-AFC 인허가기술개발현황2 목차 I. 사용후핵연료관리현황 II....
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목 차
I. 사용후핵연료 관리 현황
II. 안전규제 기술개발 연구내용
III. 인허가 로드맵
IV. AFC 국내외 연구현황
V. 안전규제체계 및 규제기술 연구 방향
VI. Summary
3
국내 사용후핵연료 관리 현황 (2008년 말 기준)
국내 총 저장량: 10,087.07 MTU 10,083.24 MTU (99.96%) at NPPs 3.83 MTU (0.04%) at KAERI
년간 발생량(경수로): 320 MTU/y 년간 발생량(중수로): 380 MTU/y
울진 NPP
월성 NPP
영광 NPP
KAERI
고리 NPP
PIEF
하나로 3.27
0.56
3.83 (0.04%)
Total
Unit 1
Unit 2
Unit 3
Unit 4
Unit 5
Unit 6
1,622.82
(16.1%)
Unit 1
Unit 2
Unit 3
Unit 4
Unit 5
Unit 6
1,293.52
(12.8%)
5,481.3
(54.4%)
Unit 1
Unit 2
Unit 3
Unit 4
Dry Storage
Unit 1
Unit 2
Unit 3
Unit 4
1,685.6
(16.7%)
4
Dry Storage
PWRs(16)
PHWRs(4)
Interim Storage(to be determined)
Interim Storage Deep GeologicalRepositorySFP (16)
End Point(to be determined)
향후 사용후핵연료 관리 시나리오
SFP (4)
파이로 건식처리
소듐냉각고속로
U-TRU-Zr 연료
고방열핵종(장기저장)
단반감기핵종(고정화)
고준위폐기물
LILW Repository
5
SFR 및 선진핵연료주기 시설 구축 계획
PRIDE
방사성폐기물 관리가 용이미래 원자력시스템 개발 장기계획 확정 (제255차 원자력위원회, 2008년 12월22일)
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AFC 규제기술개발 연구체계 및 추진전략
규제요건
개발
분야별 평가기술 조사/검토
분야별 평가기술 개발 /기술현안 도출
분야별 평가기술 조사/검토
분야별 평가기술 개발 /기술현안 도출
현행법규의 적용성 검토
AFC 인허가 개선 방향 수립
인허가 법규개선 및 절차 초안개발
현행법규의 적용성 검토
AFC 인허가 개선 방향 수립
인허가 법규개선 및 절차 초안개발
기준규칙/고시/지침 개발 방향수립
기준규칙/고시/지침 초안 개발
기준규칙/고시/지침 개발 방향수립
기준규칙/고시/지침 초안 개발
평가기술
개발
인허가절차수립
해외
규제
동향
파악
법개선을 위한
법령기준실 참여
AFC 개
발연
구팀
과연
구교
류회
해외
전문
가활
용
공동
연구
추진 요
건개
발위
한
전문
실참
여
차량정보차량정보운영센터운영센터시스템의시스템의
성공적성공적 구축구축
RegulatorySystem for AFC
평가기술개발 위한
외부 전문기관참여
AFC 규제기술 개발 연구체계 연구 결과 도출
7
AFC 규제기술 연구개발 목표 및 내용
․사고분류 및 사고해석 체계 평가기술 개발․기기 건전성 및 공정 안전성 평가기술 개발․방사선차폐 및 임계안전성 평가기술 개발․AFC시스템 배기체, 고체폐기물 처리 및 관리 평가기술 개발․AFC시설 관련 방사선방호 및 방사선안전성 평가기술 개발․AFC시설 내 사용후핵연료/핵물질 이송 및 저장 안전성 평가기술 개발․AFC시스템 규제기술개발을 위한 국제공동연구 협력체계 구축
AFC 계통안전성 평가기술 개발
․AFC 기술기준규칙 초안 개발․AFC 고시 초안 개발․AFC 규제기준 및 지침 초안 개발
AFC 규제요건및 지침 개발방향 수립
․AFC 인허가절차관련 법규개선 초안 개발AFC 인허가 절차수립
20112차년도
․사고분류 및 사고해석 체계 평가기술 조사/검토․기기 건전성 및 공정 안전성 평가기술 조사/검토․방사선차폐 및 임계안전성 평가기술 조사/검토․AFC시스템 배기체, 고체폐기물 처리 및 관리 평가기술 조사/검토․AFC시설 관련 방사선방호 및 방사선안전성 평가기술 조사/검토․AFC시설 내 사용후핵연료/핵물질 이송 및 저장 안전성 평가기술 조사/검토
