Decommissioning of nuclear power plants generates a large amount of radioactive waste in a short period. Moreover, Radioactive waste has various forms including a large volumes of metal, concrete, and solid waste. The disposal of decommissioning waste using 200 L drums is inefficient in terms of economics, work efficiency, and radiation safety. Therefore, The Korea Radioactive Waste Agency is developing large containers for the packaging, transportation, and disposal of decommissioning waste. Assessing disposability considering the characteristics of the radioactive waste and facility, convenience of operation, and safety of workers is necessary. In this study, the exposure dose rate of workers during the disposal of new containers was evaluated using Monte Carlo N-Particle Transport code. Six normal and four abnormal scenarios were derived for the assessment of the dose rate in a near surface disposal facility operation. The results showed that the calculated dose rates in all normal scenarios were lower than the direct exposure dose limitation of workers in the safety analysis report. In abnormal scenarios, the work hours with dose rates below 20 mSv·y-1 were calculated. The results of this study will be useful in establishing the optimal radiation work conditions.
한국방사성폐기물학회 2005년도 Proceedings of The 6th korea-china joint workshop on nuclear waste management
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pp.290-299
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2005
Two decommissioning projects are carried out at the KAERI (Korean Atomic Energy Research Institute), one for the Korea research reactors, KRR-1 and KRR-2, and another for the uranium conversion plant (UCP). The concept of the management of the wastes from the decommissioning sites was reviewed with a relation of the decommissioning strategies, technologies for the treatment and the decontamination, and the characteristics of waste. All the liquid waste generated from KRR-1 and KRR-2 decommissioning site is evaporated by a solar evaporation facility and all the liquid waste from the UCP is treated together with lagoon sludge waste. The solid wastes from the decommissioning sites are categorized into three groups; not contaminated, restricted releasable and radioactive waste. The not-contaminated waste will be reused and/or disposed at an industrial disposal site, and the releasable waste is stored for the future disposal at the KAERI. The radioactive waste is packed in containers, and will be stored at the decommissioning sites till they are sent to a national repository site. The reduction of the radioactive solid waste is one of the strategies for the decommissioning projects and could be achieved by the repeated decontamination. By the achievement of the minimization strategy, the amount of radioactive waste was reduced and the disposal cost will be reduced, but the cost for manpower, for direct materials and for administration was increased.
최근 국내에서는 월성 1호기 및 고리 1호기를 포함하여 운영 중인 원자력발전소가 노후화함에 따라 원전 해체에 대한 관심이 많이 증대되고 있다. 이와 관련하여 월성 1호기의 계속운전이 최근 결정되었으며, 고리 1호기의 경우 2017년 6월 영구정지하기로 결정되었다. 이에 본 논문에서는 상업용 원자로로서는 국내 최초로 해체가 예정된 고리 1호기에 대해, 원자로 압력용기 자체의 해체로 인해 발생하는 방사성폐기물 최종 처분량을 원자로 압력용기 절단 방법 및 방사성폐기물 처분용기를 고려하여 산정하였다. 처분용기를 고려한 방사성폐기물 처분량을 산정한 결과 원자로 압력용기 몸통 부위보다는 반구 형태의 헤드 부분을 작게 절단할수록 최종 처분량이 감소하는 것으로 예측되었다. 또한 경주 방폐장의 200 L 및 320 L 드럼 처분용 처분용기의 경우 무게 제한으로 인해 적재효율이 좋지 못한 것으로 나타났다.
The Kori Unit 1 nuclear power plant, which is planned to be dismantled after permanent shutdown, is expected to generate a large amount of various types of radioactive waste during the dismantling process. For the disposal of Very-low-level waste, which is expected to account for the largest amount of generation, the Korea Radioactive waste Agency (KORAD) is in the process of detailed design to build a 3-phase landfill disposal facility in Gyeongju. In addition, a large container is being developed to efficiently dispose of metal and concrete waste, which are mainly generated as Very low-level waste of decommissioning. In this study, based on the design characteristics of the 3-phase landfill disposal facility and the large container under development, radiation exposure dose evaluation was performed considering the normal and accident scenarios of radiation workers during operation. The direct exposure dose evaluation of workers during normal operation was performed using the MCNP computer program, and the internal and external exposure dose evaluation due to damage to the decommissioning waste package during a drop accident was performed based on the evaluation method of ICRP. For the assumed scenario, the exposure dose of worker was calculated to determine whether the exposure dose standards in the domestic nuclear safety act were satisfied. As a result of the evaluation, it was confirmed that the result was quite low, and the result that satisfied the standard limit was confirmed, and the radiational disposal suitability for the 3-phase landfill disposal facility of the large container for dismantled radioactive waste, which is currently under development, was confirmed.
Currently, radioactive waste for disposal has been restricted to low and intermediate level radioactive waste generated during operation of nuclear power plants, and these radioactive wastes were managed and disposed of the 200 L and 320 L of steel drums. However, it is expected that it will be difficult to manage a large amount of decommissioning waste of the Kori unit 1 with the existing drums and transportation containers. Accordingly, the KORAD is currently developing various and large-sized containers for packaging, transportation, and disposal of decommissioning waste. In this study, the radiation exposure doses of workers and the public were evaluated using RADTRAN computational analysis code in case of the domestic on-road transportation of new package and transportation containers under development. The results were compared with the domestic annual dose limit. In addition, the sensitivity of the expected exposure dose according to the change in the leakage rate of radionuclides in the waste packaging was evaluated. As a result of the evaluation, it was confirmed that the exposure dose under normal and accident condition was less than the domestic annual exposure dose limit. However, in the case of a number of loading and unloading operations, working systems should be prepared to reduce the exposure of workers.
