목     차

Ⅰ. 서론 1

Ⅱ. 오염수 해양방출시설 및 방사성핵종 분석 개요  15

1. 시설 및 공정 개요 17

2. 오염수 해양방출원칙 및 분석 절차 20

3. 주요 핵종 선정 23

4. 측정·평가 대상 핵종 재선정 26

Ⅲ. 분야별 상세 검토 결과 35

1. 다핵종제거설비 37

2. 해양방출 시설 65

2.1 설비 성능 67

2.2 이상 사건 83

2.3 구조적 건전성 104

2.4 장기 유지관리 116

3. 방사능 분석 적합성 및 데이터 신뢰성 119

3.1 방사능농도 측정 데이터 신뢰성 119

3.2 방출 전후 감시 및 이상상황 대응 적절성 148

3.3 단계별 방사능 감시 계획 적절성 161

4. 방사선환경영향평가 166

5. 안전문화 관리 체계 180

Ⅳ. 결론 187

Ⅴ. 붙임자료 193

-  ⅰ -

그 림 목 차

그림 I.2- 1. 후쿠시마 사고 직후 발전소 인접 해역의 주요핵종 방사능농도 7

그림 I.2- 2. 후쿠시마 인근 해수와 우리나라 해수의 ¹³⁷Cs 핵종 농도 비교  8

그림 I.2- 3. 후쿠시마 인근 해수와 우리나라 해수의 삼중수소 농도 비교 9

그림 II.1- 1. 오염수 처리 및 방류를 위한 주요시설 18

그림 II.2- 1. 오염수 처리 및 해양방출 과정 21

그림 II.3- 1. 오염수 처리 흐름과 오염수 분석위치  23

그림 II.4- 1. 오염수 내 측정·평가대상 핵종 선정 프로세스 27

그림 III.1- 1. 기설 ALPS 오염수 처리 흐름도  39

그림 III.1- 2. 증설 ALPS 흡착재 구성 43

그림 III.1- 3. ALPS 처리 후 오염수에 대한 분석대상 9개 핵종(삼중수소 제외)의 증설 ALPS   흡착재 단계별 농도(2022. 8. 12.) 43

그림 III.1- 4. ALPS 처리 후 오염수에 대한 분석대상 9개 핵종(삼중수소 제외)의 증설 ALPS  흡착재 단계별 농도(2023. 4. 12.) 45

그림 III.1- 5. 일일 오염수 발생량(2015년~2022년) 46

그림 III.1- 6. 증설 ALPS 처리 전후 ¹²⁹I 농도(2013.~2023. 3.) 48

그림 III.1- 7. I, Sb 흡착재 교체 시점과 처리 후 ¹²⁹I 농도 49

그림 III.1- 8. ALPS 설비를 이용한 오염수 처리량(2013.~2018. 8.) 49

그림 III.1- 9. 고시농도 대비 비율의 총합 추정치별 오염수 저장량(2023. 3. 31. 기준) 51

그림 III.1- 10. ALPS 2차 정화시험 처리 전후 오염수 시료채취 위치  53

그림 III.1- 11. 2차 정화 시험 전후 J1- G 및 J1- C 그룹 64개 핵종 농도 변화 53

그림 III.1- 12. pH에 따른 Sr 용해도 60

그림 III.2- 1. 해양방출 시설 개략도 65

그림 III.2- 2. 측정·확인용 탱크 운용 예시 68

그림 III.2- 3. 측정·확인용 설비 구성도(측정·확인단계: A군 탱크) 69

그림 III.2- 4. 측정·확인용 탱크 배관 연결부 70

그림 III.2- 5. 임시 순환라인 구성 및 시료채취(실험 중) 71

그림 III.2- 6. 탱크 내 3개 지점에서의 시료채취(실험 후) 71

그림 III.2- 7. 교반·순환 실증실험 중 인산이온 농도 73

그림 III.2- 8. 인산이온 및 ⁶⁰Co, ¹³⁷Cs, ³H, ¹²⁹I의 이원 분산분석 결과 74

그림 III.2- 9. 방출 대상 오염수와 해수의 혼합 유동 전산 시뮬레이션 결과  80

그림 III.2- 10. 배출기준 초과 오염수 해양방출 사건 논리도 83

그림 III.2- 11. 측정·확인공정 오조작 방지 절차 85

그림 III.2- 12. 측정·확인공정 인터록 상세 86

그림 III.2- 13. 시료분석 오조작 방지 절차 86

-  ⅱ -

그림 III.2- 14. 이송·희석설비 오조작 방지 절차 87

그림 III.2- 15. 이송·희석설비 인터록 상세 87

그림 III.2- 16. 중앙감시제어실 내 해양방출 시설 감시제어장치 90

그림 III.2- 17. 이송설비 긴급차단밸브- 1, 2 설비 구성 91

그림 III.2- 18. 이송설비 긴급차단밸브- 1, 2 설치 위치 92

그림 III.2- 19. 해양방출관련 시설의 방출 정지 신호 93

그림 III.2- 20. 해양방출 시설 구성도 94

그림 III.2- 21. 긴급차단밸브 전원상실 시 차단 매커니즘 96

그림 III.2- 22. 해양방출관련 시설 감시· 제어 및 전원구성 개략도 96

그림 III.2- 23. 해양방출 시설의 제어기 구성도 97

그림 III.2- 24. 긴급차단밸브- 2 수격현상 완화를 위한 우회 유로 97

그림 III.2- 25. 폴리에틸렌관 융착부 형상 및 융착 절차 101

그림 III.2- 26. 펌프 및 밸브 주변 누설확대 방지 대책 102

그림 III.3- 1. 후쿠시마 원전 부지 내 실험실 배치 124

그림 III.3- 2. 화학분석동 내 실험실 배치 124

그림 III.3- 3. 분석원 역량확인(2020년 실시결과)  126

그림 III.3- 4. 불확도 평가를 위한 각 항목별 요약도의 예(3H) 128

그림 III.3- 5. ISO/IEC- 17025인증 : ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs, ³H 128

그림 III.3- 6. 도쿄전력 분석결과 신뢰성 검증체계 129

그림 III.3- 7. 도쿄전력- ㈜화연 비교분석 결과 130

그림 III.3- 8. 도쿄전력, ㈜화연 및 JAEA 주요 검출핵종 분석결과 비교 134

그림 III.3- 9. 도쿄전력 및 ㈜화연, JAEA 불검출 핵종 검출하한치 비교 135

그림 III.3- 10. 3개 기관의 K4 탱크 B군 오염수 8개 핵종 분석결과에 대한 PomPlot 138

그림 III.3- 11. NRA 주관 도쿄전력, JAEA 오쿠마 안전연구센터 교차분석 10개 핵종 분석결과 139

그림 III.3- 12. JAEA 재분석결과 및 ｜En｜값 재평가 결과 140

그림 III.3- 13. 도쿄전력의 8개 핵종에 대한 PomPlot 141

그림 III.3- 14. 도쿄전력 및 ㈜화연, JAEA 주요 검출핵종 분석결과 비교 142

그림 III.3- 15. 분석과정과 품질관리 시스템 개요 144

그림 III.3- 16. 스마트글라스 활용 144

그림 III.3- 17. 분석 데이터 처리 세부절차  145

그림 III.3- 18. 5,6호기 배수구 부근과 6호기 취수구 조사지점 153

그림 III.3- 19. 6호기 취수구와 5,6호기 배수구 부근 표층해수의 ³H, ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs 농도(2021. 3.- 2023. 3.) 153

그림 III.3- 20. 삼중수소 이상치 조사지점 156

그림 III.3- 21. 발전소 5km 부근(T- S3, T- S4) 표층해수의 ³H, ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs 농도(2021. 3.~2023. 3.) 159

