The Republic of Korea’s government plans to dispose its radioactive waste to integrated radioactive waste disposal system in Gyeongju, which consists of two types of disposal facility: silo type repository and near-surface disposal facility. A few countries have adopted integrated radioactive waste disposal system, however, this Korean-type disposal system is unique. Recently, the NSSC (Nuclear Safety and Security Commission) amended the law for the classification of radioactive waste based on the IAEA recommendation. According to this law, radioactive waste below the intermediate level will be disposed in silo repository and below the low level will be disposed in near-surface disposal facility.
In case of safety assessment for the integrated radioactive waste disposal system, the interference of each repository has to be considered because radionuclides release from each repository can interfere with each other in the near field (engineered barriers), in the far field of repository (host rock and sediments), and in the biosphere. Therefore, it is essential to consider its own characteristics of each repository when performing the safety assessment. Moreover, in case of the Gyeongju disposal system, silo repository is already constructed and gain the operation approval from the NSSC. On the other hand, near-surface disposal facility has not yet been constructed. Thus, different phases including construction, operation, and closure for each repository would be considered.
In this study, the model is developed for radionuclide transport evaluation in near and far field by using Goldsim software program which is a commercialized Monte Carlo simulation code and widely used for the safety assessment in many countries. This model is composed of four sub-modules: near-surface disposal system module, silo repository module, far field module, and biosphere module. It is expected that this modularized model can evaluate various disposal system scenarios regarding geometrical conditions, operational phases of each repositories, and interference between released radionuclides in the geological barrier. In the course of the model development, basic input parameters such as solubility, distribution coefficient, and porosity are selected based on the environmental conditions of repository site.
By using this model, the annual human exposure in the post-closure phase for normal and interference scenario is calculated. In addition, the sensitivity test for input parameters is performed to evaluate its effect on safety assessment. For normal scenario, the maximum annual effective dose for adult is obtained as 1.34×10-5 mSv/yr, which is 0.013 % of regulatory criteria (0.1 mSv/yr). For the sensitivity test of solubility, the maximum annual dose is changed within 1 % even for the solubility variation by 2 orders of magnitude. In case of the distribution coefficient, the variation of maximum annual dose is obtained to be 104 when the distribution coefficient is changed by 6 orders of magnitude. On the other hand, for the interference scenario, the maximum annual dose is rarely changed (below 0.3% compared to normal scenario) even under assumption that all repositories share the same aquifer pathway, it represent that the effect of interference between repositories in far field is almost negligible.
According to the modelling result, it is confirmed that the distribution coefficient highly affects the safety assessment result, so that the input parameter should be carefully selected and verified. However the interference effect between near surface facility and silo disposal system in the far field is negligible compared to other input parameters. Finally, the summation of independent safety assessment results from each repositories can be used as the safety assessment result for integrated disposal system in case of post-closure phase.
우리나라는 방사성폐기물을 경주 중·저준위 방사성폐기물 복합처분시스템에 처분할 예정에 있으며 해당 시설은 사일로 처분고 및 표층처분시설 이상의 상이한 두 처분형태가 공존하고 있다. 스웨덴의 SKB와 같이 국외에서도 복합처분시스템을 방사성폐기물 처분시설에 적용한 사례가 있으나 국내와 같이 표층처분시설과 사일로 처분고가 공존하는 형태는 전례가 없다. 우리나라는 최근 국제원자력기구의 권고안에 따라 개정된 원자력안전위원회 고시를 통해 새로운 방사성폐기물의 분류 기준 및 처분방법을 제시하였다. 해당 고시에 따르면 사일로 처분고에는 중준위이하 방사성폐기물을, 표층처분시설에는 저준위이하 방사성폐기물을 처분할 수 있다.
단일 형태의 처분방식만을 적용한 방사성폐기물 처분시설과는 다르게 복합처분시스템의 경우 해당 처분시스템을 구성하고 있는 상이한 처분시설로부터 유출된 방사성핵종들이 근계영역(공학적 방벽), 원계영역(자연 암반) 및 생태계영역에서 간섭현상을 일으킬 수 있다. 따라서 이러한 간섭현상을 고려한 상호의존적인 안전성평가를 수행해야할 필요가 있어 안전성평가 모델 구축 시 처분시설별 특성을 고려하는 것은 매우 필수적이다. 뿐만 아니라 각 처분시설 별로 건설/운영/폐쇄 등의 상이한 운영단계가 나타날 수 있어 이러한 특성을 안전성평가에 고려해야할 수 있다.
본 연구에서는 몬테카를로 기반의 상용 전산코드인 골드심을 이용하여 근계영역 및 원계영역에서의 방사성핵종이동을 모사하였다. 본 연구를 통해 구축한 모델은 상호의존적인 안전성평가를 위해 다양한 시나리오 및 영역별 특성을 반영할 수 있도록 표층처분시설, 사일로 처분고, 원계영역 및 생태계영역 이상 총 4개의 하부 모듈로 구성되어있다. 또한 신뢰성 있는 안전성평가를 위해 처분장주변 자연환경을 반영하는 기본입력자료(용해도, 흡착분배계수 등)를 선별하여 안전성평가 모델을 구축하였다.
본 연구에서는 안전성평가모델을 이용하여 폐쇄후단계에서, 정상시나리오 및 간섭시나리오에서의 연간 개인피폭선량을 계산하였으며 민감도평가를 수행하여 기본입력자료가 연간 개인피폭선량에 미치는 영향을 평가하였다. 정상시나리오에서 도출된 최대 연간 개인피폭선량은 $1.34\times10^{-5}$ mSv/yr로 이는 법적으로 정하고 있는 선량한도 (0.1 mSv/yr)의 약 0.013%에 해당하는 수치이다. 용해도 민감도평가에서 100배의 용해도 편차를 적용했을 때 최대 연간 개인피폭선량의 변동 폭은 1% 미만으로 나타났으며 흡착분배계수 민감도평가에서는 $10^{6}$의 흡착분배계수 편차를 적용했을 때 최대 연간 개인피폭선량의 변동 폭은 $10^{4}$ 범위로 나타났다. 반면 간섭시나리오에서 최대 연간 개인피폭선량의 변동 폭은 모든 처분고가 동일한 유출경로를 공유하는 가장 극단적인 경우를 가정해도 정상시나리오 대비 0.3% 미만으로 나타났다. 따라서 원계영역에서 간섭현상에 의한 영향은 매우 미미한 것으로 판단된다.
본 연구 결과 안전성평가에서 흡착분배계수에 의한 영향은 매우 큰 것으로 나타났으며 따라서 입력인자를 선별 및 평가하는 것은 매우 중요한 것으로 판단된다. 반면 표층처분시설 및 사일로 처분고의 간섭현상에 의한 영향은 기본입력자료의 영향에 비해서는 매우 미미한 것으로 나타났다. 따라서 폐쇄후단계 안전성평가에 있어 표층처분시설 및 사일로 처분고의 각 시설에 대해 독립적으로 수행한 안전성평가로 얻어진 연간 개인피폭선량의 합은 복합처분시스템의 안전성평가 결과로 활용될 수 있을 것으로 판단된다.
