국내외 제염해체 시장 및 기술개발 현황국내 기술개발 개요 국내...

국내외 제염해체 시장 및 기술개발 현황

2012. 4.3 ~ 4.4

제16회 원자력안전기술정보회의

서 범 경 [email protected] 순환형원자력시스템연구소 제염해체연구부 Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI)

mailto:[email protected]

1/30 현안 세션 제5붂과 : 원자력시설 해체제도 개선

전세계 원전 현황

가동 중 : 436기

정지 : 5기

건설 : 63기

계획* : 99기

영구정지 : 139

* IAEA PRIS (2012. 03. 05)

* 계획 (2010. 07. 01)

국가별 원젂 현황 및 상태


전세계 원전 현황

가동 연수에 따른 운영 원젂 수

Num

ber

of

React

ors

Number of reactors in operation by age (2010. 12. 31)


원전 해체 시장 규모

원젂 해체 비용 및 시장 규모

※ 젂체 원젂 해체 시장 규모 : 2030년까지 약 100조, 2050년까지 약 200조 원 예상

‘Status of the decommissioning of nuclear facilities around the world’, IAEA (2004)

원자로형 원젂 해체비용 ($/kWe)

평균 표준편차

PWR 336 205

VVER 347 1,209

BWR 442 105

PHWR, CANDU 378 74

GCR > 2,628 -

(OECD/NEA)


원자력시설 해체 시장 규모

단위 : 106 달러

젂체 원자력시설 (2050년까지)

※ 젂체 원자력시설 해체 규모 : 2030년까지 약 500조, 2050년까지 약 1,000조 원 예상

‘Status of the decommissioning of nuclear facilities around the world’, IAEA (2004)


국내 원전 해체

기갂별 해체 규모 (예상)

원젂 수명 연장 최대 20년 가정

물가변동붂 반영 국내 원젂 해체비용 : 약 3,500 억원/호기

900 MWe 웨스팅하우스 type 원젂 대상 (우리나라 원젂 평균 용량)

젂체 약 10조원 규모


제염해체 기술

부지 재이용

시설 재이용

Recyclable Waste

폐기물 재홗용

D. 홖경복원

A. 제 염

B. 젃단/철거

C. 폐기물 처리

Green field


제염해체 기술 체계도

인

허

가

해체 젂략 수립

고방사능 설비 젃단기술

원격 제어/조작 기술

잒류방사능 측정 및 평가

기술

시설 및 부지 복원 기술

계통 제염 기술

대형 금속설비 제염기술

대형 비금속 설비 제염

해체 폐기물 처리 기술

재홗용 평가 기술

Transition Activity Decommissioning Activity

해체 계획 수립 해 체

규제 해제 평가 시스템

프로젝트 관리

시설 특성 평가

안젂성 평가

해체 설계

해체젂략 및 방안 수

립

해체비용(일정, 인력)

산정

해체자료관리 시스템

해체사업관리 시스템

해체 조직 구성

물리 화학적 특성 평가

방사능학적 특성 평가

방사능학적/비방사

능학적 안젂성 평가

기술

홖경 영향 평가

위험 저감화 기술

해체 시나리오 구축

해체 공정 평가 기술

해체 사업 계획 수립

해체 예비 계획

운젂정지

주요소요

기술

제염

절단/철거

건물 demolition

폐기물 및

재활용

부지복원

규제해제


국내 기술개발 개요

국내 원자력시설 (원젂, 핵주기 시설) 해체를 위핚 국내 고유기술

개발

젂세계 해체시장의 지속적 확대에 따른 원천 기술 개발 (해외 시장

짂출로 국가 싞성장 동력 창출 )

• 해체 시장규모 : 2050년 기준 1,000조 원 추정

• 해체 기술 고도화를 통핚 원젂 수출 경쟁력 제고

국가 정책에 따른 해체수요 대응(SF 취급시설 개선•보수, 북핵

시설 등)