그림 III.3- 22. 상류수조 및 5호기 취수구 방사선감시기 설치 위치 164

그림 III.4- 1. IAEA GSG 10에 따른 환경영향평가 절차 168

그림 III.4- 2. 피폭경로별 해수 농도 산출 범위 173

그림 III.4- 3. 선원항별 선량평가 결과 비교(성인 연령군) 174

-  ⅲ -

표 목 차

표 I.1- 1. 오염수 해양방출 안전성 검토 및 IAEA 확증모니터링 참여 주요 경위 3

표 I.2- 1. 후쿠시마 사고 직후 주요핵종 해양 누출량(추정치) 7

표 I.2- 2. ¹³⁷Cs 핵종의 사고시 누출과 배출기준 방출시 농도 비교 10

표 II.4- 1. 기존 측정·평가 대상 핵종과 신규 측정·평가 대상 핵종 종류 비교  26

표 II.4- 2. 도쿄전력의 측정·평가 대상 핵종 재선정 시 분류한 14개 그룹 28

표 II.4- 3. 신규 측정·평가대상 핵종 및 기존 측정·평가대상 핵종 대비 차이 29

표 II.4- 4. 검토팀의 측정·평가 대상 핵종 재선정 관련 문헌검토 : 1단계 결과 31

표 II.4- 5. 검토팀의 측정·평가 대상 핵종 재선정 관련 문헌검토 : 2단계 결과 32

표 II.4- 6. 검토팀의 측정·평가 대상 핵종 재선정 관련 문헌검토 : 3단계 결과 32

표 II.4- 7. 검토팀의 측정·평가 대상 핵종 재선정 관련 문헌검토 : 4단계 결과 33

표 III.1- 1. ALPS 종류별 설비 구성 요약 38

표 III.1- 2. 도쿄전력 실시계획에 따른 흡착재별 대표 제거대상 핵종 38

표 III.1- 3. 62개 핵종에 대한 ALPS 처리 전후 고시농도 대비 비율의 총합(2013년~2022년) 41

표 III.1- 4. ALPS 처리 후 오염수에 대한 분석대상 9개 핵종(삼중수소 제외)의 ALPS 처리 전후   농도 비 계산 결과(2019년~2022년) 42

표 III.1- 5. 증설 ALPS 흡착재 단계별 핵종 농도 분석결과(2023. 4. 12.) 44

표 III.1- 6. 도쿄전력의 단계별(연도별) 오염수 처리 목표 및 운영 46

표 III.1- 7. 도쿄전력의 흡착재별 교체 기준 및 주기 48

표 III.1- 8. 2017년 ALPS 설비별 ¹²⁹I 농도변화를 통한 흡착재 교체 빈도 추정 50

표 III.1- 9. 고시농도 대비 비율의 총합 추정치별 주요핵종 분석완료된 오염수 저장량 변화 52

표 III.1- 10. ALPS 처리 후 오염수 분석 대상 9개 핵종(삼중수소 제외)의 ALPS 2차 처리 전후  농도 비 계산 결과 54

표 III.1- 11 운영기간 내 ALPS 전체 고장 현황 55

표 III.1- 12. ALPS 주요고장 이력 개요 58

표 III.1- 13. 도쿄전력의 증설 ALPS 유지관리 계획 61

표 III.2- 1. 도쿄전력 교반·순환 실증실험 시료채취 조건 72

표 III.2- 2. 교반·순환 실증실험 중 ¹²⁹I, ¹³⁷Cs, ⁶⁰Co 농도 [Bq/L] 73

표 III.2- 3. 교반·순환 실증실험 전후 탱크별/위치별 ¹²⁹I 농도  75

표 III.2- 4. 측정·확인용 설비에 대한 점검·시험 및 사용전검사 결과 77

표 III.2- 5. 누설확대 방지 설계사항 101

표 III.2- 6. 내진등급 분류기준 및 적용 지진동 105

표 III.2- 7. 「일본 기술기준 규칙」에 규정된 기기등급 108

표 III.2- 8. 일본산업규격(JIS) 및 그 외 표준 적용 사례 109

표 III.2- 9. 상류수조의 설계검토 항목 111

-  ⅳ -

표 III.2- 10. 방출설비의 설계검토 항목 112

표 III.2- 11. 해양방출 시설의 점검·시험 및 사용전검사 내용 114

표 III.2- 12. 해양방출 시설 내 주요 기기·구조물의 점검 주기 및 항목 117

표 III.3- 1. 화학분석동 분석장비 및 측정 대상 핵종 121

표 III.3- 2. 일상점검에서의 검출효율 확인 122

표 III.3- 3. 분석시설의 기능, 실험실 규모와 분석장비 123

표 III.3- 4. 분석조직과 업무 내용 125

표 III.3- 5. 제3자 기관(TPT 포함)의 ISO 인증 취득현황 129

표 III.3- 6. J1탱크 C군 탱크 오염수 분석결과에 대한 ｜En｜값 130

표 III.3- 7. K4 탱크 B군 내 처리 후 오염수 분석결과 131

표 III.3- 8. 도쿄전력- (주)화연 ｜En｜값 평가결과 136

표 III.3- 9. 도쿄전력- JAEA ｜En｜값 평가결과 136

표 III.3- 10. K4 탱크 B군 오염수 분석결과에 대한 ζ 값  137

표 III.3- 11 도쿄전력- JAEA ｜En｜값 평가결과 140

표 III.3- 12. 도쿄전력 결과 간의 ｜En｜값 평가결과 143

표 III.3- 13. ³H, ¹⁴C 및 도쿄전력 선정 7개 핵종의 감시지점별 농도 비교 150

표 III.3- 14. 도쿄전력 해역감시(항만∼20km) 151

표 III.3- 15. 환경성 해역감시 강화(해수) 154

표 III.3- 16. 환경성 해역감시 강화(수산생물) 154

표 III.3- 17. 조사준위와 이상치의 상황과 대응 156

표 III.3- 18. 삼중수소 계측결과의 불확도 평가 157

표 III.3- 19. 단계별 방사능 감시 개요 163

표 III.4- 1. 선원항 선정 근거 및 삼중수소 농도, 고시농도 대비 분율의 합 169

표 III.4- 2. 피폭경로별 대표인 생활 특성 172

표 III.4- 3. 선원항 및 피폭경로별 피폭선량평가 상세 결과(성인 연령군) 175

표 III.4- 4. OBT 비율에 따른 내부피폭 선량평가 결과 값 변화 176

표 III.5- 1. 후쿠시마 제1원전의 부적합사항 발생 추이 183

-  ⅴ -

Ⅰ. 서론

1. 배경

일본 정부가 2021년 4월 13일 후쿠시마 오염수의 해양방출 방침을 공식적으로 발표하였다. 이에 따라, 도쿄전력은 2021년 12월 21일 오염수의 해양방출을 위한 설비, 방출제한조건, 이상 시 긴급차단 방법, 방사선영향평가 보고서 등을 포함한 후쿠시마 제1 원자력 발전소 특정 원자력 시설에 관한 실시계획(福島第一原子力発電所特定原子力施設に係る実施計画) 변경안을 일본 원자력규제위원회(Nuclear Regulatory Authority, 이하 ‘NRA’)에 제출했다. NRA는 동 변경안에 대한 심사를 거쳐 이를 인가(2022. 7. 22.)하였고, 도쿄전력은 인가를 받은 오염수 해양방출 관련 사항을 포함한 특정 원자력시설에 관한 실시계획(이하 ‘실시계획’)에 따라 해양방출 설비 건설 등을 추진하였다.

이에 따라 원자력안전위원회(이하 ‘원안위’)는 국민의 건강과 안전 최우선 원칙으로, 과학·기술적 관점에서 도쿄전력의 실시계획에 대한 방사선적 안전성을 확인하기 위하여 한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety, 이하 ‘KINS’)에 검토를 요청하였다.

KINS는 해당 분야 전문가를 중심으로 검토팀을 구성(2021. 8. 23.)하여 일본 해양 방출계획의 안전성 검토를 추진하였다. 또한 KINS의 검토팀은 한일 당국 간 협의된 바에 따라 현장시찰단에 참여하여 오염수 처리 현황 및 해양방출 시설을 현장 확인(2023. 5. 21.~ 26.)하였다. 

