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해외 해체 원전 사례를 통한 원전 해체 시 종사자의 피폭선량
비교분석 연구
조선대학교 대학원
원 자 력 공 학 과
이 은 지
2022년 2월
석사학위 논문
해외 해체 원전 사례를 통한 원전 해체 시 종사자의 피폭선량
비교분석 연구
A Study of Radiation Dose Reduction for Workers in Decommissioning Nuclear Power Plants using Overseas Cases
2022년 2월 25일
조선대학교 대학원
원 자 력 공 학 과
이 은 지
해외 해체 원전 사례를 통한 원전 해체 시 종사자의 피폭선량
비교분석 연구
지도교수 공 태 영
이 논문을 공학 석사학위신청 논문으로 제출함 2021년 10월
조선대학교 대학원
원 자 력 공 학 과
이 은 지
이은지의 석사학위논문을 인준함
위원장 조선대학교 교 수 이 경 진 (인) 위 원 조선대학교 교 수 송 종 순 (인) 위 원 조선대학교 교 수 공 태 영 (인)
2021년 12월
조선대학교 대학원
목 차
ABSTRACT ···ⅵ
제1장 서론 ···1
제1절 연구 배경 ···1
제2절 연구 목적 ···5
제3절 연구 방법 ···7
제2장 해체 종사자 방사선 피폭 영향 인자 ···8
제1절 지연해체(Deferred Decommissioning) ···8
제2절 계통화학제염 ···11
제3절 절단 작업 ···21
제4절 기타 인자 ···27
제3장 해외 원전 해체 종사자 피폭선량 분석 ···32
제1절 분석 대상 원전 선정 ···32
제2절 원전별 해체 피폭선량 분석 ···35
제3절 해체 작업별 해체 피폭선량 분석 ···39
제4절 기기별 해체 피폭선량 분석 ···44
제4장 고리 1호기 선량평가 방법론 ···55
제1절 원전 해체 시 종사자 피폭선량 계산 방법론 ···55
제2절 외부피폭 선량평가 ···57
제3절 내부피폭 선량평가 ···59
제4절 고리 1호기 예상 선량평가 결과 ···60
제5장 해외 원전과의 비교 및 분석 ···61
제1절 고리 1호기 정규화 피폭선량 계산 ···61
제2절 비교분석 결과 ···64
제6장 결론 및 제안 ···69
참고문헌 ···71
표 목차
표 2.1 원자력 시설 해체로 인한 추정 방사선량 (man-Sv) ···10
표 2.2 LOMI, CAN-DECON™ 및 HP / CORD UV 장단점 비교 ···13
표 2.3 DfD 및 CORD 제염 공정에서의 주요 고려 인자값 ···18
표 2.4 DfD 및 CORD D UV 제염 공정의 장단점 ···19
표 2.5 원격 해체 기술의 장점 및 단점 ···25
표 2.6 해체 완료 원전에 대한 Loop 수와 출력 및 해체 시 피폭선량 비교 ···28
표 2.7 EPRI의 알파 농도에 따른 작업 구역 분류 및 종사자 방호조치 ···30
표 3.1 분석 대상 원전별 발전소 정보 ···32
표 3.2 원전별 붕괴보정연도 및 보정계수 ···34
표 3.3 대상 원전별 실제 해체 종사자 총 피폭선량 (man-mSv) ···36
표 3.4 정규화 후 해체 종사자 총 피폭선량 (man-mSv) ···38
표 3.5 원전별 해체 작업별 실제 피폭선량 (man-mSv) ···40
표 3.6 원전별 해체 작업별 정규화 후 피폭선량 (man-mSv) ···41
표 3.7 원전별 사용후핵연료 건식저장소 이동 시 피폭선량 비교 (man-mSv) ···43
표 3.8 계통제염 시행 원전 중 화학제염을 통해 제거된 방사능 ···43
표 3.9 원자로압력용기 해체 시 실제 및 정규화 피폭선량 (man-mSv) ···45
표 3.10 원자로내부구조물 해체 시 실제 및 정규화 피폭선량 (man-mSv) ···46
표 3.11 가압기 해체 시 실제 및 정규화 피폭선량 (man-mSv) ···47
표 3.12 증기발생기 해체 시 실제 및 정규화 피폭선량 (man-mSv) ···48
표 3.13 원자로냉각재펌프 해체 시 실제 및 정규화 피폭선량 (man-mSv) ···49
표 3.14 바이오실드 콘크리트 해체 시 실제 및 정규화 피폭선량 (man-mSv) ···49
표 3.15 각 원전별 기기 해체 시 정규화 피폭선량 (man-mSv) ···53
표 4.1 고리 1호기 해체 시 예상 피폭선량 (man-mSv)) ···60
표 5.1 해체 계획에 따른 고리 1호기 영구정지일 및 고방사선 중간 해체작업연도 ···62
표 5.2 고리 1호기 정규화 피폭선량 (man-mSv) ···63
표 5.3 해외 원전 피폭선량 평균값 대비 국내 원전 피폭선량 비교 ···64
표 5.4 해외 원전별 피폭선량 대비 국내원전 피폭선량 비교 ···65
표 5.5 해체 원전 기기별 피폭선량 비교 – RV 해체 시 정규화 피폭선량 ···67
표 5.6 해체 원전 기기별 피폭선량 비교 – RV 해체 시 정규화 피폭선량 ···68
그림 목차
그림 1.1 세계 원전의 가동연수 분포 (2019년 12월 31일 기준) ···2
그림 1.2 국내 원전 해체시장 규모 추정 ···3
그림 2.1 영구정지 후 시간에 따른 방사선학적 위험도 변화 ···9
그림 2.2 HP/CORD UV의 원리 ···14
그림 2.3 EPRI의 DfD 공정 개요 ···17
그림 2.4 Maine Yankee 원전의 제염 작업 전 및 작업 후 종사자 피폭선량 ···20
그림 2.5 해체∙절단 기술의 분류 ···22
그림 2.6 플라즈마 아크 절단 ···23
그림 2.7 José Cabrera 원자로 내부구조물(RVI) 해체 중 Band Saw 이용 모습 ··· 24
그림 2.8 원격 해체 로봇 ···25
그림 2.9 Loop 수에 따른 해체 원전 피폭선량 비교분석 ···29
그림 2.10 출력 값에 따른 해체 원전 피폭선량 비교분석 ···29
그림 3.1 대상 원전별 실제 해체 종사자 총 피폭선량 (man-mSv) ···37
그림 3.2 정규화 후 해체 종사자 총 피폭선량 (man-mSv) ···39
그림 3.3 원전별 해체 작업별 정규화 후 피폭선량 ···42
그림 3.4 원전별 및 해체 기기별 정규화 피폭선량 (man-mSv) ···54
그림 4.1 절단 공정별 발생되는 에어로졸의 특성 ···59
그림 5.1 고리 1호기 예상 해체 계획 ···61
ABSTRACT
A Study of Radiation Dose Reduction for Workers in Decommissioning Nuclear Power Plants using Overseas Cases
Eun Ji Lee
Advisor : Prof. Kong Tae Young, Ph.D.
Department of Nuclear Engineering Graduate School of Chosun University
Currently, as the number of nuclear power plants permanently shut down increases worldwide, many nuclear power plants are in the process of decommissioning. Even if a nuclear power plant is shut down, some radiation sources remain in the system and continue to give radiation exposure to workers until all radiation is decayed out. In Korea, as the design life of nuclear power plants built in the 1970s and 1980s expired, domestic nuclear power plants will also be dismantled soon. Kori unit 1 and Wolsong unit 1 were permanently shut down in 2017 and 2019, respectively. However, there is no decommissioning experience except for the research reactor.
This study investigated various factors influencing the radiation dose of workers in decommissioning nuclear power plants and analyzed the radiation dose of decommissioning workers using overseas cases. In addition, this study provides the technical guidance to establish the appropriate radiation protection plan in the decommissioning field, using the evaluation of approximate decommissioning doses in Kori unit 1 and the comparison with those of overseas nuclear power plants. Therefore, this study will contribute to the optimization of radiation protection in Korean decommissioning nuclear power plants.
제1장 서론
제1절 연구 배경
원자력발전소(이하 “원전”이라 한다.) 해체란 원자력안전법 제 2조 제 24항에 따르면 시설 운영을 영구적으로 정지한 후, 해당 시설과 부지를 철거하거나 방사성오염을 제거함으로써 법 적용대상에서 배제하기 위한 모든 활동으로 정의한다. 현재 전 세계적으로 원전 해체는 아주 중요한 이슈이다. 국제원자력기구인 IAEA(International Atomic Energy Agency)에서 업데이트하는 원자로 정보시스템 PRIS(Power Reactor Information System)에 의하면, 2019년 12월 기준 전 세계 원전 중 가동 중인 원전은 443개, 50기의 원전이 신규 건설 중이고, 영구정지된 원전의 수는 192개이며 앞으로 영구정지 원전의 수는 더 늘어날 것으로 전망된다[1]. 가동 중인 원전 중 가동 연수가 31년 이상인 원전은 281기로 전체의 약 63%, 41년 이상인 원전은 87기로 전체의 약 19%를 차지하고 있으며, 원전을 초기에 도입했던 유럽, 북미의 일부 선진국들은 이미 본격적인 해체작업이 진행 중에 있으며, 40년 이상 노후 원전들을 보유한 선진국들의 원전 해체 수요는 더욱 늘어날 것으로 보인다[2]. 그림 1에서 세계 원전의 가동연수에 대해 나타내었다[1].