AFC 계통안전성 평가기술 개발
․AFC 기술기준규칙 개발방향 수립․AFC 고시 개발방향 수립․AFC 규제기준 및 지침 개발방향 수립
AFC 규제요건및 지침 개발방향 수립
․현행법규의 AFC 적용성 검토․AFC 인허가절차관련 법규개선 방향 수립
AFC 인허가 절차 수립
20101차년도
연구개발내용연구개발목표년도구분
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AFC 인허가 로드맵
Pyro Mock-up
안전성
평가방법
인허가
기준/
지침
설계공정
212019181716151413121110
3단계2단계1단계
■ 인허가 신청
ESPF 전산코드체계 개발
AFC 일반안전요건
AFC 상세안전요건
ESPF 규제기준/지침 개발
ESPF 안전성평가방법 개발
전산코드
체계KAPF전산코드체계
2322 2524
■ 인허가 신청
ESPF KAPF
KAPF안전성평가방법
개념/기본/상세설계 예비개념
개념설계
기본설계
상세설계
안전성
심사
인허가 심사 인허가 심사
■ 인허가 발급 ■ 인허가 발급
상기 인허가 심사기간은 추정기간이며, 신청서류 보완/보정에 소요되는 기간과 안전성확인 실험 등의 추가소요 기간은 포함되지 않았음
인허가 심사기간은 제출되는 설계정보의 상세도에 좌우됨
KAPF 규제기준/지침 개발
AFC 인허가 절차 개발
인허가
현안
AFC 인허가현안 도출 및 해결
AFC 규제기술 국제 공동연구
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사용후핵연료의 대표적인 처리공정 분류
습식 처리 공정
건식 처리 공정
침전법
용매추출법
MetalElectrorefining
OxideElectrowinning
Halide Volatility Process
Bismuth Phosphate Process
BUTEX Process
REDOX Process (Hanford)
PUREX ProcessUREX+1, 1a, 2, 3, 4
Direct RefabricationDUPIC (한국)AIROX (미국)
ANL Process, EBR-II(미국)
DDP Process (러시아)(Dimitrovgrad Dry Process)
Pyroprocess (한국)
Fluoride Volatility Process (미국)
Bismuth phosphate
Dibutyl carbitol
MiBk (hexone)
Tributyl phosphate -
OREOX
LiCl+KCl Salt
NaCl+CsCl Salt
LiCl+Li2O, LiCl+KCl
F2, BrF5 or ClF3
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세계의 상업용 및 기타목적 재처리 시설 현황
19772007
270800
(가동중) JNC Tokai Reprocessing Plant(상업용) Rokkasho Reprocessing Plant (PUREX)일본
1948~19871977400
Mayak - First, Second Plant)(가동중) Mayak-Chelyabinsk RT-1 (1991~1996 해외 SF 재처리 )러시아
195619541959
1966~197219691970
3,0003,0003,000
300, 650-
1,500
Hanford Savannah RiverIdaho Falls(상업용) West Valley NFS-지진을 고려하여 중단, 현재 해체중
(상업용) GE Morris Plant – 사용전검사시 중단, SF저장고로 활용
(상업용) Barnwell Plant (BNFP)-대통령명령에 의해 인허가 전에 중단
미국
196670MOL Eurochemic벨지움
197140Karlsruhe WAK독일
1987?Pelindaba남아공
1958198819761989
60010850850
Marcoule UP1Marcoule APM(가동중) La Hague UP2(가동중) La Hague UP3
프랑스
198019641994
101,5001,200
Dounreay (FBR)(가동중) Sellafield B-205(가동중) Sellafield Thorp
영국
가동
년도
용 량
(tHM/yr)위 치 / 시설 명 및 운영현황국 가
기타 가동시설 보유국: 인도, 중국, 이스라엘, 파키스탄, 북한(?)
