 부지의 잔류오염이 기설정된 부지개방 적합 기준 이하임을 증명함으로써, 부지의 최종 개방여부를 결정한다
이를 위해, 해체 부지로부터 채취된 시료를 통해 평가된 오염 가능성에 따른 지역 분류와, 통계적 방법에 의한 측정지점 수와 측정위치를 결정하고, 국부적으로 높은 오염 분포지역(HOT SPOT)에 대한 오염농도 및 개수에 대한 순위검증을 통해 부지개방 여부를 결정하는 방법들이 기술되어야 한다.
본 실시예에서는 오염 분포지역(HOT SPOT)에 대한 측정지점의 수 및 측정 위치를 결정하는 방법으로써, MARSSIM에서 권고하고 있는 측정지점 수 계산 방법인 WRS test를 적용한다.
이때, 측정지점 수의 증가는 불필요한 노력과 비용의 증가를 초래할 수 있고, 반대로 측정지점 수의 감소는 해체 기준에 부합함을 증명할 수 없을 우려가 있기 때문에, 적절한 측정지점의 수를 결정하는 것이 매우 중요하다.
이에 따라, 선정된 지점에서 측정결과를 바탕으로 국부오염의 개수 및 농도를 평가하여 부지의 개방 적합 기준을 만족함을 증명하기 위해, 국부오염 농도에 대해서는 DCGLEMC(=DCGL*AREA FACTOR)이하 임을 확인하고 개수에 대해서는 WRS test를 수행하여 MARSSIM에서 제시하고 있는 조건을 만족함을 증명하여야 한다.
도 2는 본 발명에 따른 원자력 시설 해체 부지의 복원 방법의 개념도를 나타낸다.
특히, 도 2는 해체 부지로부터 시료를 채취하는 과정과, 채취된 시료를 공간분석하는 과정 및 공간분석과 MARSSIM 방법론을 적용하는 과정을 수행함에 따라 해체 부지 복원 시 제거되어야 하는 폐기물의 체적이 감소되는 것을 나타낸다.
이하에서는 본 발명에 따른 해체 부지의 복원을 위한 최적화 방법의 적용예를 비교예와 함께 설명하도록 한다.
< 비교예 >
원자력 시설의 해체 부지를 시추 조사한 결과, 운영과정에서 액체폐기물이 sump를 통해 누출되었고, 양 6m 깊이까지 오염이 확산되어 전체적인 오염도는 최대 740 Bq/g까지 오염되었음이 확인되었다.
한편 깊이 별 오염도의 분포는 지면으로부터 깊이가 증가할수록 오염도가 증가하다가 약 3m 정도에서 최대값을 보이고 깊이 증가에 따라 지수적으로 감소하는 형태를 나타냈다.
기존의 일반적인 원자력 시설 해체 복원 방법에 따라서 오염된 토양은 해체과정에서 전량 제거하였으며, 이 과정에서 1,600㎥ 의 폐기물이 발생하였다.
<본 발명 실시예의 적용예 >
본 발명에 따른 원자력 시설의 해체 복원 과정이 도 3 및 도 4에 도시되어 있다.
특히, 도 3은 해체 부지의 깊이 별 오염 분포의 분석결과 및 폐기물량의 산정 결과를 나타내고, 도 4는 해체 부지의 깊이에 대한 조사설계의 국부오염에 대한 순위검증 확인 결과를 나타낸다.
본 발명의 적용예에서는 먼저, 도 3에서 보는바와 같이 시추 조사를 통해 해체 부지의 깊이 별로 조사된 결과를 이용하여, 50cm, 1m, 2m, 3m, 4m, 5.8m, 6m 까지 공간분석을 통해서 깊이 별 연속 오염 분포를 분석하기 위한 오염지도 및 데이터를 생산하는 일련의 과정을 반복한 결과를 도출하였다.
이를 통해, 해체 부지의 4m 깊이까지는 대부분의 오염도가 개방 적합 기준을 초과하여 해체 부지 복원 과정에서 제거할 필요가 있었으며, 해체 부지의 각 층 별로 개방 적합 기준을 초과하는 폐기물량을 확인하고, 도 3의 우측 그래프와 같이 평가된 폐기물량에 대한 RISK CURVE를 이용하여 확인하였다.
그 결과, 해체 부지의 깊이가 5m 이상인 경우에는 일부 국부오염(HOT SPOT) 지역이 있지만 전체적인 평균 오염도는 개방 적합 기준 보다 낮은 수준으로 평가되었다.
그 다음, 도 4에 도시된 바와 같이, 해체 부지의 5m 깊이에 대한 상세평가를 수행하였다.