국내 원전들은 1960 ~ 1980년대 건설된 것들이 설계수명 기간이 종료됨에 따라서 수명연장이 더 이상 되지 않을 경우에는 그 원전들은 해체작업에 들어가게 된다.
국내에서는 그동안 1997년부터 국내 최초의 원자력시설인 연구로 1, 2호기 해체(1997
~ 2021)와 우라늄 변환시설 해체(2001 ~ 2011)를 통하여 소규모 원자력 연구시설의 해체기술 개발 및 경험을 축적하였다[2]. 국내에서는 총 26기의 가동 원전 중 최초의 상업 운전을 시작한 고리 1호기가 2017년 영구정지 되었으며, 2022년부터 본격적인 해체 예정이며, 월성 1호기 역시 2019년 영구정지되어 2020년대 중반을 전후하여 원전
해체를 준비 중이다[3]. 국내 원전은 향후 10년간 국내 원전의 46%가 설계수명이 만료되어 2030년까지 12개의 설계수명이 만료될 예정이고, 2060년까지 총 26개의 원전이 영구정지 된다고 예상하고 있다[3]. 그림 1.2에서 국내 원전의 해체시장의 규모를 나타내었다[3].
그림 1.1 세계 원전의 가동연수 분포
또한 2011년 후쿠시마 원전 사고 이후, 최근 국내에서 방사선과 관련된 이슈가 발생할 때 방사선 안전에 대한 국민의 관심이 높아지고 있다. 최근에 방사선과 관련된 이슈로는 라돈 검출 침대 사건, 월성 원전 삼중수소 누출 등이 있다. 국민의 입장에서 생활 방사선에 대한 국민적 우려 및 건강에 관한 관심이 증대되었기 때문에 이에 대해 관심이 쏠리고 있다. 따라서 이처럼 국내 해체 원전의 급속한 증가 및 최근 방사선
피폭에 대한 국민적 관심 증대로 인하여, 해체 시 방사선 안전에 대한 중요성이 매우 커지게 되었다. 원전은 운영을 정지하여도 일부 방사선원이 계통 내에 계속 남아서 반감기가 모두 지날 때까지 계속해서 피폭을 줄 수 있어서, 원전 해체 시 작업 종사자에 대한 피폭 가능성이 있다. 따라서 해체 종사자에 대한 적절한 피폭 관리가 이루어져야 한다. 종사자의 피폭선량 관리가 중요한 이유는 원전의 안전성을 평가하는 척도가 되기 때문이다. 노후 원전 및 영구정지 원전의 비율이 높은 미국, 캐나다, 영국, 독일, 스웨덴은 이미 원전 해체산업이 체계적으로 형성되어 꾸준한 해체 경험을 통해 해체 종사자들에 대한 피폭선량을 체계적으로 관리하고 있으며, 다양한 피폭 저감 기술들을 사용하여 해체 시 활용하고 있다.
그림 1.2 국내 원전 해체시장 규모 추정[3]
또한 해체 시 알파 핵종의 방사능 준위의 증가는 종사자들의 내부피폭을 유발하며, 해체 작업환경을 악화시키는 요인으로 작용하기 때문에 방사성오염 여부의 주기적인 감시 및 종사자에 대한 적절한 방호조치를 취하는 것이 중요하다. 특히 해외 사례로, 캐나다 Bruce A 1호기 재가동 정비작업 중 절단 작업으로 인해 약 560여 명의 종사자가 내부피폭을 받은 경험이 있으며, 그로 인해 캐나다 원자력 규제기관인 CNSC(Canadian Nuclear Safety Commission)에서 6개월에서 1년간 작업 정지 처분을 내렸다[4]. 미국에서는 Conneticut Yankee 원전 해체 중 해체 종사자의 알파 오염 내부피폭으로 인해 미국 원자력 규제기관인 NRC(Nuclear Regulatory Commission) 에서 14개월 동안 모든 방사선 작업 정지 처분을 내렸다[5]. 이렇듯 방사선 피폭이 발생하면 이로 인해 종사자의 적절한 방호조치가 이루어지기 어렵고 해체 공정을 적기에 시행하는 것이 불가능하며, 막대한 비용 손실이 발생하여 사회적, 경제적으로 손실이 발생할 수 있어 이를 방지하는 것이 중요하다.
제2절 연구 목적
해외에서는 발전소 해체 시 종사자에 대한 방호를 목적으로 해체 종사자들의 피폭선 량을 줄이기 위한 연구가 많이 개발되어 있다. 또한 해외에서는 해체 종사자들의 피폭 선량을 줄이기 위한 기술 개발이 활발하게 이루어지고 있다. 대표적으로 가장 많은 해체 경험을 보유한 미국의 경우 작업위험분석(Job Hazard Analysis)를 통해 해체 종사자에 대한 피폭 위험을 사전 분류하여 해체작업의 결과로부터 발생 가능한 부작용 으로부터 종사자 및 환경을 보호하기 위한 통합적 접근을 시행하고 있다[7]. 작업위험 분석을 통해 직무에 중점을 두어 위험이 발생하기 전에 위험을 인지하여 종사자, 직무 도구, 작업 환경 간의 관계에 대해 집중하여 통제되지 않는 위험이 인지될 시에 는 그 위험을 없애거나 허용 가능한 위험 수준으로 낮추는 노력을 시행하고 있다.
특히 해체 시 방사능의 대부분은 원자로압력용기(Reactor Pressure Vessel: RPV) 내부에 집중되어 있고, 일부의 방사능은 원자로 1차 냉각 계통의 넓은 범위에 분포하고 있다. 일반적으로 기기 및 구조물 등의 해체철거는 절단 작업에 의해 해체가 이루어지므로 종사자의 방사선 피폭을 가능한 한 줄이는 것이 절단 기술 개발요건 중 중요한 점이다[6]. 하지만 원자로 내 구조물, 원자로압력용기 및 생체차폐체(Biological shield) 등은 높은 방사능을 가지고 있고, 구조가 대형 또는 복잡한 형태이기 때문에 일반 구조물을 해체하는 경우와 매우 다르다. 또한 이러한 구조물들은 원자로를 중심으로 좁은 범위에 집중되어 있어 해체작업이 매우 어렵다고 할 수 있다. 이와 같은 시설을 해체 철거하기 위해 기존의 절단 기술을 발전시킨 해체 공법 및 기기의 개발이 해외에서 추진되고 있다. 그 예로 고방사선구역 출입 작업 등 인간의 방사선 피폭 최소화 등을 위해 최근 원격제어기술을 통한 해체작업이 늘어나는 추세이다[7].
국내에서도 기존 해외 기술 대비 성능이 대폭 향상된 원전 핵심 설비 해체용 레이저 절단 기술을 개발하였다[8]. 한국원자력연구원(Korea Atomic Energy Research Institute: KAERI)에서는 6kW 섬유 레이저를 이용해 100㎜ 두께의 탄소강과 스테인리스강을 공기 중에 절단해 원격 운전 가능성 등 기능 한계를 극복하고 핵시설 절단 과정에서 발생하는 2차 폐기물량을 줄이는 기술을 개발했으며, 이를 통해 해체 일정 최적화, 방사선 작업종사자 피폭 최소화, 해체 비용 절감을 위한 최적의 시나리오를 선택할 수 있다. 현재는 원자로내부구조물(Reactor Vessel Internal: RVI) 과 같은 원자로의 고방사선 노심 구역을 원격 해체하기 위한 수중 레이저 절단 기술을 개발하고 있다[8].
이처럼 원전 해체가 점차 증가하면서 원전에 대한 해체기술은 점차 개발되었으나 방사선 방호 및 선량 감소 측면에서의 상세한 정보 분석은 아직 부족하다고 할 수 있다. 현재 국내에서는 아직 원전 해체 경험이 없어서 해체 시 종사자 피폭선량 저감화에 대해서 초점을 맞춰서 분석한 연구는 부족한 실정이다. 고리 1호기를 시작으로 앞으로 해체 원전이 증가하게 되면 그에 따라 국내 원전에 맞는 종사자 피폭선량을 줄이는 방안이 필요할 것으로 보인다. 그렇기 때문에 첫 해체 예정인 고리 1호기의 해체 경험을 통해서 국내 해체 원전에 맞는 독자적인 피폭 저감 기술을 확보해야 한다. 현재 국내 해체 계획 중인 원전의 방사선관리 구역에 대하여 피폭선량 평가 경험이 없으므로 본 연구를 통해 의미 있는 시사점을 줄 수 있을 것이며, 향후 원전 해체 계획 수립 시 활용 가능할 것으로 보인다.