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선진핵연료 주기 개발 공정
선진핵연료주기(AFC) 종합 공정
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Chopping/Declading
Waste formfabrication
Off-gastreatment
CathodeProcessOxide reductionVoloxidation
ElectrorefiningElectrowinningTRUdrawdown
Saltpurification
Waste formfabrication
Cd distillation SaltDistillation
U productMetalFuel
FuelFabrication
TRUproduct
LiCl-KClwith UCl3
LiClpurification
PWR spentoxide fuel
U3O8 powder Reduced metal powder
U-dendriteSalt
Cleaned salt
Cleanedsalt
Wastesalt
(Cs,Sr)
Cs,Sr
RE
Metal ingot(U/TRU/RE)
Salt(TRU/RE)
CdTRU/U/Cd
VFps
RE/Salt
Salt(RE/TRU)
LiCl
전해환원 분야
전해정련 분야
전해제련 분야
염폐기물 분야
선진핵연료주기를 위한 공정도
전처리 분야
장반감기핵종처리분야
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처리 공정별 규제 검토사항
전해환원 분야
전해정련 분야
전해제련 분야
염폐기물 분야
전처리 분야Zr cladding의 저준위화 및 재활용 여부 (Zr-93)
유출물 및 선량 기준만족여부 (C-14, H-3, Kr-85, I-129, I-131) , 필터처리 문제Voloxidation
Declading
공정 및 시스템 안전성, 효율성 , 핵물질계량관리
Cs, Sr 분리공정 효율성, Cs 및 Sr waste form 제조, 저장, 처분방안Li purification
Ox-reduction
연속식공정 및 시스템 안정성, 안전성, 효율성, 핵물질계량관리
순도높은 UCl3분리, 염증류 및 Ingot 제조시 안전성, 기체유출물제어Salt distillation
Electrorefining
Tc-99, I-129, Np-237 등 장반감기핵종에 대한 안전저장 및 처분방안 여부장반감기핵종
공정 및 시스템 안정성, 안전성, 효율성, 핵물질계량관리, 핵비확산성유지
Cd회수, 악티늄족회수성(RAR), RE waste form제조, 저장, 처분방안Cd distillation
Electrorefining
LiCl용융염 및 공요융염내의 Cs/Sr 및 RE제거효율성, waste form 건전성염재생 및 고화
기타: 파이로시스템 구조적 안전성, SF저장 안전성, 핵물질저장 안전성, 폐기물처리, 저장, 처분계획 및 저장시설 안전성
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GNEP Nuclear Fuel Cycle 흐름도
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ORNL Spent Fuel Process Flow
Mass Basis: 1 MT SNF; 55 GWd/MTIHM; 5 Years Cooling
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ORNL CETE VoxOG System
17
ORNL CETE / DOG System
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ORNL CETE 주요 핵종관련 기체배출기준
1.5
2.6 x 104
1.1 x 102
3.7 x 103
Air at site boundary
(Bp/m3)
4.0 x 10-11I-129 (t1/2 = 1.57 x 107 yr)
7.0 x 10-7Kr-85 (t1/2 = 10.76 yr)
3.0 x 10-9C-14 (t1/2 = 5715 yr)
1.0 x 10-7H-3 (t1/2 = 12.31 yr)
Air at site boundary
(Ci/m3)10 CFR 20
40 CFR 61.92: 10 mrem/yr dose equivalent to any member of the public
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Ceramic Waste Process