검토팀은 도쿄전력의 실시계획, 도쿄전력과 NRA 간 심사회의 자료, 원안위를 통한 NRA 대상 질의·답변 내용, 외교부를 통한 도쿄전력 대상 질의·답변 내용을 검토하였으며, 시찰단 현장점검을 통해 확인한 사항 및 일본으로부터 추가적으로 받은 자료 등을 검토하였다. 이와 더불어 KINS는 국제원자력기구(International Atomic Energy Agency, 이하 ‘IAEA’)의 확증모니터링 프로그램에 참여하여 후쿠시마 오염수 및 환경 시료들의 방사능 분석을 수행하고 있다.

2. 검토목적

일본 정부 및 도쿄전력이 2021년부터 후쿠시마 원전 오염수의 해양 방출을 추진함에 따라, 국내에서는 오염수의 방출로 인하여 우리나라 해역 오염 및 그로 인한 국민의 건강상 위해를 우려하는 의견이 많이 개진되었다. KINS는 이러한 의견을 충분히 고려하여, 후쿠시마 원전 사고가 발생한 이후 방출된 방사성물질이 현재까지 우리나라 해역에 어떠한 영향을 미쳤는지, 그리고 만약 앞으로 후쿠시마 원전에서 오염수가 방출된다면 우리나라 해역에 미치는 영향이 어떻게 달라질 수 있는지를 확인하는 관점에서 오염수 방출에 대한 안전성 검토를 추진하였다.

2.1 사고 이후 현재까지 후쿠시마 인근 및 우리나라 해역의 방사능 감시 결과

일본 후쿠시마 사고가 발생한 2011년부터 오염수 방출 전인 2023년 6월까지 사고로 얼마나 많은 양의 방사성물질이 해양으로 방출되었고, 그로 인하여 후쿠시마 발전소 인근 해역의 방사능농도는 어떻게 변하였으며, 그 기간에 우리나라 해역에는 어떤 영향이 있었는지 확인하였다. 검토팀은 우선 사고가 발생한 2011년에 얼마나 많은 양의 방사성물질이 해양으로 방출되었는지와 그 당시 후쿠시마 발전소 인근 해역의 방사능농도 측정치를 확인하기 위한 자료를 조사하였다.

도쿄전력이 2012년 발표한 보고서에 따르면, 동 보고서 384쪽에서 사고 직후부터 약 2개월간 발전소 인근 해역에서 측정한 주요 핵종의 방사능농도를 그림 I.2- 1과 같이 제시하고 있다. 그림에 따르면 사고 초기 약 한 달간 ¹³¹I, ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs 세 개 핵종 모두 10,000 Bq/L 이상의 높은 방사능농도가 측정되었다. 사고 초기에 도쿄전력이 후쿠시마 원자로 1, 2, 3호기의 노심용융물을 냉각하기 위해 해수를 사용하였으며, 이 과정에서 발생한 고농도의 오염수가 발전소 인근 해양으로 누출되었기 때문에 이렇게 높은 방사능농도가 측정되었을 것으로 검토팀은 판단한다. 수개월 후 사고 수습이 되면서, 도쿄전력은 노심용융물을 냉각하기 위한 냉각수를 해수에서 담수로 전환한 것으로 알려져 있다. 

도쿄전력은 그림 I.2- 1의 인접 해역 방사능농도에 근거하여 2011년 3월부터 9월까지 해양으로 방출된 3개 방사성핵종(¹³¹I, ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs)의 총 방출량을 추정하였으며, 2012년 발표된 보고서 401쪽에 표 I.2- 1과 같이 제시하고 있다. 표에 따르면 ¹³¹I은 11 PBq, ¹³⁴Cs는 3.5 PBq, ¹³⁷Cs은 3.6 PBq로 방출량을 추정하고 있는데, 이는 그림 I.2- 1에서 볼 수 있는 바와 같이 발전소 인근 해역에서 방사능농도가 실제로 측정되었기 때문이다.

검토팀은 표 I.2- 1에 제시된 것과 같이 후쿠시마 사고 직후 PBq 수준의 방사성물질 방출로 인하여 10,000 Bq/L 이상을 기록했던 후쿠시마 인근 해역의 방사능농도가 그 이후 현재까지 어떻게 변하여 왔고, 또 이러한 방사성물질의 방출이 우리나라 해역에는 어떠한 영향을 미쳤는지 확인하기 위하여, 2011년부터 2023년 현재까지 일본이 후쿠시마 인근 해역에서 측정한 방사능농도의 변화와 우리나라 해역에서 측정된 방사능농도 변화를 비교하였다. 다만 국내 해역에서 측정하는 방사성핵종은 현재 오염수의 방출과 관련해서 국내의 우려가 높은 ³H와 후쿠시마 사고에서 방출된 주요 핵종인 ¹³⁷Cs이므로, 일본의 측정 자료 중 ³H와 ¹³⁷Cs을 비교하였다. 그림 I.2- 2에서 ¹³⁷Cs 자료를 보면, 사고가 발생한 2011년 초기 최대 100,000 Bq/L 가까이 측정되었던 일본의 ¹³⁷Cs 농도는 2011년 말에 이르러 상당히 감소하여 10 Bq/L 이하 수준으로 떨어졌고 이후에 완만하게 감소하는 경향을 보이면서 2023년 현재는 1 Bq/L 이하의 농도를 보인다. 우리나라 해역의 경우에는 2011년부터 현재까지 유의미한 변화 없이 0.003 Bq/L 내외의 측정값을 보이고 있다. 따라서, 2023년 6월 현재 기준으로 본다면 일본 후쿠시마 인근 해역의 ¹³⁷Cs 농도는 우리나라 해역과 비교하여 100배 정도 높은 값으로 측정되고 있다.

삼중수소의 경우에는 후쿠시마 발전소 인근에서의 일본 측정자료가 2012년부터 있어 사고 초기의 측정치는 나타낼 수 없었다. 2023년까지 추이를 보면 후쿠시마 발전소 인근의 삼중수소 농도는 사고 초기에 비하여 점진적으로 낮아지는 추세이며, 2023년 6월 현재 우리나라 해역의 측정치와 비교할 때 수 배 수준을 보인다. 우리나라 해역의 삼중수소 농도의 경우, ¹³⁷Cs 과 마찬가지로 2011년부터 현재까지 유의할만한 변화는 보이지 않는다. 해양 시뮬레이션 결과에 따라 차이는 있지만 후쿠시마 발전소에서 방출된 방사성물질이 한국 해역으로 오는데 소요되는 시간은 수개월에서 수년으로 추정된다. 따라서, 그림 I.2- 2와 그림 I.2- 3에 근거하여 검토팀은 일본 후쿠시마 발전소에서 사고가 발생한 2011년 3월부터 9월까지 해양으로 방출된 대량의 방사성물질 중에서 해역의 방사능농도 측정값에 유의미한 수준의 증가를 초래하는 정도의 방사성 물질이 우리나라 해역으로 오지 않았음을 확인하였다. 

검토팀은 2011년 후쿠시마 사고 진행과정에서 해양으로 방출된 ¹³⁷Cs의 양을, 도쿄전력이 오염수를 해양으로 방출하면서 준수하겠다는 일본의 배출기준과 비교하였다. 배출기준은 방출 총량이 아니라 농도로 설정되어 있으므로, 비교하기 위해서는 도쿄전력의 오염수 방출계획에 따라 연간 방출하려고 하는 오염수의 총량이 필요하며 이에 대한 추정치는 대략 6만 톤^*이다. 사고 당시 누출량의 농도치는 표 I.2- 2와 같이 계산되므로 동일한 양의 오염수가 해양으로 방출될 경우, 배출기준과 비교하면 사고 당시의 ¹³⁷Cs 방출량이 약 640,000배 정도 많은 것을 알 수 있다.

* 방출 전 핵종별 농도를 분석하는 K4 탱크군의 방출용 탱크용량이 10,000톤(1,000톤 탱크 10개)이고 상세분석에 걸리는 시간이 약 2개월이므로 1년에 방출가능한 양은 최대 60,000톤으로 추정

표 I.2- 2에서 추정한 방사성핵종의 방출량 차이를 감안하면, 검토팀은 배출기준을 만족하는 오염수 방출로 인하여 후쿠시마 인근 해역의 방사능농도가 2011년 사고 초기 수준으로 다시 높아질 가능성은 거의 없을 것으로 판단한다. 또한 검토팀은 만약 도쿄전력이 추진하는 후쿠시마 발전소 저장 오염수의 해양 방출이 일본의 배출기준을 만족하는 경우에만 허용된다면, 우리나라 해역에서 방사성물질의 유의미한 농도 증가는 발생하지 않을 것이라고 판단한다.