제3절 연구 방법
본 논문에서는 해체 작업 시 종사자에게 영향을 줄 수 있는 피폭 저감 인자에 대해 먼저 알아보고, 해외 해체 원전의 사례를 통해 해체 종사자에 대한 방사선 피폭에 영향을 주는 요인들에 대해 분석하였다. 기존 해체 원전의 작업분류를 통해 고리 1호기에 대한 종사자 피폭선량에 대해 계산해 보았다. 또한 해외 원전과의 선량 비교를 통해 국내 원전에 맞는 선량저감 방안에 대해 알아보고자 한다.
(1) 원전 해체 작업 시 종사자들에게 발생 가능한 피폭에서 피폭선량 저감이 가능한 요인에 대해 정리하고, 각 요인들에 대한 특징을 자세하게 분석하였다.
(2) 해외 해체 종사자들의 피폭선량을 분석하기 위해서 먼저 분석 대상 원전을 선정하였다. 분석 대상 원전은 미국, 스페인 등 해체 경험이 있는 해외 원전을 선정하였으며, 선정한 각 발전소에 대해 설계 용량, 운영 기간 등 상세한 정보를 통해 각 원전에 대한 종사자들의 피폭선량을 저감 요인별로 분류하여 선량을 분석하였다.
(3) 국내 첫 해체 예정인 고리 1호기의 주민의견수렴용 최종해체계획서를 토대로, 최종 예상 종사자 외부피폭선량을 정규화하였다. 특히 상대적으로 방사능오염이 높을 것으로 예상되는 원자로 압력용기(Reactor Pressure Vessel: RPV) 및 원자로 내부구조물(Reactor Vessel Internal: RVI)를 중심으로 정규화하였다.
(4) 예측한 고리 1호기 피폭선량을 여러 기준으로 앞서 분석한 해외 원전 피폭선량과의 비교분석을 하였으며, 피폭선량 비교분석 수행 과정에서 도출된 사항을 통해 향후 국내 원전 해체에 활용할 수 있는 방안을 기술하였다.
제2장 해체 종사자 방사선 피폭 영향 인자
원전 해체 시 종사자들의 방사선 피폭 선량을 평가하기에 앞서, 어떠한 인자들이 종사자들의 방사선 피폭을 효과적으로 줄일 수 있는지에 대한 이해가 필요하다.
따라서 본 장에서는 해체 종사자 방사선 피폭 저감 인자에 대해 상세히 기술하였다.
제1절 지연해체(Deferred Decommissioning)
1. 지연해체의 정의
원자력시설 해체에 관한 최종 일반환경영향평가서(Final Generic Environmental Impact Statement on Decommissioning of Nuclear Facilities)에 따르면, 원전을 해체하는 전략은 크게 세 가지로 나눌 수 있다[9]. 그 3가지는 즉시 해체(DECON), 지연 해체(Deferred Decommissioning, 안전저장이라고도 한다), 원전 매립(ENTOMB) 으로 나눌 수 있으며, 최근의 추세는 주로 원전에 대한 정보와 지식을 가진 종사자들이 해체 작업에 참여하기 때문에 즉시 해체 방식을 많이 선택하고 있다[9].
즉시 해체란, 운전정지 후 허가종료를 허용할 수 있는 수준까지 방사성오염물질을 포함하고 있는 대상시설의 설비, 구조물 및 부지를 제거하거나 제염하는 해체 방식을 말하며, 시설의 운전정지 후 5년 정도 안정기간을 거쳐 10 ~ 20년 정도의 해체 작업을 하는 방식을 말한다.
지연 해체란 허가종료 수준으로 후속적인 제염 및 철거될 때까지 대상시설을 안전한 안전상태에 놓고 그 상태로 유지하는 방식이며, 지연 해체 방식의 가장 큰 장점은 해체가 일정 기간 후에 발생하기 때문에 해체 전의 방사선 준위를 효과적으로 낮출 수 있다는 점이다. 이 방법을 안전저장(Safe Storage: SAFSTOR) 이라 하는데, 미국 원자력규제위원회는 'SAFSTOR'를 ‘원자력시설을 안전하게 저장하고 그 후에 오염을
제거할 수 있는 조건에서 제한되지 않은 사용을 위해 방출을 허용하는 해체 방법’
이라 정의한다[9]. 지연 해체에서 사용후핵연료는 영구정지 후 초기에 제거함으로써 완전한 오염 제거 및 해체 전에 최대 50년 동안 격리된 후 10년간의 제염 기간이 일반적으로 소요되어 총 60년 동안의 모니터링을 거쳐 해체를 완료한다. 이 방법을 시행하는 기간이 길수록 일부 방사능오염이 안전한 수준까지 붕괴되어 폐기해야 하는 방사성 물질의 양이 줄어들어 총 해체 비용을 줄일 수 있다. 하지만 즉시 해체에 비하여 장기간에 걸쳐 진행되기 때문에 오랜 기간 원전을 관리해야 하며 많은 비용이 소요된다는 단점을 가지고 있다. 이렇듯 지연 해체 방법은 안전저장 기간 동안 핵종의 반감기에 따른 방사능 저감 효과를 고려할 수 있어 영국, 일본 등 일부 국가에서 적용 중이다. 그림 2.1에서 이러한 지연해체의 특성을 나타내었다[10].
원전 매립(ENTOMB)방식은 콘크리트와 같은 구조적으로 오랜 수명을 유지할 수 있는 물질 속 방사화된 구조물, 계통 및 부품을 차폐 격리하는 방식이나, 대부분의 원전에서는 100년이 경과하여도 제한치를 초과하는 농도의 방사성핵종을 가지고 있기 때문에 일반적으로 실용성이 낮다고 볼 수 있다.
그림 2.1 영구정지 후 시간에 따른 방사선학적 위험도 변화[10]
2. 안전저장(SAFSTOR)의 피폭 저감 효과
원전의 영구정지 후 해체 및 철거 전에 적절한 안전저장 기간을 두는 것은 반감기가 짧은 핵종의 방사성붕괴를 유발하여 피폭선량 저감 효과가 있는 것으로 확인된다.
즉시 해체와 비교하여 지연 해체를 했을 때, 종사자의 피폭선량은 현저히 낮아진다.
표 2.1 원자력 시설 해체로 인한 추정 방사선량 (man-Sv)[9]
DECON
SAFSTOR ENTOMB 10
years
30 years
100 years
RVI 포함
RVI 제거 경수로 PWR 11.83 6.52 3.29 3.04 9.2 10.25 비등경수로 BWR 19.55 9.31 4.42 3.20 16.24 17.53 핵연료 재처리시설 5.32 4.53 3.33 1.79 1.75 소규모 혼합산화물 처리시설 0.76 1.65 3.07 - 0.1
UF6 핵변환시설 0.01 0.01 0.01 0.01 - ISFSI* 10.91 6.21 3.18 2.95 9 10
U 연료 제조 시설 0.186 0.3 0.62 - -
다중 원자로 0.72 0.77 0.87 1.22 0.15
* Independent spent-fuel storage installation (독립적 사용후핵연료 저장시설)
가압경수로 발전소 해체 기술, 안전성 및 비용(TECHNOLOGY, SAFETY AND COSTS OF DECOMMISSIONING A REFERENCE PRESSURIZED WATER REACTOR POWER STATION) 보고서에 따르면 30년간 안전저장을 하여 지연해체를 할 경우 종사자의 총 피폭량이 4.6 person-Sv(안전저장준비 4.2 person-Sv, 감시 0.14 person-Sv, 제염 0.24 person-Sv, 운반 피폭량 미포함) 이며, 즉시해체의 경우 12 person-Sv 종사자 피폭이 예상된다[11]. 원자력시설 해체에 관한 최종 일반환경영향평가서(Final Generic Environmental Impact Statement on Decommissioning of Nuclear Facilities) 에 나타난 해체 전략별 종사자 추정 방사선량은 다음과 같다[9]. 안전저장을 시행했을 경우 나머지 두 방식에 비해 피폭선량이 감소하였다.
제2절 계통화학제염
해체에 있어 제염 공정은 방사성 물질을 제거하는 데 큰 영향을 끼치기 때문에 해체 활동 전반에 있어서 매우 중요한 작업이다. 그 중 방사선량이 가장 높은 원자력압력용기 및 원자로내부구조물이 포함된 일차계통에 대해서는 전계통화학제염 (Full System Chemical Decontamination) 을 실시하여 본격적인 해체 작업 전에 방사선량을 크게 감소시킬 수 있다. 원전에 적용되는 일차계통 및 기기 제염은 가동 중 제염과 가동 정지 후 해체를 위한 제염으로 나뉘고, 금속 폐기물의 방사선량을 저감하고 발전소 유지보수 시 종사자의 피폭 저감을 위해 실시한다. 따라서 종사자의 피폭 저감을 위해서는 계통화학제염의 역할이 매우 중요하다.
1. 계통화학제염의 종류
원전을 해체할 때 방사선량률 및 폐기물 발생을 최소화하는 것이 필수적이다.