Maximum operating temperature of furnace is 1025℃
System is capable of processing waste form in excess of 320Kg
고준위폐기물로 분류
Waste form qualification 위한 degradation models 완성, Yucca Mountain 처분 적절성 평가 완료
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Metal Waste Process
Prototype metal waste furnace installed in large inerted glovebox
고준위폐기물로 분류
Waste form qualification 위한 degradation models 완성, Yucca Mountain 처분 적절성 평가 완료
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핵주기시설 관련 미국 법령
10CFR20 : Radiation Protection (모든시설 적용)
10CFR30 : Rules of General Applicability to Domestic Licensing of
Byproduct Materials (Cs/Sr)
10CFR40 : Domestic Licensing of Source Material (U 변환시설)
10CFR50 : Domestic Licensing of Production and Utilization Facility(재처리
시설 인허가)
10CFR51 : Environmental Protection (모든시설 적용)
10CFR70 : Domestic Licensing of Special Nuclear Material (연료재가공, Pu
변환, 분리된 U, TRU, Cs/Sr 물질 저장시설)
10CFR73 : Physical Protection of Plant Materials (모든시설 적용)
10CFR74 : Material Control and Accounting of Special Nuclear Material (모
든시설적용)
40CFR190 : Domestic Licensing of Special Nuclear Material(모든시설 적용)
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핵주기시설 관련 US NRC 규제 기준 및 지침
NUREG-1520(2002) : Standard review plan for the review of a license
application for a fuel cycle facility
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NRC 핵주기시설 안전심사지침 주요내용 (NUREC 1520-2002)
NUREC 1520 (2002): 10CFR70 특수핵물질 인허가(Domestic Licensing of Special Nuclear Material )를 위한 심사 지침
미국의 Reprocess Facility는 10CFR50 (Domestic Licensing of Production and Utilization Facility)의 인허가 절차를 따라 2단계(건설허가, 운영허가) 심사를 거침.
NUREC 1520의 주요내용은 아래와 같음
1. 일반사항: 시설 및 공정설명, 기관정보, 부지설명
2. 조직 및 행정:
3. 통합안전성분석 및 통합안전성분석(ISA) 요약보고서
4. 방사선방호
5. 핵임계안전성
6. 화학공정안전성
7. 화재안전성
8. 비상관리
9. 환경보호
10. 해체
11. 관리대책
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핵연료주기시설 통합안전성분석(ISA) 요약보고서 작성 흐름도
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핵주기 관련 법령 체계
원자력법
(제6장 핵연료주기사업 및 핵물질사용등)
원자력법시행령
(제4장 핵연료주기시설 및 핵물질사용)
원자로 기술기준 규칙
(제3장 핵연료주기시설의 기술기준)
방사선안전관리 기술기준 규칙
(제5장 방사성물질 등의 포장
및 운반의 안전관리)
법률
대통령령
교과부령
교과부고시
08-27 원자력 이용시설 방사선환경영향평가서 작성 등에 관한 고시 (수정요)
08-31 방사선방호 등에 관한 기준고시
원자력법 시행규칙
(제4장 핵연료 주기시설)