2.2 오염수 방출에 대한 검토 목적 

2.1절에서 검토한 결과에 따라, KINS 검토팀은 도쿄전력이 추진 중인 오염수의 해양 방출이 ‘배출기준’을 만족하는 경우에만 허용되도록 어떻게 보장하는지 확인하는 것을 이번 안전성 검토의 목적으로 설정하였다. 그리고 이러한 검토목적에 따라 ‘배출기준’을 만족하는 오염수만 해양으로 방출된다는 것을 보장하기 위하여 갖추어야 하는 수단이 도쿄전력의 방출계획 및 관련 설비에 충분하게 반영되어 있는지를 검토하고자 하였다.

3. 검토 범위 및 방법

3.1 검토 범위

일본 도쿄전력의 오염수 방출 관련 실시계획은 오염수의 해양 방출을 위한 설비와 방출계획으로 구성되어 있다. 따라서 KINS는 해당 실시계획의 내용을 중심으로 도쿄전력의 오염수 해양 방출계획이 방출 오염수의 배출기준 만족 여부를 어떻게 보장할 수 있는지를 중심으로 검토를 수행하였다. 다만, 이러한 방출계획은 현재 후쿠시마 발전소에 저장되어 있는 오염수가 기본적으로 배출기준 이하로 정화되어야 한다는 전제에서 출발한다. 따라서 검토팀은 이러한 전제가 가능한지를 확인하기 위하여, 일본 후쿠시마 발전소의 오염수 발생·저장 현황과 저장된 오염수의 정화 여부 및 향후 정화 가능성을 확인하고자 하였다. 결과적으로 오염수의 정화 가능성은 도쿄전력이 오염수를 정화하기 위해서 사용하는 다핵종제거설비(Advanced Liquid Processing System, 이하 ‘ALPS’)의 성능과 직접 관련되므로, ALPS의 성능에 대하여도 검토하였다. 

다음은 본 보고서에서 도쿄전력의 오염수 방사성핵종 제거, 오염수 해양방출 시설 및 계획에 대해 검토하고자 한 사항이다.

1) 다핵종제거설비(ALPS)
오염수에 포함된 방사성핵종을 제거하는 기능을 수행하는 ALPS의 구성과 흡착재의 성능, 운영 이후 현재까지의 오염수 제거 현황, 고장 발생사례 및 유지관리 계획 등 설비 전반에 대한 사항을 검토하였다. 특히, ALPS의 제거 전후 방사성핵종 농도비 자료를 분석하여, 주요 핵종을 제거한 운전이력 및 충분한 성능 보장을 위한 운전조건 등을 중점적으로 검토하였다.

2) 해양방출 시설
배출기준을 만족하는 것으로 평가된 오염수를 실제로 해양으로 방출하기 위한 해양방출 시설의 전반적인 구성, 성능, 운영방법, 이상상황에 대한 대응방안 등 시설 전반에 대하여 검토하였다. 구체적으로, 오염수의 배출기준 만족 여부를 확인하기 위한 측정·확인용 설비, 삼중수소의 농도를 배출기준 이하로 낮추기 위한 희석설비, 배출기준을 만족하지 못한 상태로 오염수가 해양으로 방출되는 이상 사건을 방지하기 위한 긴급차단설비 등 주요 대응방안, 해양방출 시설 전반의 설계사양이나 내진 성능 등 구조적 건전성 등에 대하여 중점적으로 검토하였다.

3) 방사성핵종 분석 및 방사능 감시 계획
오염수에 포함된 방사성핵종의 종류와 양을 정확하게 분석하기 위한 도쿄전력의 방사능 분석 장비, 인력, 분석체계 등 제반 분석능력에 대하여 검토하였다. 특히 도쿄전력이 자국내 제3자기관과의 교차분석을 통하여 수행한 분석능력 검증, NRA가 수행한 도쿄전력 분석능력에 대한 독립 검증, 그리고 IAEA가 주관한 방사성핵종 교차분석을 통한 검증 등에 대한 검토를 통하여 도쿄전력 분석 결과의 유효성을 확인하고자 하였다. 또한, 도쿄전력이 방출

대상 오염수의 측정·확인 단계부터 희석 단계를 거쳐 최종적으로 해양으로 방출되기 직전까지 수행하는 오염수 내 방사성핵종의 감시와 희석용 해수의 감시로 구성된 선원모니터링 계획과, 오염수의 해양 방출 이후 인근 해역에서 이상 상황을 감시하는 해역감시 계획에 대하여 검토하였다.

4) 방사선환경영향평가
도쿄전력이 수행한 방사선환경영향평가에 대하여 검토하였다. 오염수의 해양방출에 따라 일반인에 대한 피폭선량을 평가하기 위한 선원항, 피폭 경로, 피폭대상의 특성 및 가정사항 등 평가에 사용한 요소들에 대하여 중점적으로 검토하였다.

5) 안전문화 관리체계
도쿄전력의 안전문화 관리체계에 대하여 검토하였다. 후쿠시마 발전소의 오염수 관리를 담당하는 조직의 구성 및 인력, 교육훈련 현황 등 조직관리 차원의 현황과, 안전문화 관리체계를 통하여 조직의 안전문화를 지속적으로 평가하고 개선하기 위한 조치들에 대하여 중점적으로 검토하였다. 

3.2 검토 기준

국제적으로 통용되는 IAEA 기준^*을 검토 기준으로 적용하였으며, 일부 세부 사항에 대해서는 일본 기준^** 등을 참조하였다.

* IAEA GSR Part 3 (Radiation Protection and Safety of Radiation Sources: International Basic Safety Standards), IAEA GSR Part 5 (Predisposal Management of Radioactive Waste), IAEA GSG- 9 (Regulatory Control of Radioactive Discharges to the Environment), IAEA GSG- 10 (Prospective Radiological Environmental Impact Assessment for Facilities and Activities), IAEA RS- G- 1.8 (Environmental and Source Monitoring for Purposes of Radiation Protection), IAEA WS- G- 6.1(Storage of Radioactive Waste)

** NRA 기준(내진등급, 기기등급), 산업기준(JSME 등)

3.3 검토 방법

도쿄전력이 오염수의 해양방출과 관련된 도쿄전력의 실시계획 내용과 도쿄전력·NRA 간 심사회의 자료를 중심으로 검토하였으며, 추가적으로 확인이 필요한 사항에 대해서는 원안위를 통해 NRA를 대상으로 수행한 질의·답변(서면 질의 및 화상 회의 포함)과 외교부를 통해 도쿄전력을 대상으로 수행한 질의·답변(서면질의 및 화상회의 포함) 과정을 검토방법으로 활용하였

다. 또한, 2023년 5월 후쿠시마 원전 오염수 전문가 현장 시찰단으로 참여하여 일본 도쿄전력 및 경제산업성과의 기술회의 및 후쿠시마 발전소 현장을 방문하여 직접 시설에 입회하거나 질의·답변을 통하여 확인하는 과정 또한 검토방법에 포함되었다.

도쿄전력 등 일본의 자료 검토와 현장 혹은 질의·답변을 통해 확인한 사항과는 별도로, IAEA의 확증모니터링 활동에 참여하여 일본의 방사성핵종 분석능력에 대한 제3자 독립 검증 결과도 활용하였다.

Ⅱ. 오염수 해양방출 시설 및 방사성핵종 분석 개요

1. 시설 및 공정 개요 

후쿠시마 원전 오염수 해양방출과 관련된 시설은 ①다핵종제거시설, ②해양방출 시설, ③분석 시설로 구분되며, 각 시설의 주요 기능 및 설비는 다음과 같다.