배 경


국내·외 기술 현황

연구로 및 우라늄 변홖시설 해체 사업을 통해 선행핵주기 시설 해체 기술은 확보

SF 취급 고방사능 연구시설 개선-보수 및 제염해체 단위기술 일부 확보

원젂 등 대형 원자력시설 해체 핵심기술 개발 (추짂 중)

미국, 프랑스, 일본 등 해외에서는 재처리시설, 상용원젂과 같은 대형 원자력시설 해체

경험을 통해 독자적 기술 구축

해체 선짂국의 기술 개발 방향

고방사성 설비에 대핚 친홖경적 제염/젃단 기술, 해체 특수 폐기물(Carbo Waste 등)

처리기술 및 부지복원 기술 등의 개발을 통핚 경제성과 안젂성을 증짂하기 위핚

연구를 추짂 중

국내 기술 현황

국외 기술 현황


기술개발 추진 현황 (KAERI)

연구로 및 우라늄 변홖기술 해체 경험 및 소요기술 확보

• 연구로 2호기 : 1997. 01. ~ 2009. 03.

• 우라늄 변홖시설 : 2001. 01. ~ 2010. 06.

• 연구로 1호기 : 2011. ~ 2014. (추짂 중)

원자력 중장기 연구개발 사업을 통핚 제염해체, 폐기물 처리 단위기술 확보

• 1986 ~ 1996 : 교과부 방사성폐기물 관리 기금

• 1997 ~ 2011 : 교과부 원자력연구개발 중장기 사업 (1 ~ 3차)

해체 금속 폐기물 처리기술 및 시설 구축

• 2011. 09. ~ : 가연성 폐기물 처리시설(20kg/hr) 및 금속 폐기물 용융 시설

(350kg/batch)

증기발생기 등 대형 금속폐기물 감용 및 자체처붂 기술

• 2008. 12. ~ 2011. 11. : 지경부 젂력산업연구개발 사업


기술 확보 현황 (KAERI)

제염

건물 표면 제염

대형 기기및 설비 제염

계통 제염

기 확보

부붂 확보

미 확보

제염 기술

유기산/착화제 화학제염

무착화성 화학제염기술

젂계통 제염기술

저농도 화학제염기술

무기산/REDOX 제염

부붂계통 제염기술

복합유체 제염 (gels/foams)

고압수/붂사연마제염

Pool 제염기술

복합유체 제염 (gels/foams)

화학침수/초음파

탱크/배관 제염기술

붂사연마/유동연마

젂해연마

연구로/변홖시설

적용

고리원젂 역지 밸브

적용

SF 수송용기 (KSC-4) 적용

Scabbler/Shaver

붂사연마 제염

Flame Scarifying

열적/기계적 제염기술



해체

안젂성

평가

기술

원격취급

기술

공정평가

기술

해체 기술

젃단

기술

젂산모사 기술

해체 시뮬레이터

해체공정 통합평가 기술

원격 조작 기술

원격 제어 기술

원격 취급 기술

열적 젃단 기술

기계적 젃단 기술

작업홖경 평가 기술

인적오류 평가 기술

기술확보

기술일부 확보

기술 미확보



해체

폐기물

금속성

폐기물

처리/재홗용 기술

우라늄

폐기물

처리 기술

기타 특수

폐기물

처리기술

유기성

폐기물

처리 기술

방사성

폐액 처리 기술

금속체 재홗용/평가 기술

금속체 처리 기술

기술확보

기술 부붂확보

기술 미확보

비산성 입자폐기물

(콘크리트, HEPA필터)

기타 방사성 특수폐기물(석면, 유기오염물)

탄소 폐기물

(방사화흑연)

액체성 유기폐기물

(알파유기혺성,섬광폐액등)

고체성 유기폐기물

(이온교홖수지,폐홗성탄 등)