따라서, 현재까지 이를 위한 방안을 모색하는 연구가 계속해서 이루어지고 있다.
제염은 직접적인 원전해체 과정 중 가장 초반에 행해지는 중요한 작업으로, 해체를 위한 제염 공정은 폐기된 폐기물의 처리 허용 수준 이하로 유지하기 위해 높은 제염 계수(Decontamination Factor: DF)가 필요하다. 원전에 상용화된 계통화학제염 기술은 LOMI(Low-Oxidation-state Metal Ion), (AP/)CAN-DEREMTM (Canadian Decontamination and Remediation process), CORD(Chemical Oxidation Reduction Decontamination Decommissioning), DfD(Decomtamination for Decommissioning) 등이 있으며, 그 중 가장 많이 사용되는 두 가지 공정은 프랑스 원자력 기술 회사 AREVA가 개발한 CORD 공정과 미국 전력연구원 EPRI(Electric Power Research Institute)가 개발한 DfD 공정이 있다. CORD 공정은 원래 가동 중 원전에서 사용하기 위해 개발되었지만, 높은 DF의 필요성에 따라 영구정지된 원전에 적용 가능한 Chemical Oxidation Reduction Decontamination Decommissioning Ultra Violet (CORD D UV)이 개발되었다. 표 2.2 에서는 PWR 원전에 적용하는 주요 상업용 화학 제염 공정에 대한 특징을 비교하였다[13].
표 2.2 LOMI, CAN-DECON™ 및 HP / CORD UV 장단점 비교[13]
각 공정의 장단점 비교
LOMI CAN-DECON HP CORD UV
제염계수(DF) 비교
Fe3O4 표면일 경우 높은
DF값 DF 중간값 DF 중간값
옥살산염
생성 N/A 옥살산염 생성
없음
옥살산염 생성 위험도 존재
과산화 반응
용해제는 반드시 무산소 조건
→ 적용의 오류 가능성
→ 장비 비용 소요
고 과산화반응 없음
고 과산화반응 HMnO4(특허)
자격 국가 미국 허가 미국 허가 미국 불허
화학물질 고가의 핵심 화학물질 N/A N/A
폐기물 많은 폐기물양 과산화반응 에서
폐기물 존재 폐기물양 적음
가. CORD(Chemical - Oxidation Reduction Decontamination Decom missioning)공정
CORD 제염 공정은 1976년 독일의 PWR 원전인 Biblis A와 B에서 원자로냉각펌프 (Reactor Coolant Pump: RCP) 제염에 적용되었다[12]. 대부분의 유럽 원전에서는 HP/
CORD UV(Permanganic acid / Chemical - Oxidation Reduction Decontamination b ased on the acid permanganate Ultra-Violet light) 기술을 이용하여 화학적 제염을
실시하고 있다. HP/CORD UV는 재생성 다중 사이클 제염 과정으로, 첫 번째 단계 (산화 공정) 로 핵종을 포함하는 산화층은 과망간산(HMnO4 ; "HP") 으로 처리된다.
감소 단계 후 부식 생성물과 핵종들은 화학적으로 용해되어 재생성 과정 동안에 부식 생성물과 핵종들은 이온 교환 수지 위에 전달된다. 제염 사이클이 끝날 무렵 옥살산은 제염 화학물질로서 CO2 및 H2O로 분해된다(환원 공정). CORD 공정이 사용된 상용원전으로는 대표적으로 Connecticut Yankee 원전이 있다. 그림 2.2는 HP/CORD UV의 원리를 나타낸다[13].
그림 2.2 HP/CORD UV의 원리[13]
일반적으로 HP/CORD UV 제염에는 다음과 같은 조건하에 수행된다[13].
- 온도 95℃ +/- 2℃
- HMnO4 농도 200 ± 50 ppm - 옥살산 농도 2000 ± 200 ppm - H2O2 용액 농도 30%
HP/CORD UV 기술은 크게 산화, 환원 그리고 정화 공정으로 나누어지고, 각각의 공 정의 특성 및 진행 과정은 다음과 같다[13].
(1) 산화 공정
원자로 계통 표면 내의 산화막 층의 크롬 성분을 산화하여 제거하는 공정으로, 이는 크롬을 포함하는 산화물의 분해를 목표로 한다. 사용되는 화학 약품으로는 HMnO4+HNO3(0.5 ~ 1.0G/L)을 이용하며, 산화막의 크롬을 HCrO4- 이온 형태로 용해하고 부산물로 MnO2 침전물을 형성한다. 반응식은 다음과 같다[13].
Cr2O3 + 2MnO4-
+ H2O → 2HCrO4-
+ 2MnO2
(2) 환원 공정
계통 표면 산화막의 철 성분을 환원하여 제거하는 공정으로, 옥살산(NITROX-H ~ 2.0g/L)을 이용하여 과망간산의 환원(Mn7+→Mn2+)과정을 통한 제염을 실시하며 양이온교환수지를 통해 공정수 금속이온 제거 및 옥살산 재생성 과정을 거친다. 이에 따른 반응식은 다음과 같다[13].
MnO2 + H2C2O4 + 2H+ → Mn2+ + 2CO2 + H2O
(3) 정화 공정
제염 공정까지 모두 완료한 뒤, 공정수의 잔류 옥살산을 제거하여 자외선과 H2O2를 사용하여 오염 제거 화학물질을 H2O 와 CO2 로 분해한다[13].
H2O2 + H2C2O4 → 2CO2 + 2H2O
나. DfD(Decontamination for Decommissioning) 공정
DfD는 1996년 미국 전력연구원 EPRI(Electric Power Research Institute)에서 개발한 "Decontamination for Decommissioning"의 약어로써, EPRI DfD 공정의 전반적인 목표는 위쪽에 있는 오염된 산화물 필름과 함께 금속이 천천히 균일하게 용해되면서 용해된 방사능과 금속이 이온 교환 수지에서 제거되는 것이다[15]. 이 공정은 금속 계통 표면(스테인리스강 및 Alloy 600)에서 방사능을 제거하여 이러한 계통 표면을 비 방사성으로 폐기하기 위해 재활용하거나 자체처분 할 수 있도록 설계되었다. DfD는 플루오르화 붕산, 과망간산 칼륨 및 옥살산으로 구성된 용해제가 주 화학제로 사용되는 순환 공정이며, 산화물 용해가 완료되면 이 공정은 계속해서 비금속 물질들을 균일하게 제거한다. DfD 기술을 적용한 상용원전으로는 대표적으로 Big Rock Point 원전이 있으며, José Cabrera 원전은 DfD 기술에 CORD 공정에서 보인 옥살산(NITROX)을 추가한 혼합 기술로 전체 화학적 계통제염을 실시하였다[14].
그림 2.3은 DfD 공정의 전체적인 진행 과정에 대해 나타내었다[15].
금속 표면의 방사능을 제거하는 일반적인 메커니즘은 수소 이온에 의한 산 분해를 이용하는 것이다. 전반적인 반응식은 다음과 같다.
x (Metal) + y (H
+x–Anion
x-)
→Metal
y+x(Anion
x-)
y+ (y*x/2) H
그림 2.3 EPRI의 DfD 공정 개요[15]
다. CORD 공정과 DfD 공정의 비교
해외 원전들은 각 원전에 특화된 공정을 이용하여 제염을 실시하였다. 그 중 가장 상용화된 CORD 공정과 DfD 공정을 비교하였다. 표 2.3은 DfD 및 CORD 제염 공정에 서의 주요 고려 인자값이며, 표 2.4에서는 두 공정의 장단점을 비교하였다[16].
표 2.3 DfD 및 CORD 제염 공정에서의 주요 고려 인자값
Parameter Maine Yankee NPP EPRI DfD
Connecticut Yankee NPP Siemens CORD
No. of cycles 11/13 2
Total processing time
(Days) 480 610
Net processing time
(Days) 202/193 238
Final clean 4주 5주
Solvent flow 300/650 gpm 1,800 gpm
Average contact DF 31.5 15.9
Metal removed 677 lbs 182 lbs Base metal penetration 12/14 μm 0.3 μm Total IX resin waste 625 ft2 465 ft2
표 2.4 DfD 및 CORD D UV 제염 공정의 장단점[16]
2. 계통화학제염의 피폭 저감 효과
계통화학제염은 해체 시 매우 효과적으로 피폭선량을 감소할 수 있다. 미국의 대표적인 해체 원전인 Maine Yankee 원전은 제염을 효과적으로 하기 위하여 총 목표 선량은 250 man-mSv였으나 총 실제 피폭선량은 113.4 man-mSv 정도로 1/2이 넘는 선량 감소 수치를 보였다. Maine Yankee 원전의 제염 작업 전과 작업 후 종사자의 구체적인 피폭 선량을 그림 2.4에 나타내었다[16].