① 다핵종제거시설(ALPS)

-  오염수에 포함된 다양한 방사성핵종(삼중수소 등 제외)을 제거하기 위한 증설·기설·고성능 ALPS

② 해양방출 시설

-  해양방출 전에 방사성핵종의 배출기준 만족 여부를 측정·확인하는 K4 탱크군

-  K4 탱크군에서 방출이 확정된 오염수를 희석설비까지 이송하고, 이상상황 발생 시 오염수의 이송을 차단하는 설비

-  이송설비에서 나온 오염수를 해수와 희석하여 해저 방출구까지 방출시키는 희석·방출 설비

-  오염수의 측정·확인, 이송, 희석 및 방출과정 동안 주요 설비의 상태를 감시하고 제어하는 중앙감시제어장치가 구축된 중앙감시제어실

③ 분석 시설 및 모니터링

-  각종 시료의 방사성핵종을 분석하는 분석실험실인 화학분석동

-  해양방출 시 후쿠시마 원전 주변에 미치는 방사선학적 영향에 대한 일본의 평가 및 주변 해역에 대한 모니터링

후쿠시마 사고 이후 원전 내 핵연료를 냉각하기 위하여 원자로에 투입하는 냉각수와 지진에 의해 균열이 생긴 원자로건물로 유입되는 지하수가 핵연료와 접촉하여 방사성물질이 포함된 오염수가 발생하며, 이러한 오염수는 ALPS를 통해 정화된 후 부지 내에 저장되는데, 현재 저장 중인 오염수의 양은 약 134만 톤이다(2023. 6. 8. 기준). 일본은 저장탱크의 포화 등을 이유로, 삼중수소를 제외한 나머지 방사성핵종은 ALPS를 통해 정화하고, ALPS로 제거가 어려운 삼중수소는 해수로 희석하여 일본의 배출기준을 만족하는 경우에만 오염수를 해양방출할 계획이다.

오염수 처리 및 해양방출을 위한 공정은 크게 오염수 처리, 해양방출, 방사능 분석으로 구성된다. 오염수 처리 공정에는 ALPS가, 해양방출 공정에는 측정·확인용 설비, 이송설비, 희석설비, 방출설비가 사용된다. 이러한 시설·설비의 상태 감시(monitoring) 및 제어(control)는 면진중요동에 위치한 중앙감시제어실에서 이루어진다. 

오염수 처리 공정에 해당하는 ALPS는 오염수를 정화하는 설비이다. 오염수 해양방출 계획에 따라 삼중수소 이외 방사성핵종에 대하여 일본 고시농도기준치(이하 ‘고시농도’) 대비 비율의 총합 1 미만을 만족시키기 위해 ALPS 설비는 오염수 내 포함된 방사성핵종을 제거하는 것을 목적으로 하며, 흡착방식을 통해 방사성핵종을 제거하는 흡착탑을 주(主) 설비로 하여 구성된 처리설비이다. 도쿄전력이 사용하고 있는 ALPS는 3종류(기설·증설·고성능)가 설치 및 운영되고 있다. 

해양방출 1차 공정에 해당하는 측정·확인용 설비인 K4 탱크군은 주요 핵종 분석결과가 배출기준을 만족하는 오염수에 대해 삼중수소 및 그외 방사성핵종의 배출기준 만족 여부를 확인하기 위해 상세분석이 이루어지는 설비이다. 1차 공정에서 이러한 배출기준을 만족한 방출대상 

오염수만이 이송설비를 통해 이송되어 다음 공정의 대상이 된다.

해양방출 2차 공정에 해당하는 이송설비는 측정·확인용 설비로부터 희석설비까지 방출대상 오염수를 이송하는 설비이다. 이송설비는 해양방출 공정 중에 이상상황 발생 시 긴급차단밸브 등을 이용해 방출대상 오염수의 이송을 차단하는 기능도 수행한다.

해양방출 3차 공정에 해당하는 희석설비는 방출대상 오염수 중 삼중수소의 배출목표치인 1,500  Bq/L 미만을 만족시키기 위해 5호기 취수구로부터 해수를 취수하여 방출대상 오염수를 100배 이상 희석하는 설비이다.

해양방출 4차 공정에 해당하는 방출설비는 100배 이상 희석된 방출대상 오염수를 해안에서 약 1 km 떨어진 해저로 방출하는 설비이다. 

방사능 분석을 위한 공정은 방출 대상 오염수의 방출여부 결정 및 해양방출 시 환경모니터링을 목적으로 방사능핵종 농도분석을 위해 화학분석동에서 실시된다. K4 탱크에 저장된 오염수 내 방사성핵종별 농도를 분석하여 배출기준 만족 여부를 평가하며, 환경모니터링을 통해 방출구 주변지점(3 km 내, 10 km 내)에서 조사준위 및 이상치가 확인될 경우에 방출 중지 등 적절한 조치가 취해진다. 또한 방사능 분석 결과는 주변 해양환경에 미치는 환경영향을 확인하는 데 활용된다.

2. 오염수 해양방출원칙 및 분석 절차

2011년 사고시점부터 현재까지 오염수는 계속 발생되고 있으며, 도쿄전력은 방사성핵종이 다량·다종 포함되어있는 오염수를 정화하기 위하여 ALPS 설비를 운영하고 처리된 오염수를 부지 내 저장탱크에 저장하고 있다. 

일본정부는 후쿠시마 원전 내 오염수의 해양방출 결정 시 발표한 기본원칙에서 도쿄전력의 오염수 해양방출 행위에 대한 원칙을 발표하였으며, 도쿄전력은 정부의 기본원칙에 대한 대응방침을 바탕으로 방사능농도 관점에서 해양방출되는 오염수 내 삼중수소 및 방사성핵종에 대해 아래와 같은 2가지의 방출원칙을 수립하였다.

· (삼중수소 관련) 삼중수소의 연간 총 방출량은 22조 Bq 이내로 제한하고, 매 배출 시 삼중수소 농도는 1,500 Bq/L 미만을 확인하여 방출한다.

· (삼중수소 외 핵종 관련) 삼중수소 외 핵종은 배출기준^* 미만임을 확인하여 방출한다.

* 방출대상 오염수에 적용되는 배출기준은 액체 방사성물질의 농도 한도를 정하는 일본원자력규제위원회고시  제3호 「핵원료물질 또는 핵연료물질의 제련 사업에 관한 규칙 등의 규정에 근거한 선량 한도 등을 정하는 고시」 제7조에 따라 동 고시 별표 1에 기재되어있는 핵종별 농도제한치(이하 ‘고시농도’) 대비 비율의 총합 1 미만을 만족하는 것임

오염수를 해양방출하기 위하여 도쿄전력은 삼중수소와 그 외 핵종에 대한 분석을 수행하여야 하며, 그 결과가 삼중수소는 1,500 Bq/L 미만, 삼중수소 외 핵종에 대해 고시농도 대비 비율의 총합 1 미만임을 확인하여야 한다.

검토팀은 오염수의 발생부터 해양방출까지의 과정에서 각 단계별 분석항목을 고려하여 배출기준 관점에서 오염수 명칭을 아래와 같이 정리하였다.

발생된 오염수를 ALPS로 정화하여 해양방출하기까지의 과정은 아래와 같다. 먼저, 원자로건물에 유입된 지하수 등으로 발생된 오염수는 ALPS 설비를 통하여 오염수의 핵종을 제거하여 정화된다. 

ALPS 설비를 통해 처리된 오염수는 오염수 저장탱크에 저장되며, 탱크가 차면 주요핵종 분석이 이루어진다. 이 단계에서 분석되는 핵종은 ³H, ¹⁴C, ⁶⁰Co, ⁹⁰Sr, ⁹⁹Tc, ¹⁰⁶Ru, ¹²⁵Sb, ¹²⁹I, ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs의 10개 핵종이며, 이 주요핵종 분석 결과를 활용하여 전체 방사성핵종에 대한 배출기준 만족 여부를 평가(추정)한다. 

10개 핵종의 고시농도 대비 비율의 합은 분석된 각 핵종의 농도를 이용하여 평가하며, 이외 핵종에 대한 핵종의 고시농도 대비 비율의 합은 0.3(¹⁴C과 ⁹⁹Tc 미분석의 경우 0.416)으로 일괄 적용한다. 참고로 0.3은 현재 삼중수소를 제외한 핵종이 배출기준을 만족시키는 것으로 확인된 K4 탱크군에서 주요핵종을 제외한 나머지 핵종의 고시농도 대비 비율의 합을 적용한 값이다.