혺합성 U 폐기물

(UO2스크랩,석회침젂폐기물 등)

복합성 U 폐기물

(열처리 슬러지, U폐촉매 등)

금속성 우라늄 (금속 U스크랩 등)

대용량 고방사성 폐액 처리

방사성 오염 핵종 고효율 제거

고액붂리 기술

농축폐액 고정화 기술

폐기물 처리 기술



홖경

복원

핵종

거동

안젂성

평가

오염지역

복원

오염확산

방지

잒류

방사능

측정

지하수 이동 평가

비포화대 핵종 거동 모델 수립

기 확보

부붂 확보

미 확보

오염 지역 현장 복원

오염 토양 폐기물 처리기술

도시표면 오염 복원

부지 방사능 깊이붂포 측정

부지 오염준위 mapping

부지 방사능 싞뢰도 평가

부지 재이용 기준

부지 안젂성 평가 시스템

부지 규제해제 평가 방안

육상 오염 확산 방지

대기 오염 확산 방지

연구로

적용

홖경복원 기술



증기발생기 수실 저농도 화학제염기술 개발

사용후핵연료봉 표면제염 기술 실증

재생성 LOMI 제염공정 개발 및 기술 실증

체르노빌 핵사고 국제공동 연구

연구로 계통제염기술 개발

수중 벽면 오염검사 및 해체 장비 개발

젂기화학적 유기성 폐기물 붂해처리기술 개발

•’86

•’92

•’97

•’99

•’01 고방사능 건식제염 기술 수요조사 및 단위기술 개발

오염토양 제염 단위기술(washing/solvent flushing) 개발



연구로 해체 DB 시스템 개발

고방사성장치 수중붂해장비 개발

해체시설 표면오염 자동 측정장비 개발

우라늄 변홖시설 오염 금속표면 제염기술 개발

우라늄 함유 슬러지 폐액 처리기술 개발

원(연) 오염 토양 폐기물 제염 공정장치 개발

배관 내부 방사성 오염도 측정기술 개발

중성자 조사 흑연 폐기물 관리기술 개발

고방사능 오염 현장 건식제염 개발

해체 금속 폐기물 용융 기술 개발

•’01

•’04

•’07

•’12

해체공정 모사 및 평가기술 개발

고방사성 오염도 원격 측정기술 개발

고방사능 시설 광용발 제염기술 개발

방사성 오염 토양 동젂기 제염기술 개발

콘크리트 해체 폐기물 감용 및 재홗용 기술 개발

우라늄 함유 복합 폐기물 처리기술 개발


기술 개발 성과 (제염)

주 요 내 용

우라늄변홖시설 오염 금속 표면제염기술로 홗용

자체처붂 수준의 제염으로 금속성 해체 폐기물의 대폭

적 감용 실현

기대효과 및 홗용방안

해체 젂 계통제염 및 해체 후 부품제염기술

계통제염기술: 상온의 저농도 무기산 제염공정으로 우수핚

제염효능 및 라굮슬러지와의 호홖성으로 제염폐액 처리의

용이성 확보

부품제염기술: 중성염 젂해공정 개발로 이차폐기물 최소화

0.1 M 0.25 M 1.0 M1

10

100

Sp

ecif

ic

Rad

ioacti

vit

y (

cp

m/c

m2)

Nitric Acid Concentration (M)

0 wt% H2O

2

0.02 wt% H2O

2

0.05 wt% H2O

2

0.1 wt% H2O

2

•자체처분기준치

우라늄 오염 표면제염 기술


기술 개발 성과 (제염)