제1관 정련사업
제2관 가공 및 변환사업
제4관 사용후핵연료 처리사업
1절 정련사업
2절 가공 및 변환사업
3절 사용후핵연료 처리사업
위치, 구조.설비 및 성능 , 운영
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핵주기 규제체계
원자력법 원자력법시행규칙 원자력법시행령 원자로 기술기준규칙
제2조 정의3. 헥연료물질11. 정련12. 변환13. 가공14. 사용후핵연료처리
제6장 핵연료주기사업 및핵 물질 사용 등
제1절 핵연료주기사업
제43조 핵연료주기사업의허가 등
1. 정련 또는 가공산업
2. 사용후핵연료처리사업
제44조 허가 등 기준
제45조 검사
제46조 허가 등의 취소 등
제47조 기록과 비치
제53조 운영에 관한 안전조치 등
제54조 핵연료주기시설의사용정지등의 조치
제55조 핵연료주기시설의해체
제55조의2 사업개시 등의신고
제56조 준용
제3장 핵연료주기시설의 기술기준
제1절 핵연료주기시설의 위치
제86조 위치
제2절 핵연료주기시설의 구조·설비 및 성능
제87조 적용범위
제88조 폐기물처리설비 등
제89조 폐기물저장설비 등
제90조 연료저장설비
제91조 연료 등 취급장치
제92조 비상전원 등
제93조 재료 및 구조
제94조 사용 후 핵연료처리시설의 성능
제95조 준용규정
제3절 핵연료주기시설의 운영
제96조 적용범위
제97조 핵연료주기시설의 순시 및 점검
제98조 핵연료주기시설의 자체점검
제99조 핵연료주기시설의 운전
제100조 준용규정
제4절 핵연료주기사업 운영에 관한 품질보증
제101조 품질보증
제2관 변환 및 가공사업
제125조 허가신청
제126조 변경허가의 신청
제128조 시설검사
제129조 시설검사 실시
제140조 품질보증검사
제142조의2 정기검사
제143조 사업개시기간
제144조 준용규정
제4관 사용 후 핵연료처리사업
제145조 지정신청
제146조 변경승인의 신청
제149조 사용 전 검사
제150조 사용 전 검사의 실시
제151조 정기검사
제152조 사업개시기간
제154조 준용규정
제1관 정련사업
제120조 허가신청
제121조 변경허가의 신청
제122조 정기검사
제123조 사업개시기간
제124조의2 준용규정
제4장 핵연료주기시설 및 핵물질사용
제1절 핵연료주기시설
제3절 사용 후 핵연료처리사업
제41조 지정신청 등
제42조 변경승인의 신청
제43조 사용 전 검사의 신청
제44조 정기검사
제45조 준용규정
제2절 가공 및 변환사업
제37조 가공사업허가의 신청 등
제38조 변경허가의 신청
제39조 시설검사의 신청
제40조 준용규정
제1절 정련사업
제29조 정련사업허가의 신청 등
제29조의2 기술능력
제30조 변경허가의 신청
제31조 경미한 사항의 변경신고
제32조 정기검사
제33조 해체계획의 승인신청
제34조 경미한 사항의 변경신고
제35조 사업의 개시 등의 신고
제36조 준용규정
제4장 핵연료주기시설
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핵주기 규제체계 검토
핵주기사업에 정련 이전의 과정은 포함되어 있지 않음
핵주기사업에 선행(front-end) 및 후행(back-end) 핵주기 사업이 다 포함되어있어서 이를 선행과 후행 핵주기 사업단위별로 구분할 필요가 있음
사용후핵연료처리사업은 처리시설의 건설 및 운영허가가 단일화 된 사업허가이므로 사업허가 신청 시 많은 기술이 완성되고 검증된 단계에서 신청해야 함. 특히 안전성분석보고서 및 방사선환경영향평가서 작성에 어려움이 있을 수 있음 (참고로 미국 10CFR50에는 발전소와 같이 2단계의 규제체계로 이루어져있음). 인허가신청후 새로이 개발된 연구결과 등을 반영하기 어려울 수 있음. 따라서 현행이 단일화 체계와 건설허가 및 운영허가의 분리시의 장단점에 대하여검토할 필요가 있음. 분리시 전체 심사소요시간이 늘어날 수도 있음
가공 및 변환사업과 사용후핵연료처리사업은 시행규칙에 시설의 해체계획승인이 없음
원자로 기술기준규칙에 시행령 및 시행규칙과 같이 정련사업, 가공 및 변환 사업, 사용후핵연료 처리사업 으로 구분되어 있지 않고 핵주기시설의 기술기준을공통으로 사용하도록 하고 있어 이를 각 사업별로 기준을 재정비 해야함
사업의 변경사항은 포함되어 있으나 사업의 경미한변경사항은 포함되어 있지않음
계량관리 규정이 포함되어야 함
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㈜ 실제 핵연료주기는 각국의 정책, 원자로형, 핵연료주기시설의 특성 등에 따라 차이가 있음.