배출기준인 고시농도 대비 비율의 총합 추정치가 1 미만인 오염수(이하 ‘상세분석 대상 오염수’)는 향후 전체 핵종에 대한 배출기준 만족 여부를 평가하기 위하여 전체 핵종에 대한 방사능농도 분석인 상세핵종 분석의 대상이 되며, 고시농도 대비 비율의 총합 추정치가 1 이상인 오염수(이하 ‘부적합 오염수’)는 상세핵종 분석을 하지 않고 오염수 저장탱크에 저장된다.

상세분석 대상 오염수는 향후 해양방출을 위하여 측정·확인용 탱크인 K4 탱크군으로 이송되어 전체 핵종에 대한 방사능농도 분석이 이루어진다. 현재 상세핵종 분석 대상 핵종은 총 69개이며, 그중 필수 측정 대상 핵종(이하 ‘측정·평가 대상 핵종’)은 ³H, ¹⁴C, ⁶⁰Co, ¹³⁷Cs 등을 포함하여 30개, 나머지 39개 핵종은 해양방출되는 오염수 내 존재 가능성이 낮아 필수 측정 대상은 아니나 도쿄전력이 오염수 해양방출의 안전성을 입증하기 위해 기존에 측정 중이었던 핵종에 대하여 추가로 분석대상에 포함한 핵종이다. 배출기준 만족을 확인한 오염수(이하 ‘방출대상 오염수’)는 방출구 등으로 이송 및 해수로 희석된다. 

주요핵종 분석 및 상세핵종 분석에서 배출기준을 만족하지 못하는 것으로 추정 혹은 확인된 부적합 오염수는 오염수 저장탱크 내 저장되었다가 ALPS 설비로 재정화하는 과정을 거쳐 배출기준을 만족한 후에야 해양방출될 수 있다.

3. 주요 핵종 선정

검토팀은 후쿠시마 원전 부지 내에서 발생하는 오염수에 있을 수 있는 방사성핵종의 종류와 방사능농도 확인을 위하여 도쿄전력이 수행한 오염수 분석 결과를 확인하고자 하였다. 도쿄전력은 후쿠시마 원전 부지 내 발생하는 오염수에 대해 다양한 위치에서 시료를 채취하여 방사능농도 분석을 수행하고 있다. 분석위치는 오염수의 오염수준과 처리단계에 따라 아래와 같이 크게 2가지로 분류할 수 있다. 

① 발생 오염수(고농도 오염수) : 원자로건물, 집중폐기물건물, ALPS 설비 입구

② ALPS 처리 후 오염수(정화 후 오염수) : ALPS 설비 출구, 오염수 저장탱크

총 5곳의 시료채취 위치는 아래 그림 II.3- 1과 같다. ALPS 설비를 기준으로 보면, ALPS 처리 전단에서 원자로건물과 집중폐기물건물, ALPS 설비 입구에서 채취하여 총 3곳, ALPS 처리 후단에 ALPS 설비 출구, ALPS 처리 후 오염수의 저장탱크에서 채취하여 총 2곳이다. 측정·확인용 설비인 K4 탱크는 해양방출만을 위하여 추가한 설비이므로 제외하였다. K4 탱크에서의 분석은 사고 이후부터 현재까지 오염수 처리과정 중 농도확인을 위한 분석위치가 아니었으며, K4 탱크에서의 상세핵종 분석은 향후 방출대상 오염수에 대해 수행할 예정이다.

검토팀이 확인한 자료는 도쿄전력이 공개한 오염수 분석결과 자료이며, 구체적으로는 측정·평가 대상 핵종 재선정 시 사용한 분석 데이터 전체, 2013년부터 연 1회 수행하는 ALPS 처리 전

후 62개 핵종 농도 분석결과, ALPS 설비에 대한 NRA 사용전검사 결과자료 내 ALPS 처리 전후 62개 핵종농도 분석결과, 주1회 수행하는 ALPS 처리 전후 10개 핵종 농도 분석결과, 오염수 탱크에서의 10개 핵종 농도 분석결과(주요핵종 분석 결과)이다. 

지금까지 ALPS 처리 전단인 시료채취 위치 3곳에 대해 분석을 수행한 핵종 중 검출하한치 이상으로 확인(발생 오염수 내 존재가 확인)된 핵종은 총 39개이다. 또한 ALPS 처리 후단인 2곳에 대해 분석을 수행한 핵종 중 한 번이라도 검출하한치 이상으로 확인된 핵종은 총 19개이다.

ALPS는 오염수 내 핵종을 정화하는 설비이므로 처리 전단과 처리 후단에 존재하는 핵종의 종류와 양에 차이가 있다. ALPS 처리 후 오염수 내 검출하한치 이상으로 확인된 핵종 19개 중 방사평형 및 계산을 통한 간접평가 핵종을 제외하면 실제 분석을 통해 검출된 핵종은 총 14개(³H, ¹⁴C, ⁵⁴Mn, ⁶⁰Co, ⁶³Ni, ⁹⁰Sr, ⁹⁹Tc, ¹⁰⁶Ru, ¹²⁵Sb, ¹²⁹I, ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs, ²³⁵U, ²³⁸U)이다. 검토팀이 확인한 도쿄전력 자료에 따르면, ⁵⁴Mn 핵종은 2015년 이후 검출된 사례가 없으며, ⁶³Ni은 1회 검출되었다. ²³⁵U 및 ²³⁸U은 공업용수에 사용된 천연우라늄이 검출된 것으로 기술되었다. 따라서 검토팀은 ALPS 처리 후 오염수에서 주로 검출되는 핵종은 총 10개 핵종(³H, ¹⁴C, ⁶⁰Co, ⁹⁰Sr, ⁹⁹Tc, ¹⁰⁶Ru, ¹²⁵Sb, ¹²⁹I, ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs)임을 확인하였다. 

ALPS 처리 후 오염수의 농도 분석을 위한 시료채취 위치는 ALPS 설비 출구, 오염수 저장탱크의 2곳이다. 두 곳에서 채취한 시료 내 핵종 종류 및 농도 확인을 위한 분석 대상 핵종은 각각 10개이나 ALPS 출구에서 분석하는 10개 핵종^*은 오염수 저장탱크에 대해 수행하는 주요핵종 분석 대상인 10개 핵종^**과 다르다.

* ALPS 처리 후 오염수 분석대상 10개 핵종 : ³H, ⁵⁴Mn, ⁶⁰Co, ⁹⁰Sr, ⁹⁹Tc, ¹⁰⁶Ru, ¹²⁵Sb, ¹²⁹I, ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs

** 오염수 저장탱크 분석대상 10개 핵종(주요핵종 분석) : ³H, ¹⁴C, ⁶⁰Co, ⁹⁰Sr, ⁹⁹Tc, ¹⁰⁶Ru, ¹²⁵Sb, ¹²⁹I, ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs

검토팀은 이러한 분석 대상핵종의 차이에 대하여 그 이유를 질의하였으며, 도쿄전력은 ALPS 설비의 처리 전후 농도를 측정하는 것은 설비의 성능을 확인 및 관리하기 위해서이며, 오염수 저장탱크 내 오염수의 농도를 측정하는 것은 배출기준 만족 여부를 확인하는 것이므로 그 분석목적에 따라 분석대상 핵종에 차이가 있다고 답변하였다. 즉, ALPS 처리 후 오염수에 대해 분석하는 핵종은 ALPS를 통해 농도의 변화가 있는 제거대상 핵종에 한하며, 오염수 저장탱크에 대해 분석하는 핵종은 오염수 내 실제 검출하한치 이상으로 존재하는 핵종으로 구성하였다고 정리할 수 있다. 단, 삼중수소는 ALPS 설비를 통한 정화가 불가능하므로 처리 전후 농도 비교는 의미가 없으나, 배출기준을 초과하여 높은 농도로 존재하므로 추적관리 차원에서 가능한 모든 위치에서 농도분석을 수행하는 것으로 판단된다.