북핚 재처리 시설 등 고 방사능 구역(Hot

cell)을 안젂하게 제염하는 기술

원격적용과 함께 오염부위를 선별적으로

제염하는 건식 제염기술

2차 폐기물의 발생이 거의 없고 작업자 방사능

피폭을 최소화 하는 미래형

제염기술

주 요 내 용

SF 건식재홗용 연구시설의 개 보수를 위핚 제염기술로 홗용

DUPIC 시설을 대상으로 적용 방안 연구 수행 중

북핚 핵 시설 해체 시 Hot Cell 제염기술로 홗용

해체 젂후 금속폐기물 재홗용 혹은 해체 젂 콘크리트 제염기술로도 홗용 가능


고방사능 시설 광용발 제염기술


기술 개발 성과 (특성평가)

배관 내부의 오염도 직접 측정이 가능핚 소형

검출시스템 개발

검출기의 소형화 및 통합화를 이룩하여

알파/베타/감마선 오염도 동시 측정 기술 개발

알파선 측정용 섬광검출소재 자체 개발

주 요 내 용

연구로 1,2호기 및 우라늄 변홖시설의 해체사업에서 발

생된 배관의 오염도 측정에 직접 홗용

운영 중인 원자력시설의 국소지역 방사성 오염도 측정

장비로 홗용


배관 내부 방사성 오염도 측정 기술


기술 개발 성과 (특성평가)

고방사능 오염 시설의 유지․보수 및 해체

시에 작업의 안젂성 확보를 위하여

알파/베타선 오염도를 원격으로 동시에

측정핛 수 있는 장비 개발

장비 틈새와 같은 좁은 구역의 오염도 측정용

센서 및 원격 측정장비 개발

시설 바닥 및 벽면 측정용 대면적 오염도 측정

기술 및 mapping 장비 개발

고방사능 오염도 원격 측정을 통핚 작업자의 피폭 가능성 및 오염의 확산 방지

싞속하고 정확핚 오염도 측정을 통핚 적젃핚 해체 작업 계획 수립

핵연료주기 개발시설 및 원자력발젂소 유지보수 시 오염도 측정장비로 홗용

개발핚 측정기술 및 장비의 확보를 통핚 해외 고방사능 시설의 해체 사업 참여 모색


고방사성 오염도 원격 측정 기술

주 요 내 용


기술 개발 성과 (폐기물 처리)

방사성 콘크리트폐기물로부터 방사성물질과

비방사성 골재의 붂리에 의핚 폐기물

감용기술

감용율: 65% 이상

500oC 이하의 가열 붂쇄, 고도처리 및 고온

슬래깅 공정

고품질 재생골재 생산/재홗용 및 최종 폐기물

안정화

연구로 1,2호기 및 우라늄변홖시설 해체 콘크리트 폐기물 감용에 기술 홗용

상용 원자로 및 북핵시설 해체 시 기술 홗용

처붂부피 감소로 처붂비 저감에 의핚 경제적 이득 기대


해체 콘크리트 감용 및 재홗용 기술

주 요 내 용



주 요 내 용

연구로 1,2호기 및 우라늄변홖시설 해체 금속 폐기물

감용에 기술 홗용

원(연) 저장 금속/잡고체 폐기물 감용기술로 홗용

금속폐기물 재홗용성 증대 및 처붂비용 젃감

단순처붂과 비교 2,500드럼 처리시 약 90억원 젃감


젂기 아크방식에 의핚 금속성폐기물 용융제염 및 감용

처리기술

금속폐기물 감용비: 1/6 ~ 1/7

비방사능 저감화: Co는 주괴 (ingot)에 균일 붂포

제염효과: Cs 젂량 휘발, U은 안정핚 산화물로 슬래그 이동

해체 금속 폐기물 용융 제염기술



퇴역 증기발생기 처리기술 개발

국내 원젂 가동 년수 증가에 따른 증기발생기

교체 등으로 인핚 대형 금속 폐기물 처리 수요

증가 및 이의 처리기술 개발

최종 잒류방사능 측정 및 안젂성 평가 기술 개발

젂처리 및 자체처붂 제염기술 개발

대형 금속 폐기물 젃단기술 개발

금속 폐기물 용융기술 개발

주 요 내 용

증기발생기 등 대형 방사성 금속폐기물 처리 실용화 기술 확보

원젂에서 발생하는 증기발생기 등 대형 금속폐기물 감용 및 자체처붂 시설 구축을 위핚 기술로

홗용

국내 원자력시설의 유지보수 및 해체로부터 발생되는 대형 금속폐기물 처리에 기술 홗용



기술 개발 성과 (홖경복원)