채광(Mining)
정광(Milling)
정련(Refining)
변환(Conversion) 변환(Conversion)
농축(Enrichment)
재변환(Re-conversion)
핵연료가공(Fabrication) or
(Refabrication)
핵연료가공(Fabrication)
U3O8
중수로 경수로/SFR
핵연료
UO3UO3/UO2
UO2
핵연료
UF6
UF6
UO2
저장 파이로프로세스
영구처분
핵주기 및 선진핵주기(AFC)의 전과정 흐름도
선진핵연료주기(AFC)
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원자력법 적용성 검토
현행
원자력법
원자력법 법령개선 연구 방향
사용후핵연료처리/사업 정의 변경
사업의 허가 주체(주무장관) 명기
제출서류 정비
허가기준 정비
(개정 방향)
1. 기존의 “사용후핵연료처리” 정의를 확대 적용
((예예) ") "사용후핵연료처리사용후핵연료처리""라라 함은함은 원자로의원자로의 연료로서연료로서 사용된사용된 핵연료물질핵연료물질 또는또는 기타기타의의 방법으로방법으로 원자핵분열을원자핵분열을 시킨시킨 핵연료물질을핵연료물질을 연구연구, , 시험시험, , 또는 사업 목적으로목적으로
-- 취급하거나취급하거나, ,
-- 물리적물리적··화학적방법으로화학적방법으로 처리하여처리하여 핵연료물질과핵연료물질과 기타의기타의 물질로물질로 분리하거나,
- 분리된 핵연료 물질을 이용하여 핵연료 등으로 재가공 (refabrication) 하고, 기타의 물질을 저장 또는 처분에 적합한 형태로 처리하는 것
2. 새로운 정의 추가
(예) 선진사용후핵연료주기(선진핵주기), 선진사용후핵연료처리, 사용후핵연료처리가공, 후행핵주기, 등
(현행법의 문제점 및 검토의견)
- 사용후핵연료를 물리적․화학적방법으로 처리하는 것이 연구 또는 시험의 목적으로 만 한정하는 것으로 해석될 수 있음
-사용후핵연료처리의 범위가 핵연료물질과 기타물질로 분리하는 것 까지만 한정하고 있어 사용후핵연료 처리사업의 범위에 영향을 줌
- 사용후핵연료처리사업이 분리된 핵물질(TRU)을 이용하여 미래원전(SFR 등)연료가공까지 포함할 수 있도록 범위가 확대되는 것이 필요함
제2조 정의
3. 핵연료물질: "핵연료물질"이라 함은 우라늄·토륨등 원자력을 발생할 수 있는 물질로서 대통령령이 정하는 것
11. 정련: 우라늄 또는 토륨의 비율 높임
12. 변환: 핵연료 물질을 화학적방법으로처리하여 가공에 적합한 형태로 만드는것
13. 가공: 연료물질을 물리적·화학적방법으로 처리하여 원자로의 연료로서 사용할수 있는 형태로 만드는 것
14. 사용후핵연료 처리:
원자로의 연료로서 사용된 핵연료물질 또는 기타의 방법으로 원자핵분열을 시킨 핵연료물질을 연구 또는 시험을 목적으로 취급하거나, 물리적․화학적방법으로 처리하여 핵연료물질과 기타의 물질로 분리하는 것
적용성 검토원자력법 (현행법)
30
핵주기사업의 허가 관련 적용성 검토
(개정 방향)-현재 검토 및 의견 수렴중
2. 사용후 핵연료처리사업은 대통령이 정하는 바에 따라 교육과학기술부장관의허가를 받는 것으로 사업의 투명성 안전성 제고를 위해서 개정필요
4. 사용후핵연료의 처리․처분에 관한 연구 또는 사업자 선정 등 필요한 사항은교육과학기술부장관과 지식경제부장관이 관계부처의 장과 협의하여 위원회의심의․의결을 거쳐 결정하면 될 것으로 판단됨
(현행법의 문제점 및 검토의견)
-정련, 변환, 가공사업을 포함한 모든 원자력관련 사업은 교과부장관 허가사항임
-대통령이 정하는 바는 “원자력법 시행령등 대통령이 정하는 기준에 따라”를의미함
-이는 대통령이 정한 기준에 따라서 주무장관이 사업 지정 한다는 의미임
-지정의 의미가 사업자를 선정한다는 의미인지, 사업을 허가한다는 의미인지의미가 모호함. 법에 지정의 의미는 정의하고 있지 않음