ALPS 설비 출구와 오염수 저장탱크에서 분석하는 핵종 중 9개가 동일하나, ⁵⁴Mn은 2016년 이전 ALPS 처리 전 검출이력이 있어 최근까지 ALPS 설비 출구에서 분석을 계속적으로 수행하고 있으며, 처리를 거치면 검출하한치 수준으로 정화되기 때문에 ALPS를 통해 정화된 오염수를 저장하는 오염수 저장탱크에서는 분석대상에서 제외되었다. ¹⁴C는 ALPS 제거대상 62개 핵종에 포함되지 않아 ALPS 설비 출구의 분석 대상에서 제외되었지만, 오염수 내 검출하한치 이상으로 존재함이 확인되고 있으므로 오염수 저장탱크에서의 주요핵종 분석에는 포함되어 있다.

ALPS 설비 출구에서 ¹⁴C 핵종의 농도분석을 실시하지 않는 것과 관련하여 검토팀이 도쿄전력에 질의한 결과, 도쿄전력은 저장 중인 오염수 내 ¹⁴C은 배출기준 미만으로 확인되며, ALPS 정화대상 핵종이 아니므로 해당 핵종에 대한 분석을 수행하지 않는다고 답변하였다. 검토팀은 주요핵종 분석결과에서 ¹⁴C의 최대 농도가 215 Bq/L로, 배출기준인 2,000 Bq/L와 비교했을 때 낮은 수준임을 확인하였다. 

주로 검출되는 핵종 10개 중 고시농도를 초과하여 검출된 이력이 있는 핵종은 삼중수소를 제외하고 총 6개(⁹⁰Sr, ¹⁰⁶Ru, ¹²⁵Sb, ¹²⁹I, ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs)이다. 그중 ¹⁰⁶Ru과 ¹²⁵Sb, ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs은 ALPS 운영 초기인 2016년 이전의 사례로 그 이후에는 배출기준 이내로 처리되고 있음을 확인하였으며, ⁹⁰Sr은 2018년 말, ¹²⁹I는 2019년 5월 이후 배출기준 초과사례가 없었음을 확인하였다^*. 한편, ¹³⁴Cs는 ALPS 설비 출구가 아니라 오염수 저장탱크의 농도분석을 통해 고시농도 초과가 확인되었다. 해당 6개 핵종은 모두 측정·평가 대상 핵종으로 분류되어 있으며, 상기 핵종의 배출기준 초과와 관련된 검토내용은 III 장의 「 1. 다핵종제거설비」 내 기술되어 있다. 

* 시운전 중인 고성능 ALPS 처리 후 오염수 및 2022년 ⁹⁰Sr 1회 일시증가된 사례 제외

(2022년 ⁹⁰Sr 일시 증가 사례는 설비 고장으로 인한 것이며, III.1의「6) 주요 고장조치 현황 및 장기관리계획」에 자세하게 기술되어 있음)

☞ 붙임 II.3- 1. ALPS 처리 후 고시농도 초과이력이 있는 6개 핵종의 처리 전후 농도변화 추이(2013년~2022년)

4. 측정·평가 대상 핵종 재선정

측정·평가 대상 핵종은 해양방출되는 오염수 내 존재할 가능성이 있어 농도 분석 및 방사선환경영향평가 시 고려해야 하는 핵종을 의미한다. 오염수의 해양방출을 위한 최초의 실시계획 변경신청(2021. 12. 21.) 당시 도쿄전력은 ALPS 제거대상 핵종인 62개 핵종과 ¹⁴C, ³H를 포함하여 총 64개 핵종을 측정·평가 대상 핵종으로 선정하여 해양방출에 따른 분석계획을 수립하고 방사선환경영향평가를 수행하였다. 그러나 실제 존재할 가능성이 있는 핵종을 기준으로 선원항이 설정되어야 한다는 IAEA 검토팀의 의견에 따라, 최근 인가된 실시계획(2023. 5. 10.)에서는 측정·평가 대상 핵종으로 삼중수소를 포함하여 총 30개 핵종이 선정되었다.

전술한 바와 같이 최초의 측정·평가 대상 핵종은 ALPS 제거대상 핵종 62개와 ³H, ¹⁴C로 총 64개였다. ALPS 제거대상 핵종 62개는 후쿠시마 원전 사고 초기에 핵종별 분석결과가 충분하지 않았기 때문에 전산코드를 활용하여 핵연료 내 핵종 재고량을 계산하였고, 분석결과가 존재하는 ¹³⁷Cs 핵종의 농도를 기준으로 타 핵종의 오염수 내 농도를 추정 계산하였을 때 고시농도 1/100 이상의 농도로 존재하는 이유로 선정된 것이다. 따라서 도쿄전력의 분석결과를 보면 64개 핵종이 해양방출 예정인 ALPS 처리 후 오염수 내 실제 존재하는 것이 아니며, 실제 검출된 핵종은 「3. 주요 핵종 선정」에서 기술한 바와 같이 총 14개(³H, ¹⁴C, ⁵⁴Mn, ⁶⁰Co, ⁶³Ni, ⁹⁰Sr, ⁹⁹Tc, ¹⁰⁶Ru, ¹²⁵Sb, ¹²⁹I, ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs, ²³⁵U, ²³⁸U)이다. IAEA는 64개 핵종에 대한 평가를 수행하는 것은 과도하게 보수적인 가정이므로, 실제 존재할 가능성이 있는 핵종을 이용하여 측정·평가 대상 핵종을 선정할 필요가 있다는 검토 의견을 제시하였다. 도쿄전력은 이에 따라 측정·평가 대상 핵종을 재선정하여 30개로 변경하였다. 

2023년 5월 인가된 측정·평가 대상 핵종 재선정은 도쿄전력이 원자로 해체(폐로)·폐기물 저장 및 처분(매립) 관련 기존의 연구결과 참고 후 전산코드를 활용한 인벤토리 평가(이론기반 평가)와 실제 오염수 농도분석을 통한 농도 평가(실측기반 평가)를 모두 포함하여 수행한 것이다. 검토팀은 도쿄전력이 수행한 핵종 재선정 과정과 그에 따른 측정·평가 대상 핵종 재선정 결과의 적절성을 검토하였다. 측정·평가 대상 핵종 선정을 위한 프로세스는 총 5단계로 이루어지며, 아래와 같다.

· (1단계: 210개 핵종) 핵연료와 연소도 이력 등을 고려하여 평가하며, 사고발생(2011) 이후 방출시점(2023)까지의 핵종 붕괴를 고려했을때 실제 존재하는 핵종을 선정

· (2단계: 206개 핵종) 노심 내 잔존 및 오염수 내 용해 가능성이 없는 불활성기체 제외

· (3단계: 93개 핵종) 잔여 핵종의 방사능량 전부가 오염수 133만 톤^* 내 존재함을 가정하였을 때, 핵종별 방사능농도가 고시농도 대비 1/100^** 이상인 핵종을 선정

* 측정·평가 대상 핵종 재선정에 대한 실시계획 변경신청 및 평가시점 기준(2023. 2.) 오염수 저장량이며, 현재 오염수 저장량은 약 134만 톤임(2023. 6. 8. 기준).