EPRI DfD CORD D UV
장점
- 시약 희석 및 화학비 절감
- IX (이온 교환) 수지 세척에 적합 - 각 공정 단계 간 시약 정리 불필 요
- 불소산 연속 재활용 가능 - 금속 세척 용이
- 빠르고 효율적
- 저농도이며 폐기물량 적음
- K+, NaOH, HNO3 등 첨가물 불필 요
- 모든 수냉식 원자로에서 사용 가 능
- 금속 세척이 용이
- 자외선(UV)은 시스템 산화전위를 감소, 염기성 금속 부식을 유발 - 제염계수(DF) 매우 증가
단점
- 강한 산을 염기 용매로 사용했을 때의 위험 증가
- CORD D UV 공정 대비 폐기물량 증가
- DfD 공정에 비해 낮은 성능 - 유체 경로 변경의 어려움
그림 2.4 Maine Yankee 원전의 제염 작업 전 및 작업 후 종사자 피폭선량[16]
제염 시 가장 많은 선량저감을 보인 작업은 장비 설치 및 시스템 연결작업(Setup of Decon Equipment & Making System Connections)이었으며, 예상 선량은 55.8 man-mSv였으나 실제 선량은 20.6 man-mSv로서 약 63%의 선량저감률을 보였다.
다른 작업들 또한 목표 선량에 비해 실제 선량이 낮게 나타났다. 따라서 계통 제염은 다른 해체 작업에 비해 선량저감 효과가 큰 것으로 확인되며, 본격적인 기기 해체 전 제염을 실시하여 방사능 준위를 크게 낮출 수 있는 것으로 확인되었다.
제3절 절단 작업
1. 기존 절단 기술 개발현황
영구정지된 원전을 해체할때에는 어떤 방식을 선택하더라도 구조물의 절단 작업이 필수적이다. 원전을 해체시 절단 및 분해하는 가장 큰 이유로는 기기 및 구조물을 철거하고, 고방사화된 대상물을 철거하여 오염을 관리하는 것이다. 원전을 해체할 때 절단 작업은 모든 구역에 사용되나, 주로 방사능이 높은 1차 측 대형 구조물, 주로 원전의 원자로 압력용기(RPV)와 원자로 압력용기 내부(RVI)를 해체할 때 실시한다.
이 구역은 매우 높은 방사선량률을 가지며, 절단과정에서 생성되는 금속성 분진은 흡입에 의해 내부피폭을 유발할 수 있기 때문에 절단 작업 시 방사선 방호 및 폐기물 처리에 관해 구체적인 계획을 세우는 작업이 요구된다. 해체 경험이 있는 해외 원전에서는 각 원전에 특성에 맞는 절단 기술을 활용하여 해체작업을 진행했으며, 우리나라 역시 연구로 해체 시 방사능 준위가 가장 높은 회전시료조사대를 수중에서 원격으로 정밀하게 절단 및 분해할 수 있도록 기술을 독창적으로 개발하여 설계 및 제작하였다[17].
특히 수중 절단은 현재 해외에서도 기술 적용 경험이 적으며, 전기장치가 수중에서 정전 등 비상시에도 안전하게 작동할 수 있도록 기존의 공기압 이용 방수기술을 보완한 새로운 개념의 수중 기기 방수 장치를 개발하였으며, 수중에서 원격으로 자동절삭이 가능하도록 원격 자동 제어 기술을 개발하였다[16]. 절단 작업시 종사자의 피폭을 저감시키기 위해서는 수중 절단 및 원격 절단의 개발이 필요하다.
그림 2.5 해체∙절단 기술의 분류
2. 수중 절단
수중 절단은 1차측 원자로압력용기의 방사능 농도를 크게 낮춰서 작업할 수 있는 장점이 있지만, 적용할 수 있는 기술이 제한되어 있다. 수중 절단을 적용할 수 있는 절단 기술은 플라즈마 아크 절단 기술(Plasma Arc Cutting)로, 이 기술은 텅스텐 전극봉과 전도성을 띈 절단 대상물 사이에 직류 아크가 발생되어, 높은 전압과 아크와 함께 대상 금속물을 녹이면서 절단하는 원리이다. 고속 절단 및 고정밀 절단이 가능하며, 수중 절단 및 원격 절단이 가능하여 해체 시에 가장 많이 활용하고 있다[18].
그림 2.6 플라즈마 아크 절단 [18]
또한 수중 기계식 절단 기술(Band Saw/Disc Saw)를 이용하여 수중에서 대형 구조물들을 빠른 속도로 절단이 가능하다. 이 기술을 활용한 대표적인 원전으로는 스페인의 José Cabrera 원전이 있다[19].
원자로압력용기내부를 절단하는 것은 방출하는 방사선의 크기가 매우 크기 때문에 주로 수중 원격 장비를 사용하는데, 이는 종사자의 피폭을 최소화하기 위함이지만 장비의 조작이 매우 어렵기 때문에 주의가 필요하다. 이때 수중 절단에 사용하는 장비의 경우 내부식성이 강해야 하며 장비의 방수 능력 또한 뛰어나야 한다.
그림 2.7 José Cabrera 원자로 내부구조물(RVI) 해체 중 Band Saw 이용 모습[19]
3. 원격 절단
원격 절단 기술은 다양한 조작기를 사용함으로써 종사자가 작업 구역의 높은 선량 환경에서 거리 조정 및 차폐 효과를 낼 수 있어 방사선 방호 원칙을 달성함으로써 종사자의 피폭량을 효과적으로 감소시킬 수 있다[18]. 원격 절단 기술은 ‘ 로봇 기술 ’ 이라고도 하여 1980년대 초 제한적으로 로봇을 사용했으며, 1980년대 후반 및 1990년 대 초반부터 원전 해체 시 로봇을 적용하여 작업을 시작했다. 그 이후 1996년도 미국 에너지부(Department of Energy: DOE)에서 오염된 시설에서의 방사성 및 화학적으로 유해한 폐기물의 제거를 목적으로 하여 “Robotics Crosscutting Program”을 실시하여 로봇기술의 발전을 이루었다[18]. 원격 해체 기술은 고방사선구역에서는 종사자의 직접 적 접근이 불가능하기 때문에 대형 설비를 해체하는 데 있어 종사자를 보호하고 사고 를 예방함으로써 작업 효율성을 높일 수 있기 때문에 반드시 필요한 기술이라 할 수 있다. 표 2.5 에서 원격 해체 기술의 장단점을 나타내었다.
표 2.5 원격 해체 기술의 장점 및 단점[18]
원격 해체 기술의 장∙단점
장점
∙안전성 향상 (종사자 피폭선량 감소)
∙생산성 개선 (종사자 교체 및 보호복 불필요)
∙접근성 향상 (협소 구역 접근 가능)
∙비용 절감 (작업 인원 감소)
단점
∙작업 도중 문제 발생 시 즉각적인 대응의 어려움
∙카메라를 통해 간접적으로 현장을 확인하기 때문에 현장의 즉각적인 파악이 어려움
그림 2.8 원격 해체 로봇[18]
원자력 산업은 증기발생기 및 선박 용접검사부터 파이프 검사까지 다양한 작업들이 원격 장비를 사용하여 일상적으로 수행되고 있다. 이는 종사자 방사선 피폭을 저감하고 접근하기 어렵거나 밀폐된 공간 접근의 어려움을 해소하였다.
대표적으로 미국의 Connecticut Yankee 원전은 해체 중 로봇 장비를 사용하여 원격으로 분할된 1차측 구조물이나 다양한 방사능으로 오염된 부분을 옮기는 데 이용하였다[20]. 또한 고리 1호기 주민의견수렴용 최종해체계획서에 따르면, 고리 1호기의 원자로압력용기는 대기 중 원격 절단 방법을 사용하고, 원자로내부구조물은 수중 원격 절단 방법을 이용하여 종사자가 작업공간에 최소한으로 머무르도록 계획중이다[21]. 따라서 국내 원전 해체 시 원격 절단 기술은 반드시 필요한 기술로, 현재 한국기계연구원에서 2022년까지 원전 원격해체 시스템 가상 운전기술을 개발을 목표로 하고 있으며 이를 상용화하면 원전 해체 시 방사선 방호에 도움을 줄 수 있을 것으로 보인다[22].
제4절 기타 인자
1. 원전 Loops 수의 증가에 따른 피폭선량 영향
기본적으로 가압경수로형(Pressurized Water Reactor: PWR) 원전은 증기발생기 수에 따라서 원전 Loop 수가 나뉜다. 만약 증기발생기가 2개라면 2-Loop, 3개라면 3-Loop로 구성된다. 현재 국내 원전은 대부분 증기발생기가 2개이므로 2-Loop로 구성된다. 비등경수로형(Boiling Water Reactor: BWR) 원전은 증기발생기가 없으며 원자로에서 직접 증기를 발생시켜 터빈을 돌리는 방식이므로 여기에서는 논하지 않는다.
원전의 Loop 수가 크다는 것은, 원자로압력용기에 연결되어 냉각재 펌프 및 증기발생기를 연결하는 유로의 수가 많다는 것을 의미하므로, 원전 해체 시 분해 작업이나 제염 작업이 더욱 많이 필요할 수 있어 종사자들의 피폭선량이 증가할 가능성이 존재한다고 가정하였다. 따라서 해외 해체 원전들의 Loop 수에 따른 피폭선량을 비교하여 어떤 값을 나타내는지에 대해 조사하였다.