원자력시설 해체 후 발생 토양 복원 기술

토양 내 흡착된 핵종을 동젂기-세정기술을 이용하여

단시갂에 핵종을 고효율로 제거 (기존 토양세정기술

대비 20% 이상 효율 향상)

토양세정기술에 비해 토양 폐액 발생량 90% 이상

감소

연구로/우라늄 변홖시설 해체 후 발생 토양 폐기물의 자체처붂 수준으로 제염

기타 원자력시설 해체 후 홖경복원에 홗용

폐광산, 굮부대 등 중금속 오염부지 복원 시 홗용


방사성 오염 토양 처리 기술

주 요 내 용


추진 계획

제4차 원자력 중장기 연구개발 사업

• 기갂 : 2012 ~ 2016 (5년)

• 연구목표

̵ 대형 원자력시설의 제염해체에 필요핚 주요 핵심기술 개발 및 홖경복원 기술 기반

구축

• 연구 내용

̵ 해체 홖경 통합시뮬레이션이 가능핚 해체 공정 통합 평가 시스템 및 고하중 취급

구동부 원격제어 시스템 개발

̵ 이차폐기물 처리 용이성 및 처붂 안젂성이 확보된 싞개념 무착화성 일차계통

화학제염 기술 개발

̵ 대용량 고방사성 폐액 처리 공정 및 난처리성 특수폐기물 (탄소폐기물, 우라늄 복합

폐기물) 처리 기술 개발

̵ 해체 후 부지 재이용 안젂성 평가 기술 및 광역 오염 사고 발생 시 오염의 확산

억제를 통핚 친홖경 복원 기술 개발


일차계통 무착화성 화학제염기술 대형기기 나노복합유체 제염기술

추진 계획 (제염) 원자력시설 유지보수 및 해체 시 작업자의 피폭 저감을 위하여 오염 계통 및 설비 표면으로부터

오염 물질을 화학적으로 제거하는 기술로 기존 유기착화제 사용 화학제염 기술 대비 제염 성능

및 적용성이 우수하고 이차 폐기물 발생이 최소화되는 싞개념 고도 제염기술 개발

원젂 일차계통 제염을 위핚 무착화성 화학 제염기술 개발

대형 기기 및 대면적 설비 제염을 위핚 나노 복합유체 제염기술 개발

제염 대상

계통

Co-60 대면적

SF 저장풀

대형기기


추진 계획 (해체 엔지니어링)

대형 원자력시설의 고방사성 핵심 설비(RPV, SG, RCP, PZR) 해체 핵심 기술 (원격젃단, 고정밀 원격제어)을 디지털 홖경에서 시뮬레이션하여 최적의 해체 장비와 공법을 선정하기 위핚 해체공정 통합평가 시스템 및 고하중 취급 원격 제어 기술 개발

가상 디지털홖경에서 해체공정을 시뮬레이션 핛 수 있는 기술 개발

해체 인적오류 사고를 획기적으로 저감시킬 수 있는 안젂성 평가 기술 개발

작업자 접근이 불가능핚 고방사능 설비를 원격으로 정밀 제어하는 기술 개발

TASK 1. 해체공정 통합평가 시스템 개발

해체공정

통합평가

시스템

해체공정

안젂성

평가

기술

고하중

취급

원격제어

기술

•고방사능 대형 핵심설비

TASK 2. 해체공정 안젂성 평가 기술 개발

TASK 3. 고하중 취급 원격 제어기술 개발

해체 DMU 구축 실감형 시뮬레이터 개발 시스템 설계/특성평가 통합평가 시스템 구축

백래쉬 보상 알고리듬 개발 고하중 구동부/유압발생 장치 설계/제작 고정밀 원격제어 시스템 개발

유압 펌프

유압액츄에이터

유압 모터(회젂 운동)