Compared to operational wastes, nuclear power plant (NPP) decommissioning wastes are generated in larger quantities within a short time and include diverse types with a wider range of radiation characteristics. Currently used 200 L drums and IP-2 type transport containers are inefficient and restrictive in packaging and transporting decommissioning wastes. Therefore, new packaging and transport containers with greater size, loading weight, and shielding performance have been developed. When transporting radioactive materials, radiological safety should be assessed by reflecting parameters such as the type and quantity of the package, transport route, and transport environment. Thus far, safety evaluations of radioactive waste transport have mainly targeted operational wastes, that have less radioactivity and a smaller amount per transport than decommissioning wastes. Therefore, in this study, the possible radiation effects during the transport from NPP to disposal facilities were evaluated to reflect the characteristics of the newly developed containers and decommissioning wastes. According to the evaluation results, the exposure dose to transport workers, handling workers, and the public was lower than the domestic regulatory limit. In addition, all exposure dose results were confirmed, through sensitivity analysis, to satisfy the evaluation criteria even under circumstances when radioactive materials were released 100% from the container.
In this study, basic strategies for the decommissioning and site remediation of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) were investigated. Six scenarios were formulated based on two of the three decommissioning strategies of nuclear power plants defined by the International Atomic Energy Agency (IAEA): immediate dismantling and deferred dismantling. A multicriteria decision analysis was performed to analyze the preferences of the options from the viewpoints of the timeframe to complete decommissioning, the resulting waste, the site usability, and the availability of the radioactive waste disposal route. The same six scenarios were applied to both the FDNPS and the nuclear power plants that ceased operation after a normal plant life cycle for comparison. For the FDNPS, the decommissioning project involved fuel debris retrieval, dismantling, and site remediation. The analysis results suggest that the balance between the amount of waste and the time to achieve the end state may be one of the most critical factors to consider when planning the decommissioning and site remediation of the FDNPS.
1978년 고리 1호기의 상업 운전을 시작으로 현재 우리나라에서는 총 23기의 원전이 운영 중에 있다. 운영 중인 원전으로부터 방사성폐기물이 계속 발생되고 누적되어 갈 것이다. 또한 원전의 수명 연장과 신규 원전의 추가 건설 이외에도 제염해체 연구시설 등 각종 원자력 시설에서 발생하는 방사성폐기물은 꾸준히 증가하고 있다. 우리나라는 최근 IAEA에서 권고하는 신 분류기준을 적용한 신분류기준에 대해 원자력안전위원회 고시를 개정하였다. 중·저준위폐기물을 IAEA 신 분류기준을 적용하여 세분화한다면, 약 98%를 차지하는 저준위 및 극저준위 방사성폐기물과 규제면제폐기물을 효과적으로 처분 할 수 있게 된다. 본 논문에서는 신 분류기준을 적용한 해외 적용 사례와 처분 방안 현황을 분석하여 국내에 적용 가능한 최적의 합리적인 적용 방안 및 해체 방사성폐기물량을 산정해 보고자 한다.
When the decommissioning of South Korea nuclear power plants is promoted in earnest with the permanent shutdown of Kori Unit 1 in 2017, a large amount of various types of radioactive waste will be generated. For minimal generation and safe management of decommissioning waste, the waste should be made by appropriate classification of the dismantling waste characteristics in accordance with physical, chemical and radiological characteristics to meet the acceptance criteria of disposal facilities. Replacing the preliminary inspection at the site for the compliance of the waste acceptance criteria (WAC) of medium and low-level radioactive waste with the generator's own radioactive waste certification program (WCP), from the perspective of disposal, the optimization of waste management at the national level contributes to the efficient availability of disposal, such as the processing of non-conforming radioactive wastes at the site. To this end, it is important to evaluate radioactivity in each system and area such as nuclear reactors before decommissioning is carried out in earnest, and the prior removal of harmful wastes is important. From waste collection to waste disposal, decommissioning waste should be managed at each stage in consideration of the acceptance criteria of disposal facilities to minimize the generation of non-conforming waste.
2017년 6월에 영구정지 된 고리 1호기의 해체는 한국의 상업 원전에 대한 첫 해체 사례가 될 것이다. 해체 과정 중에 발생하는 폐기물에 대한 처분은 전체 해체 비용의 많은 부분을 차지한다. 따라서 방사화 및 오염된 콘크리트 구조물은 적절한 해체전략을 수립하여 경제적이고 안전하게 해체되어야 한다. 본 논문에서는 생물학적 차폐체에 대한 최적화된 해체 및 처분 시나리오를 연구하였다. 해체사례, 폐기물 처분 규정 및 처리 기술을 분석하였다. 그리고 생물학적 차폐체 제거 과정의 폐기물 발생량을 최소화하기 위해서, 최적 해체 시나리오를 제시하였고 폐기물 처분 방안을 도출하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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