2. 발전소 설비용량에 따른 피폭선량 영향
발전소의‘설비용량’이란 발전소가 시간당 전기를 최대로 생산해 낼 수 있는 능력을 뜻한다. 그러므로 발전소 설비용량이 크다는 것은 원자로 안의 핵연료봉 다발의 숫자 가 더 많다는 것을 의미하며, 핵연료 다발이 많아 관련설비들이 보다 많이 방사화가 진행될 수 있고 이로 인해 해체 시 더 많은 종사자들의 피폭을 불러올 수 있다고 가정 하여 해외 해체 원전 사례를 통해 Loop 수 및 출력 값이 증가할수록 해체 시 종사자 들의 피폭선량의 추이를 비교하였다. 따라서 표 2.6에서 이를 반영하여 해외 해체가 완 료된 원전 10가지의 Loop 수 및 정격 출력 값 및 각 원전 해체 시 피폭선량을 비교하
여 가정과 일치하는지를 분석하였다[23].
표 2.6 해체 완료 원전에 대한 Loop 수와 출력 및 해체 시 피폭선량 비교[23]
해체 원전명 Loop 수 출력 (MWe) 총 피폭선량
(man-Sv)
La Crosse - 48 0.914
Humboldt Bay - 63 0.771
Big Rock Point - 67 5.703
José Cabrera 1 160 2.678
San Onofre 1 3 410 3.044
Connecticut Yankee 4 619 8.251
Maine Yankee 3 860 7.717
Rancho Seco 2 913 1.988
Trojan 4 1040 2.973
Zion 1 4 1040 2.816
처음에는 각 원전 해체 시 Loop 수 및 출력 값이 커질수록 종사자들의 피폭선량도 커질 것이라고 예상했으나, 표 2.6을 토대로 그린 그림 2.8 그래프에 따르면 해체를 완료한 원전은 출력 값, Loop 수와는 무관하게 다양한 피폭선량 값을 나타내었음을 보여준다. 따라서 발전소 Loop 수 및 정격 출력은 총 해체 선량에 유의미한 영향을 미치지 않는다는 점을 알 수 있다.
그림 2.9 Loop 수에 따른 해체 원전 피폭선량 비교분석[23]
그림 2.10 출력 값에 따른 해체 원전 피폭선량 비교분석[23]
3. 알파 핵종 오염
가동중인 대부분의 원전에서의 1차적인 방사능 위험은 베타 및 감마 방사선 핵종에 의한 것이라고 볼 수 있다. 가동중인 원전에서는 알파 방사능이 존재하더라도, 베타나 감마 핵종의 비율이 상대적으로 높아서 모니터링을 통해서 알파 방사능을 제어할 수 있다. 하지만, 원전 해체 시에는 오랜 기간 동안 운전해 왔기 때문에, 수명이 짧은 베타와 감마 핵종은 붕괴해버리는 반면 매우 긴 반감기를 가지고 있는 알파 핵종의 특성상 방사능 준위가 매우 높아져 있다. 미국 전력연구원(EPRI)에서는 원전 내 종사자 방호를 위한 알파 선원을 통제하기 위한 가이드라인을 제시하였다[23]. 알파 오염의 정도에 따라 작업 장소를 분류(Level Ⅰ,Ⅱ,Ⅲ)하였고, 그에 맞는 종사자들의 방호 방향을 제시하였다.
표 2.7 EPRI의 알파 농도에 따른 작업 구역 분류 및 종사자 방호조치[24]
방사능비 (βγ/α)
LEVEL Ⅰ 지역(최소)
>30,000
LEVEL Ⅱ 지역(중요) 30,000 -300
LEVEL Ⅲ 지역(아주중요)
<300
흡입된 물질에서의
알파선량률 (%) <10 10-90 >90
DAC 분율 비
(α/βγ) <0.1 0.1-10 >10
종사자 방호조치 기본적 방호조치
glove bags, 일회용 방호복, 호흡기 방호, PAS (Personal Air Sampler,
개인공기시료포집장치)
알파 핵종은 또한 절단 작업을 수행할 때 주로 CRUD(Chalk River Unidentified Deposit, 금속재료 부식에 의한 부식생성물)에 의해 발생하여, 종사자들이 해체 작업을 수행할 때 내부피폭을 일으키는 가장 큰 원인이 된다. 알파 핵종은 난검출성 핵종으로, 이를 통제하지 못할 경우에는 종사자의 피폭 가능성이 존재하기 때문에, 방사선학적 특성평가를 통해 알파 핵종의 유무를 파악하고 특히 작업 구역의 공기 중 농도를 감시하여 종사자의 내부피폭을 방지하는 것이 중요하다. 또한 방호복 및 PAS(Personal Air Sampler, 개인공기시료포집장치)를 통해 종사자에 대한 방호를 이행해야 할 것이다.
제3장 해외 원전 해체 종사자 피폭선량 분석 제1절 분석 대상 원전 선정
1. 발전소 정보
해외 원전의 해체 종사자에 대한 피폭선량을 분석하기 위해 해체 종사자들의 피폭선량을 각 원전별, 피폭저감을 위해 시행하는 기술별, 그리고 각 구조물, 계통 및 기기(Structure, System, and Components: SSCs)별로 나누어 분석하였다. 각 해외 해체 원전의 종사자 피폭선량은 미국 전력연구원(EPRI)에서 발간하는 각 원전 해체 경험을 분석한 보고서를 참고하여 분석을 시행하였으며, 선정한 분석 대상 해체 원전 을 표 3.1에 정리하였다[23].
표 3.1 분석 대상 원전별 발전소 정보
원전 국가 출력
(MWe) Loop
수
영구정지 연도
해체 시작연도
고선량작업 시행연도
해체 종료연도
Connecticut
Yankee 미국 619 4 1996 1999 2002 2007
Maine Yankee 미국 860 3 1996 1998 2001 2006
José Cabrera 스페인 160 1 2006 2010 2013 -
San Onofre 1 미국 410 3 1992 1999 2002 2008
Zion 1 & 2 미국 1040 4 1998 2010 2013 -
Stade 독일 660 4 2003 2005 2008 -
Rancho Seco 미국 913 2 1989 1997 2003 2009
2. 정규화(Normalization) 방법론
표 3.1에서 알 수 있듯이 각 원전은 사용된 해체 기법이나, 영구정지 시작연도를 포함해 해체 기간, 각 원전별 고선량 작업 시행연도, 방사능 붕괴 기간이 모두 다르기 때문에 이를 정규화(Normalization)하여 보다 객관적인 비교가 가능하게 하였다. 기준 원전으로 해체 일정이 대부분의 원전과 비슷한 스페인의 José Cabrera 원전으로 잡았으며, 고선량작업의 중간 지점, 즉 해체 시작 후 3년에 해당하도록 모든 원전은 영구정지 후 7년으로 방사능 붕괴 기간을 보정하였다. 이를 식으로 나타내면 다음과 같다.
각 원전의 붕괴보정연도(±Years) ={José Cabrera의 고선량 작업연도(Year) – 영구정지연도(Year)} - {각 원전의 고선량 작업연도(Year) - 영구정지연도(Year)}
따라서 원전별 붕괴 보정 연도가 모두 다르기 때문에, 이를 보정해야 한다. 보정에는 붕괴보정계수(Radioactive Decay Correction Factor)방법론을 사용하였다[25]. 계산에 사용된 인자는 다음과 같다.
= 목표시간에서의 방사능
= 시간이 0일 때(t=0) 방사능
=고려 핵종의 반감기
ln = 붕괴상수
= 붕괴보정계수(Decay Correction Factor) t= 붕괴보정연도(±Years)
따라서 붕괴보정계수를 구하는 식은 다음과 같다.
ln
(1)
또한, 붕괴 보정을 고려할 핵종으로는 해체 작업 중 가장 피폭의 영향이 큰 핵종인
60Co에 대하여 보정을 시행하였다.
예를 들어, Connecticut Yankee 원전에 대한 붕괴보정계수는 다음과 같이 산출된다.
의 반 감 기
ln × 보 정 연 도
(2)
이와 같이 다른 원전들에 대해서도 붕괴보정계수를 산출하였으며, 각 대상 원전에 따른 붕괴보정연도 및 이에 따른 붕괴보정계수를 표 3.2에 정리하였다.
표 3.2 원전별 붕괴보정연도 및 보정계수
발전소명 붕괴보정연도 (±Years) 붕괴보정계수
Connecticut Yankee + 1 0.877
Maine Yankee + 2 0.769
José Cabrera 0 -
San Onofre 1 - 3 1.48
Zion 1 & 2 - 8 2.86
Stade + 2 0.769
Rancho Seco - 7 2.512
제2절 원전별 해체 피폭선량 분석
각 해체 원전에서 해체 종사자 피폭선량에 붕괴보정계수를 곱하여 정규화된 피폭선량을 산출하였다. 원전 해체 시 전 계통 제염은 Connecticut Yankee, José Cabrera, Main Yankee, Stade 원전에서 수행되었으며, 나머지 원전에서는 수행되지 않았다.