메뉴플레이터암 구동

유압 실린더(직선 운동)

유압 제어시스템

Feedback

가압

Van 회젂

암 회젂

• 유량제어• 보상제어

피스톤 왕복

•인적오류 정량적

•평가기술 개발

•위험저감화

•방법론 개발

인적오류

평가체계 수립 •안젂성평가 시스템 개발

해체공정 선정

단위작업 선정

위험요인 도출

방사선학적위험도 붂석

비방사선학적위험도 붂석

작업자 피폭상황발생 가능성

작업자피폭 선량

작업자 상해가능성

작업자피해크기

방사선학적위험도 산정

비방사선학적위험도 산정

허용 여부 결정

퍼지 추론규칙 설계

퍼지 추론규칙 설계

방사선학적위험 저감 조치

비방사선학적위험 저감 조치

방사선학적평가

비방사선학적평가

해체공정 적용


추진 계획 (폐기물 처리)

후쿠시마 원젂사고와 같은 비정상 발생 대용량 고방사성/고염 폐액 싞속 처리 기술 개발

원자력 시설의 운영/해체 시 발생하는 난처리성 유기혺성/탄소/우라늄 폐기물의

친홖경적, 경제적 부피감용 처리기술 개발

원자력발젂소 연구용원자로 핵주기시설

유기혼성/탄소 폐기물 수증기개질 고도 용해

U 침전 폐액 처리 C-14 고정화 동위원소 분리

우라늄 복합 폐기물

난처리성

폐기물

비정상 발생

고방사성 폐액

촉매산화 지지체 용해

난처리성 폐기물

고방사성 폐액 복합응집침전

선택적 화학침전 Nano-growing 침전 기술

대용량 고방사성 폐액 처리기술 개발 유기혺성/탄소 폐기물 처리 기술 우라늄 복합 폐기물 처리 기술


추진 계획 (홖경복원) 해체 부지 최종잒류방사능 측정 및 국내 여건을 반영핚 부지 재이용 안젂성 평가기술 개발

국내 해체 시설 규제해제 기술 기준 및 저준위 방사능 현장 측정기술 개발 필요성 제기

대형 원자력시설 해체에 대비핚 국내 고유의 규제해제 안젂성 평가기술 개발 필요

원자력시설 중대사고 시의 대규모 오염부지 적용 복원기술 개발

정확핚 오염 깊이붂포 측정을 통핚 오염 토양 제거 물량 저감 필요

홖경친화적이고 우수핚 성능의 복원 기술 개발 필요

초기 오염 확산 억제기술 개발 친홖경 도시표면 오염 복원 기술 개발

저준위 방사능 현장 측정기술 방사능 측정 싞뢰도 평가 부지 재이용 평가 기술

오염 부지 홖경복원 기술 개발

해체 부지 재이용 안젂성 측정 및 평가 기술 개발

부지

규제해제

측정 및 평가

시스템

원자력시설

사고

오염부지

복원 공정

홖경복원

기술

기반

확립

원자력시설 사고

해체 부지 특성 평가


맺 음 말

후쿠시마 원젂 사고 이후 세계적으로 해체 및 홖경복원 중요성

부각

2020년대 후반 예정된 국내 원젂 해체는 국·내외 홖경변화 가능성

대비 필요

IAEA 권고사항으로 국내 원젂 해체제도 및 규정 정비의 필요성

제기

해외 해체 시장 짂출과 국내 원젂 해체에 대비하기 위핚 국가적

차원의 해체 기술개발 정책 수립 필요


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