-지정이란 용어는 90년대 중반 사용후핵연료 관련 사업의 주무장관이 정해지지 않아서 교과부장관의 허가에서 주무장관의 지정으로 용어 변경 됨
- 사업주체의 지정은 4항에 따라서 교과부장관과 지경부장관이 관계부처와 협의하여 위원회의 심의 의결 거쳐 결정하면 될 것으로 판단됨
-2항의 지정은 사업을 허가한다는 의미로 허가로 용어 변경 타당함
-따라서 사용후핵연료처리사업은 기타 원자력사업과 같이 주무장관의 지정이아니라 교육과학기술부장관의 허가를 얻어야한다. 이는 사용후핵연료처리사업의 투명성확보와 시설의 안전성확보를 위해서 반드시 변경되어야 한다
제43조 핵연료주기 사업의 허가 등
2. 사용후핵연료처리사업을 하고자 하는 자는 대통령이 정하는 바에 따라 주무장관의 지정을 받아야 함
4. 사용후핵연료의 처리․처분에 관하여필요한 사항은 교육과학기술부장관과 지식경제부장관이 관계부처의 장과 협의하여 위원회의 심의․의결을 거쳐 결정한다
적용성 검토원자력법 (현행법)
31
핵주기사업의 제출서류 관련 적용성 검토
(개정 방향)
방사선환경 영향평가서
안전성분석보고서
안전관리 규정
설계 및 공사방법에 관한 설명서
각 핵연료주기사업 관련 시설의 건설 및 운영에 관한 품질보증 계획서
기타 교육과학기술부령이 정하는 서류
(현행법의 문제점 및 검토의견)
-안전성분석보고서 추가필요
-건설 및 운영에 관한 품질보증계획서가 필요
3. 제출서류
방사선환경 영향평가서
안전관리 규정
설계 및 공사방법에 관한 설명서
사업의 운영에 관한 품질보증 계획서
기타 교육과학기술부령이 정하는 서류
적용성 검토원자력법 (현행법)
32
안전성평가기술개발(방사선안전)
방사선환경안전 주목 대상: 배기 및 누설 방사능
사용후핵연료
폐피복관집합체구조물
배기체처리
전해환원
휘발성산화탈피해체/절단
HLW
전해정련 순환핵연료
Confinement배기
냉각
배기
공기정화
누설
33
안전성평가기술개발(방사선안전)-잠재적 방출 선원항
관심핵종: 불활성기체 및 고휘발성 원소
Kr, Xe 동위원소
I 동위원소
H-3, C-14
사용후핵연료 냉각 시나리오에 따른 재고량 평가
ORIGEN-2: PWR, 33000MWD/MT, 30년 냉각
유출물 및 차폐 선원항 결정
유출물 선원항: 핵종별 잠재 방출분율?
공정배기계통 성능?
격납배기계통 성능?
격납누설?
예비분석 목적으로 NUREG-1909 데이터 사용?
PRIDE 운영을 통한 성능입증 자료 확보 필요
34
공정시설 임계사고 조사
사고결말 요약 21건 : 용액 또는 슬러리 내부의 핵분열성 물질에서 발생
1건 : 금속 주괴(Ingot)에서 발생
0건 : 분말 또는 운송/저장과정에서 발생
18건 : 비차폐 유인(Manned) 시설에서 발생
9명 사망 및 3명의 생존자 수족 절단
1건 : 부지 경계 외부에서 측정 가능한 핵분열생성물 오염 야기(자연준위보다 약간 높은 수준)
1건 : 측정 가능한 대중피폭 야기(작업자 연간 피폭 허용치보다낮은 값)
설비 손상 미발생
35
AFC 시설 사건 분류 및 체계 조사 및 검토
구분 연구 개발 세부 내용
AFC시설 공정 검토 - 국내외 AFC 시설 현황 검토- 공정별 사고 유형 검토- 공정별 사고 결말 검토
사고의 심각도에 따른 AFC시설 사고분류
-발생 빈도에 따른 사고 분류-결과의 심각도에 따른 사고 분류-사고 결과 영향 분석
유형별 AFC시설 사고 분류 -유형별 사고 체계 수립-유사 사고 분류
사고 발생 빈도, 심각도 및유형에 따른 분류 체계화
-발생 빈도 및 심각도에 따른 허용기준 검토-사고 발생 빈도, 심각도 및 유형에 따른 분류 체계화
36
AFC시설 임계안전성 평가기술 조사 및 검토
구분 연구 개발 세부 내용
핵임계사고와 관련된 국내외 현황 조사 - 국내외 AFC 시설 조사- 공정별 사고 유형 조사
핵임계안전성과 관련하여 안전성 확보를 위해 수립되어야 할 규제요건 항목도출
-국내 기존 규제 요건 검토- 해외 규제 요건 검토-규제 요건 항목 도출