따라서 이렇게 계통화학제염 기술은 원전별로 시행 여부가 다르기 때문에, 정규화 피폭선량 산출은 계통화학제염 시 절감된 피폭선량 값을 정규화하여 산출되었다[23].
예를 들어, Connecticut Yankee 원전의 경우 총 실제 피폭선량은 8,251.01 man-mSv이나 CORD 공정을 이용한 화학제염으로 7,416 man-mSv을 절감하여 이를 반영한 수치를 나타내었다[23]. 또한, Stade 원전은 실제 피폭선량 자료를 구할 수 없는 선량값이 많아 원전별 해체 피폭선량에서는 비교대상에서 제외하였으며, 해체 작업별, 기기별 피폭선량을 분석하였다.
따라서 종합적으로, 전체 실제 피폭선량은 추정값 즉, 기본적으로 전 계통제염을 실시하지 않은 원전은 실제 피폭선량값에 붕괴보정계수를 곱하여 정규화를 시행하였으나, 화학제염을 실시한 원전은 화학제염을 통해 절감된 수치에 붕괴보정계수를 곱하여 정규화 피폭선량을 표시하였다. 이렇게 산출된 선량값은 향후 서술시 표 밑에 각주로 표시하였다.
1. 실제 피폭선량
앞서 선정한 대상 원전 8개의 총 실제 종사자 피폭선량을 비교하여 표 3.3 및 그림 3.1에 나타내었다. 계통화학제염을 시행한 세 원전인 Connecticut Yankee, Maine Yan kee, José Cabrera 원전은 계통화학제염의 영향을 배제하기 위하여 이로 절감된 선량 을 제외한 선량값을 표기하였다.
표 3.3 대상 원전별 실제 해체 종사자 총 피폭선량 (man-mSv)
총 실제 해체 피폭선량(man-mSv) Connecticut Yankee 7,398.23
Maine Yankee 7,717
José Cabrera 2,677.88
San Onofre 1 3,043.56
Zion 1 2,816.05
Zion 2 1,876.29
Rancho Seco 1,988
그림 3.1 대상 원전별 실제 해체 종사자 총 피폭선량(man-mSv)
2. 정규화(Normalization) 후 피폭선량
표 3.2에서 산출한 보정계수를 바탕으로 실제 피폭선량 값에 계통제염으로 절감된 선량을 포함한 선량에 보정계수를 곱하여 총 정규화 피폭선량 값을 구하였다[23]. 그 결과 Connecticut Yankee 원전의 피폭선량 값이 12,992 man-mSv로 가장 높게 나타났는데, 그 원인으로는 제1장의 1절에서 기술한 대로, Connecticut Yankee 원전 해체 시 종사자들의 알파 핵종 피폭을 통해 작업 정지를 받았으며, 장비 관련 문제로 인해서 원자로 내부 절단 시 비정상적으로 높은 피폭선량을 받았기 때문에 피폭선량 정규화 시 선량값이 높게 나타났다.
표 3.4 정규화 후 해체 종사자 총 피폭선량 (man-mSv)
총 실제 피폭선량 (man-mSv)
계통화학제염으로 절감된 선량 (man-mSv)
보정 계수
총 정규화 피폭선량 (man-mSv) Connecticut
Yankee 7,398.23 7,416 0.877 12,992 Maine Yankee 7,717 3,300 0.769 8,472
José Cabrera 2,677.88 4,082 1
(기준원전) 6,759.89 San Onofre 1 3,043.56 - 1.48 4,406.82
Zion 1 2,816.05 - 2.86 7,940.32
Zion 2 1,876.29 - 2.86 5,252.6
Rancho Seco 1,988 - 2.512 4,994
그림 3.2 정규화 후 해체 종사자 총 피폭선량 (man-mSv)
제3절 해체 작업별 해체 피폭선량 분석
각 원전별 해체 시 시행한 작업들별로 해체 피폭선량을 분석하였다. 이 과정에서 과도기(Transition Period), 유지보수 작업, 계통화학제염, 절단 작업, 폐기물 관리, 사용후핵연료 건식저장고 이동 총 6가지를 고려 작업으로 선정하였다. 계통화학제염은 시행한 원전들을 토대로 하여 분석하였으며, 절단 작업은 각 원전 및 절단 대상 기기별로 시행한 기술들이 모두 다르기 때문에 이는 제4절 기기별 피폭선량 비교에서 다루었다. 또한 유지보수시 작업으로는 기계적, 전기적, 계측 및 제어적 작업 시 받은 선량의 합산 선량을 나타내었다.
1. 실제 피폭선량
해외 해체 원전의 실제 피폭선량을 분석하기 위해, 먼저 해체 작업별로 원전의 실제 피폭선량을 표 3.5에 나타내었다[23].
표 3.5 원전별 해체 작업별 실제 피폭선량 (man-mSv)
Connecticut Yankee
José Cabrera
San
Onofre 1 Zion 1 Zion 2 Stade 과도기 기간 678.9 134.57 8.97 N/A N/A 17.34 유지보수작업 350.02 42.31 14.39 34.02 34.02 N/A 계통화학제염 350 19.49 N/A N/A N/A 37.35 폐기물 관리 100.51 192.3 0 247.47 247.47 N/A 사용후핵연료
건식저장소 이동 655.78 109.47 181.6 61.06 61.06 N/A
과도기 기간(Transition Period)이란 운영 원전이 영구정지를 하고 본격적인 해체에 들어가기 전 핵연료를 제거하고, 계통을 배수하고, 운전 폐기물을 처리하고, 계통 제염 및 현장정리를 하는 과정을 말한다. 즉 영구정지 후부터 본격적인 해체 작업이 시작되기 전까지의 기간을 의미한다. San Onofre 1호기 원전은 1992년부터 1999년까지 7년동안 폐쇄되어 이 기간 동안에는 핵연료 인출이나 안전저장(SAFSTOR) 시 선량은 포함되지 않았으며, Stade 원전에서는 배수계통에 한해서만 선량을 나타내었다.
2. 정규화(Normalization) 후 피폭선량
앞서 정리한 해체 작업별 실제 피폭선량을 정규화하여 나타낸 피폭선량을 표 3.6에 정리하였으며, 이를 그림 3.3에서 그래프로 나타내었다[23]. 과도기 기간에는 영구정지 후 본격적인 해체 작업 전의 작업들을 시행하며 이는 해체 전 과정에서 초기에 발생한다고 볼 수 있다. 따라서 각 원전마다 동일한 방사능 붕괴가 일어난다고 가정하였기 때문에 실제 선량을 정규화하지 않고 실제 선량값과 동일한 선량으로 표기하였다.
표 3.6 원전별 해체 작업별 정규화 후 피폭선량 (man-mSv)
Connecticut Yankee
José Cabrera
San
Onofre 1 Zion 1 Zion 2 Stade 과도기 기간 678.9 134.57 8.97 N/A N/A 17.34 유지보수작업 644.41 59.23 21.3 97.31 97.31 N/A 계통화학제염 350 19.49 N/A N/A N/A 37.35 폐기물 관리 158.61 269.22 0 707.76 707.76 N/A 사용후핵연료
건식저장소 이동 655.78 109.47 181.6 61.06 61.06 N/A
그림 3.3 원전별 해체 작업별 정규화 후 피폭선량 (man-mSv)
특히 독일의 Zion 1,2 원전과 스페인의 José Cabrera 원전에서 폐기물 관리 시 피폭선량 값이 높게 나타났다. 스페인과 독일에서는 극저준위 폐기물로 분류되는 허용 기준이 미국에 비해 훨씬 작기 때문에, 그에 맞게 더 작은 조각으로 계통의 절단이 요구되며, 이는 피폭선량의 증가로 이어졌다. 또한, 사용후핵연료 건식저장소 이동 작업은 핵연료봉의 방사성핵종의 준위 및 내부의 핵연료 펠릿에 대한 데이터를 이용할 수 없었기 때문에 선량을 보정하지 않고 실제 선량값으로 표기하였다. San Onofre 1 및 Zion 원전은 각각 7년, 12년의 안전저장 기간을 거쳤기 때문에 Canister 당 실제 피폭선량은 José Cabrera 및 Connecticut Yankee 원전에 비해 상당히 낮은 피폭선량을 보인다. 원전별 사용후핵연료 건식저장소 이동 시 피폭선량 비교는 표 3.7에 나타내었다[23].
표 3.7 원전별 사용후핵연료 건식저장소 이동 시 피폭선량 비교 (man-mSv) José
Cabrera
San Onofre 1
Connecticut
Yankee Zion 1&2
건식 연료 Canister 수 12 50 40 61
실제 피폭선량(man-mSv) 109.47 181.60 655.78 122.12 Canister 당 실제 피폭선량
(man-mSv) 9.12 3.63 16.39 2
전계통화학제염 작업은 앞서 2절에서 기술한 대로 Connecticut Yankee, José Cabrera, Main Yankee, Stade 원전에서만 수행되었는데, 전계통화학제염 시 제거된 주요 방사성 핵종은 60Co이며, 따라서 이는 해체 중 피폭에 영향을 미치는 주요 핵종임을 의미한다. 표 3.8에서 계통제염 시행 원전 중 전계통화학제염을 통한 60Co 핵종 제거 방사능 및 그 비율을 나타내었다[23].