이때, MARSSIM에서 제시하고 있는 조사설계 평가를 위해 요구되는 시료의 수를 통계학적 방법을 이용하여 평가한 결과 12개의 시료를 도출하고, 도출된 시료를 통해 조사설계를 수행하여 각각의 시료 채취 지점에서 평가된 결과를 이용하여 DCGLs(DERIVED CONCENTRATION GUIDELINE LEVELs; 부지개방 유도농도지침한계)을 초과하는 국부오염(HOT SPOT)에 대하여 오염 농도는 DCGLEMC 미만이고, 국부오명의 개수에 대해서 WRS test를 수행한 결과 개방 적합 기준을 만족함을 확인하였다.
이를 지질통계법을 적용하여 공간적 상관관계를 분석하여 평가한 결과 제거되는 폐기물량을 1,208㎥ 로 25% 줄일 수 있었으며, 오염 연속분포에 따른 복원작업의 어려움 등을 고려하기 위하여 MARSSIM의 국부오염(HOT SPOT) 평가방법을 적용한 결과 제거되는 폐기물량을 1,103㎥ 로31% 줄일 수 있었다.
이를 통해서 본 발명에 따른 해체 부지의 복원을 위한 최적화 방법의 현장 적용을 통해 그 우수성을 확인하였고, 오염된 해체 부지의 복원을 위해 효율적인 평가방법임을 확인하였다.
이상에서 설명한 바와 같이, 본 발명은 비록 한정된 실시예와 도면에 의해 설명되었으나, 본 발명은 이것에 의해 한정되지 않으며 본 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자에 의해 본 발명의 기술사상과 아래에 기재될 특허청구범위의 균등범위 내에서 다양한 수정 및 변형 가능함은 물론이다.

Claims (6)

  1. 해체 부지의 복원을 위해 채취된 시료의 분석결과를 공간분석 기법을 이용하여 상기 해체 부지의 깊이 별 오염 분포의 공간적 상관성을 분석하는 오염 분포 분석단계;
    상기 분석된 공간적 상관성을 기초로 상기 해체 부지의 깊이 별 오염 분포를 평가하여, 개방 적합 기준을 초과하는 오염을 제거하는 부지복원 단계;
    상기 부지복원 단계 이후에 잔류하는 국부오염(HOT SPOT)에 대한 특성을 조사하기 위해 마심(MARSSIM; MULT-AGENCY RADIATION SURVEY AND SITE INVESTIGATION MANUAL) 방법론을 적용하여 상기 해체 부지의 국부오염 특성을 검출하는 국부오염 검출단계; 및
    상기 검출된 국부오염 특성에 대해서 귀무가설(NULL HYPOTHSIS)이 기각됨을 증명하기 위해 순위검증방법인 WRS(WILCOXON RANK SUM) test를 수행하여 개방 적합 기준에 만족하는지 확인하는 개방 적합성 확인 단계;를 포함하고,
    상기 오염 분포 분석단계에서 상기 오염 분포는 상기 시료의 베리오그램을 작성하여 측정된 공간적 상관관계를 분석하여 평가되는 것을 특징으로 하는 원자력 시설 해체 부지의 복원을 위한 최적화 방법.
  2. 청구항 1에 있어서,
    상기 부지복원 단계는 상기 오염 분포 분석단계에 의해 분석된 오염 분포를 활용하여 오염상태가 DCGLs(DERIVED CONCENTRATION GUIDELINE LEVELs; 부지개방 유도농도지침한계)를 초과하는 오염층을 제거하는 것을 특징으로 하는 원자력 시설 해체 부지의 복원을 위한 최적화 방법.
  3. 삭제
  4. 청구항 1에 있어서,
    상기 개방 적합성 확인단계에서 상기 개방 적합 기준은 DCGLs 또는 방사선 유효선량(mSv) 중 어느 하나로 정해진 것을 특징으로 하는 원자력 시설 해체 부지의 복원을 위한 최적화 방법.
  5. 청구항 1에 있어서,
    상기 해체 부지의 운영 이력에 대한 자료를 집계하는 단계를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력 시설 해체 부지의 복원을 위한 최적화 방법.
  6. 청구항 1에 있어서,
    상기 오염 분포 분석단계는 상기 해체 부지의 깊이에 대해 층별로 오염 분포 분석을 수행하고,
    상기 국부오염 검출단계는 상기 층별 오염 분포에 의해 평가된 오염층이 제거된 후의 잔류하는 국부오염에 대한 특성을 조사하여, 상기 마심의 통계적 방법을 기초로 귀무가설(NULL HYPOTHESIS)을 기각하기 위해 상기 국부오염에 대한 개방 적합 기준을 만족하는지 평가하는 것을 특징으로 하는 원자력 시설 해체 부지의 복원을 위한 최적화 방법.
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