37
2,000 ~ 20,000
350 ~ 3,500
10 ~ 100
0.008 ~ 0.08
0.3 ~ 3
0.02 ~ 0.2
22 ~ 220
8 ~ 80
0.8 ~ 8
Class CRadionuclide Class A GTCC
C-14 <0.8 8 Ci/m3 <
C-14 in activated metal < 8 80 Ci/m3 <
Ni-59 in activated metal < 22 220 Ci/m3 <
Nb-94 in activated metal < 0.02 0.2 Ci//m3 <
Tc-99 < 0.3 3 Ci/m3 <
I-129 < 0.008 0.08 Ci/m3 <
TRU (α > 5yr) < 10 100 nCi/g <
Pu-241 < 350 3,500 nCi/g <
Cm-242 < 2,000 20,000 nCi/g <
Long-lived Isotopes
미국의 폐기물분류체계 (1)10CFR61.55
Class A: not exceed 0.1 times the value of Class C Class C: exceed 0.1 times the value (GTCC), but not exceed the value
38
미국의 폐기물분류체계 (2)10CFR61.55
RadionuclideClass (Ci/m3)
A B C
Total > 5 yr half-life 700
H-3 40
Co-60 700
Ni-63 3.5 70 700
Ni-63 in activated metal 35 700 7,000
Sr-90 0.04 150 7,000
Cs-137 1 44 4,600
Short-lived Isotopes
Sum of Fraction Rule* a waste contain
Sr-90, 50 Ci/m3
Cs-137, 22 Ci/m3
• Sr-90 fraction = 50/150=0.33• Cs-137 fraction = 22/44=0.5 • Sum of fraction = 0.83 (Class B)
39
NuclidesMEST Notice No. 2008-65
limit of disposal (Bq/g) limit of disposal (Ci/ m3)
H-3 1.11E+6 30
C-14 2.22E+5 6
Co-60 3.70E+7 1000
Ni-59 7.40E+4 2
Ni-63 1.11E+7 300
Sr-90 7.40E+4 2
Nb-94 1.11E+2 3.00E-03
Tc-99 1.11E+3 3.00E-02
I-129 3.70E+1 1.00E-03
Cs-137 1.11E+6 30
α (TRU) 3.70E+3 1.00E-01
중저준위 천층처분 제한치 (한국)(concentration limit of disposal)
40
Summary
우리나라의 선진사용후핵연료주기를 위한 인허가체계는 마련되어 있지 않으며, 선진핵연료주기에 대한 개념이 정립되어 있지 않음
사용후핵연료처리사업 및 선진핵주기시설 인허가 주체가 규정되어 있지 않음
선진핵연료주기시설 설계방향 조기수립 및 인허가성 제고를 위해 법령정비 및규제요건/지침의 조기개발 필요
설계 조기확인 및 안전성 조기확보를 위해 인허가현안의 조기도출 및 해결방안조기제시 필요
선진핵연료주기시설의 원활한 사업추진을 위해서는 각 계통에 대한 규제검증평가기술 개발이 설계기술개발과 병행하여 개발필요
선진핵연료주기시설 관련 규제기술개발 및 조속한 법령정비를 위해서는 전문인력 양성이 절실하며, 이를 위해 적절한 예산투입이 선행되어야 함
![[콘텐츠정책연구보고서 목차] - kinternet.org · [콘텐츠정책연구보고서 목차] 1. 디지털콘텐츠 이용자보호지침에 대한 검토.....1 (최재원, 주식회사](https://static.fdocument.pub/doc/165x107/5e0536029182766e562878c4/eeeoe-e-eeeoe-e.jpg)