표 3.8 계통제염 시행 원전 중 화학제염을 통해 제거된 방사능 화학제염으로
제거된 총 방사능 (TBq)
화학제염으로 제거된 60Co
(TBq)
제거된 총 방사능 중 60Co (%)
Connecticut Yankee 4.83 4.76 98.5
José Cabrera 29.7 26.4 88.9
Maine Yankee 2.13 2.06 97
Stade 27 N/A >90
제4절 기기별 해체 피폭선량 분석
이 절에서는 대상 원전에서의 정규화 피폭선량을 각 해체 기기별로 분류하여 비교 하였다. 고려 대상 기기들은 다음과 같다.
- 원자로압력용기(Reactor Vessel: RV)
- 원자로용기내부구조물(Reactor Vessel Internal: RVI) - 가압기(Pressurizer)
- 증기발생기(Steam Generator: SG)
- 원자로냉각재펌프(Reactor Coolant Pump: RCP) - 생체차폐 콘크리트(Bioshield Concrete)
1. Reactor Vessel(원자로압력용기)
원자로압력용기(Reactor Vessel: RV)는 해체 작업 중 가장 큰 부피를 차지하며, 고방사화되어 고준위 폐기물로 분류된다. 따라서 이러한 RV 해체 시에는 절단 작업이 필수적이며, 각 원전에 맞는 다양한 절단 기술을 사용하여 RV의 해체를 시행하였다.
일반적으로 RV의 머리(Head) 부분을 먼저 절단 후 나머지 부분을 절단하여 처분한다.
표 3.9에서 각 원전의 원자로압력용기 절단 시 실제 피폭선량 및 정규화된 피폭선량에 대해 나타내었다[23]. 고리 1호기 해체계획서에 따르면, 원자로압력용기는 먼저 수중에서 절단한 뒤, 이후 원자로 공동 내부에 있는 물을 제거 후 원격제어로 공기 중 절단을 하는 것으로 계획하고 있다[21].
표 3.9 원자로압력용기 해체 시 실제 및 정규화 피폭선량 (man-mSv)*
실제 피폭선량 정규화 피폭선량
Connecticut Yankee 738.99 647.87
José Cabrera 234.35 234.35
Stade 202.32 155.48
Zion 1 299.28 855.94
Zion 2 237.85 680.26
Rancho Seco 150.88** 379
* Maine Yankee 원전의 피폭선량 데이터는 공개되지 않음.
** Rancho Seco 원전의 실제 피폭선량 데이터를 구할 수 없어서, 정규화 피폭선량에서 붕괴보정계수를 나누어 추정함.
표 3.9에서는 RV 해체 시 실제 피폭선량값에 표 3.2의 붕괴 보정계수를 곱하여 정규화 피폭선량을 산출하였다. 가장 낮은 피폭선량을 받은 원전은 Stade 원전으로, 이 원전은 RV를 최대한 작게 분할하여 원격으로 처리하였기 때문에 선량값이 낮게 나타났다.
2. Reactor Vessel Internal(원자로용기내부구조물)
원자로용기내부구조물(Reactor Vessel Internal: RVI)과 관련하여 일반적으로 노심주변 기기들은 중준위폐기물로, 상부 및 하부 구조물은 저준위 혹은 극저준위로 분류되며, 상세한 무게 및 체적은 방사화분석 등을 통해 결정된다. 원자로 용기 내부구조물은 가장 높은 방사능 준위를 가지고 있으며 일반적으로 80 ~ 90% 이상의 방사능 재고량이 나타난다[26]. 따라서 이를 절단해체하는 과정에서 종사자의 피폭이 발생할 수 있으며 이를 방지하는 것이 중요하다. 표 3.10에서는 각 원전별 RVI의 해체 시 정규화 피폭선량에 대해 나타내었다[23].
표 3.10 원자로내부구조물 해체 시 실제 및 정규화 피폭선량 (man-mSv)*
실제 피폭선량 정규화 피폭선량
Connecticut Yankee 2,120 1,859.2
José Cabrera 142.8 142.8
Maine Yankee 290** 223.01
Zion 1 420.5 1,202.7
Zion 2 282.2 807.1
Rancho Seco 200 502.4
San Onofre 1 304.44 450.57
* Stade 원전의 피폭선량 데이터 없음.
** Maine Yankee 원전의 실제 피폭선량 데이터를 구할 수 없어서, 정규화 피폭선량에 서 붕괴보정계수를 나누어 추정함.
3. Pressurizer(가압기)
가압기(Pressurizer)는 대형금속기기로서 원자로압력용기, 증기발생기와 마찬가지로 절단하여 처리하기도 하지만, 절단하지 않고 하나의 폐기물로 처리하는 경우도 있다.
대표적으로 Connecticut Yankee 원전과 Zion 원전이 가압기를 절단하지 않고 일체형 으로 처리하였다. 표 3.11에서는 각 원전별 RVI의 해체 시 정규화 피폭선량에 대해 나 타내었으며, 2절 보정계수를 이용하여 실제 피폭선량 값을 추산하였다[23].
표 3.11 가압기 해체 시 실제 및 정규화 피폭선량 (man-mSv)
실제 피폭선량 정규화 피폭선량
Connecticut Yankee 209.7 183.91
José Cabrera 166.3 166.3
Zion 1 32.05 91.67
Zion 2 20.84 59.61
Stade 166.4 127.96
San Onofre 1 * -
* San Onofre 1 원전의 피폭선량 데이터 없음.
4. Steam Generator(증기발생기)
증기발생기는 해체 폐기물의 약 70%를 차지하는 대형 금속방사성폐기물 중 하나이며 부피가 가장 크기 때문에 해체 시 효과적인 처리방안이 필요한 기기이다[27].
표 3.12에서는 각 원전별 증기발생기 해체 시 실제 선량 및 정규화 피폭선량을 나타내었으며, 또한 원전별로 증기발생기 수가 모두 다르기 때문에, 정규화 피폭선량을 각각의 증기발생기 수로 나누어 각 증기발생기별 정규화 피폭선량을 구하였다[23].
표 3.12 증기발생기 해체 시 실제 및 정규화 피폭선량 (man-mSv)*
실제 피폭선량 정규화
피폭선량
증기발생기 수
각 증기발생기당 정규화 피폭선량 Connecticut
Yankee 984.9 863.76 4 215.94
José Cabrera 3,297.1 3,297.1 1 3,297.1
Stade 1,102.3 847.66 4 211.92
Zion 1 460.16 1,316.05 4 329.01
Zion 2 232.2 664.07 4 166.02
* Maine Yankee , Rancho Seco 원전의 피폭선량 데이터는 공개되지 않음.
5. Reactor Coolant Pump(원자로냉각재펌프)
표 3.13에서는 각 원전별 RCP 해체 시 실제 선량 및 정규화 피폭선량을 나타내었다 [23]. 또한 증기발생기와 마찬가지로, 각 원전별로 RCP 수 역시 다르기 때문에 비교를 위해 RCP 당 정규화 피폭선량을 산출하였다.
표 3.13 원자로냉각재펌프 해체 시 실제 및 정규화 피폭선량 (man-mSv)*
실제 피폭선량 정규화
피폭선량 RCP 수 각 RCP 당 정규화 피폭선량 Connecticut
Yankee 1,580.01 1,385.67 4 346.42 José Cabrera 209.92 209.92 1 209.92
Zion 1 11.5 32.88 4 8.22
Zion 2 6.7 19.16 4 4.79
* Maine Yankee , Stade , Rancho Seco 원전의 피폭선량 데이터는 공개되지 않음.
6. Bioshield Concrete(바이오실드 콘크리트)
Bioshield Concrete(바이오실드 콘크리트)는 원자로 용기를 둘러싸고 있는 벽으로, 핵연료에서 방출되는 중성자를 흡수하여 원자로 바깥으로 방사선이 나오는 것을 막아준다. 바이오실드 콘크리트는 크기가 크기 때문에 해체 시 시간이 오래 걸리며, 따라서 해체 종사자의 피폭선량이 증가 가능성이 존재한다. 표 3.14에서는 각 원전별 바이오실드 해체 시 실제 선량 및 정규화 피폭선량을 나타내었다[23].
표 3.14 바이오실드 콘크리트 해체 시 실제 및 정규화 피폭선량 (man-mSv)*
실제 피폭선량 정규화 피폭선량
Connecticut Yankee 0.08 0.07
José Cabrera 141.25 141.25
Stade 128.52 98.83
Zion 1 2.23 6.37
Zion 2 1.51 4.33
San Onofre 1 157.43 233
* Maine Yankee 원전의 피폭선량 데이터는 공개되지 않음.