** 도쿄전력은 고시농도 대비 비율 1/100 수준은 선량평가 시 기여도가 충분히 낮으며, 이론적으로 평가한 방사능량이 전량 오염수로 전환되는 것은 보수적인 가정으로 판단함

· (4단계: 36개 핵종) 93개 핵종을 수화학적, 동위원소별 특성을 고려하여 14개 그룹 및 개별 핵종으로 분류한 후,

-  각 핵종그룹별 대표핵종^*의 고시농도 대비 비율을 1로 일괄 지정한 후(대표핵종의 농도가 고시농도 수준이라고 가정하였을 때) 핵종별 고시농도 대비 비율, 즉 상대비율을 도출하여 0.01이하^**인 핵종을 제외(43개 핵종 제외)

* 대표핵종은 핵종군별 인벤토리 또는 선량영향(선량환산계수)이 제일 큰 핵종

** 도쿄전력은 고시농도 대비 비율 총합 1 미만의 방출대상 오염수에 대해 선량영향 관점에서 대표핵종 선량의 1/100이면 무시할 수 있는 수준으로 판단

-  대표핵종 및 대표핵종 대비 상대비율이 0.01 이상인 핵종(50개)에 대해 인벤토리 평가결과와 실제 오염수 분석결과를 비교하여 해당 그룹의 이행계수^***를 보수적으로 산출, 이행계수를 이용하여 평가한 핵종별 방사능농도가 고시농도비의 1/100 이상인 핵종을 선정(14개 핵종 제외)

· (5단계: 30개 핵종) 실제 오염수 분석결과 중 핵종별 방사능농도가 고시농도 대비 비율의 1/100 이상 실제 검출된 사례가 있는 핵종을 측정·평가대상 핵종으로 최종 선정

또한, 도쿄전력은 선정된 30개의 측정·평가 대상 핵종 이외에 도출된 이행계수에 따라 이론적으로 고시농도비 1/100을 초과할 수 있으나 실제 고시농도비의 1/100 이상으로 검출된 사례가 없는 6개 핵종(^113mCd, ³⁶Cl, ^93mNb, ⁹⁴Nb, ⁹³Mo, ¹³³Ba)을 감시대상 핵종으로 별도 선정하였다.

도쿄전력은 단계별로 대표핵종의 선량영향 대비 비율, 고시농도 대비 비율 등에 대해 1/100 기준을 적용하여 그보다 영향이 적은 핵종을 제외하였다. 방사성유출물 및 방사성폐기물 내 방사성물질의 측정·평가와 관련된 미국원자력규제위원회(United States Nuclear Regulatory Commission, 이하 ‘USNRC’)의 지침인 Regulatory Guide 1.21은 선량기준치의 1% 이상 기여 또는 배출 방사능의 1% 이상 기여 핵종을 ‘주요 핵종(Principal Radionuclides)’으로 설정하도록 규정하고 있으므로 실질적인 영향을 미치는 핵종 선정을 위한 기준으로서 도쿄전력이 설정한 제외 기준은 방출대상 오염수 내 핵종의 영향을 과소평가하지 않음을 확인하였다.

도쿄전력의 측정·평가 대상 핵종 재선정 결과와 관련하여 검토팀에서 수행한 SCALE (ORIGEN 전산프로그램 내장) 평가결과를 비교하였다. 도쿄전력의 경우 사고 후 12년 붕괴 시점에서 1 Bq 이상으로 평가된 핵종이 210개인 반면, 검토팀의 검토결과는 161개 핵종으로 평가되었다. 이러한 차이는 검토팀이 구조재 등의 방사화핵종에 대해 별도로 반영하지 않아 발생한 것으로 판단된다. 한편, 검토팀의 평가결과에서 1 Bq 이상으로 평가된 핵종 중 도쿄전력의 평가결과에 포함되지 않은 핵종은 ²⁴⁰Np(반감기 61.9분) 1개 핵종이다. 이러한 차이는 SCALE 평가 시 적용한 세부 모델링, SCALE 코드의 버전에 따른 library 등의 차이 때문인 것으로 판

단된다. 즉 도쿄전력은 시설특성을 반영한 모델링을 통해 구조재 등의 방사화핵종을 포함하여 평가한 반면, 검토팀 평가에서는 공개된 자료로 SCALE 코드 평가를 수행하여 일부 핵종에서 차이가 있을 뿐, 전체적으로 SCALE 코드를 적용한 핵연료 기원 방사성핵종의 재고량 평가 결과는 유의미한 차이가 없는 것으로 판단된다.

☞ 붙임 II.4- 1. 핵종재고량 평가 검토내용 상세

추가적으로 검토팀은 도쿄전력이 수행한 측정·평가 대상 핵종 선정의 적합성을 검증하기 위한 방법으로 문헌연구를 통한 간접 검증을 수행하였다. 검토팀은 핵연료 내의 핵종 종류 및 방사능량, 냉각재 내 방사화생성물 종류 및 방사능량, 핵종별 용해도에 대해 아래 참고문헌의 자료를 이용하였다. 

· Nuclear Chemical Engineering : 가압경수로형 원전(PWR) 핵연료 내의 핵종 종류 및 방사능량

· ANSI/ANS- 18.1- 2020 : 비등경수로형 원전(BWR) 냉각재 내 방사화생성물 종류 및 방사능량

· NWMO- TR- 2015- 22 : 핵종별 물에 녹는 용해도

핵연료 내에 존재하는 핵분열생성물에 대한 자료는 “Nuclear Chemical Engineering”에서 제시된 자료를 참고하였는데, 이 자료는 1,000 MW 가압경수로에서 3년간 연소된 핵연료 내의 방사성물질 조성을 분석한 결과를 포함하고 있다. 연소기간 3년은 일반적으로 운전중인 원자로 내 핵연료의 대표 연소도로 볼 수 있는 수준이다. 가압경수로와 비등경수로 핵연료 내의 방사성핵종 재고량은 기본적으로 유의미한 차이가 없을 것으로 보이나, 비등경수로의 원자로 상태는 가압경수로와는 달리 물과 증기의 혼합률이 높기 때문에 그로 인한 중성자 감속비의 차이나 출력분포의 차이 등으로 방사성핵종의 조성이 다를 가능성을 배제할 수는 없다. 따라서 검토팀은 비등경수로 핵연료의 방사성핵종 재고량에 대한 문헌조사를 통하여 증기효과 및 출력분포에 따른 영향을 확인한 결과, 반감기가 짧은 핵종의 농도에는 상당한 영향을 주지만 ¹³⁷Cs 등 우리가 관심이 있는 핵분열생성물의 농도에는 영향이 미미한 것을 확인하였다. 따라서 검토팀이 가압경수로의 방사성핵종 문헌자료를 활용하더라도 분석 목적에는 문제가 없다고 판단했다.

방사성물질은 핵연료 내에서 발생하는 핵분열반응뿐만 아니라 핵분열의 결과로 발생하는 중성자 등에 의한 영향으로 냉각재에서 발생하기도 한다. 검토팀은 “ANSI/ANS- 18.1- 2020”을 참조하여 비등경수형 원자로의 냉각재 내에서 발생하는 방사성핵종도 고려하였다. 

1단계로, 핵연료 내 존재할 수 있는 핵분열생성물 및 방사화생성물을 확인하였다. 불활성기체를 제외하고 총 111개의 핵종이 선정되었다.

2단계로 검토팀은 원자력발전소에서 10년이 경과된 상태의 핵연료 내 핵분열생성물, 액티나이드 및 방사화생성물의 핵종 종류 및 발생량을 추정하였다. Nuclear Chemical Engineering은 각 핵종에 대해 10년 후, 즉 10년의 붕괴를 고려한 핵종의 방사능량을 기술하고 있으며, 검토팀은 해당 문헌을 참고하여 도쿄전력이 고려한 12년의 붕괴기간보다 보수적인 10년 붕괴 후의 각 핵종별 방사능량을 이용하였다. 10년의 자연 감쇄를 고려하여 존재할 것으로 추정되는 핵종은 다음과 같다. 후쿠시마 사고 원전의 방사능량과 정확히 일치하는 것은 아니나, 핵종의 종류 및 방사능량의 비율 등은 유사할 것으로 판단된다. 

3단계로 검토팀은 화학적 성질이 유사한 방사평형, 동위원소, 백금족, 란타나이드족 그룹 등 총 19개 그룹으로 분류하고 각 핵종의 방사능량에 섭취에 따른 선량환산계수를 곱해 주었다. 도쿄전력의 핵종 선정 과정과 유사하게 각 그룹의 선량총합 대비 개별 핵종의 선량기여도가 1 % 미만인 핵종을 제외하였다. 해양방출 시 일반인에게 미치는 방사선학적 영향은 물고기 섭취에 따른 영향이 가장 크기 때문에(III장 「4 방사선환경영향평가」참고), 인체에 미치는 영향의 중요도에 따라 측정·평가 대상 핵종을 선정하기 위해 섭취에 따른 선량환산계수를 사용하고 선량기여도 측면을 고려하였다. 국내와 일본의 핵종별 고시농도가 다르므로 국제적으로 통용되는 IAEA의 선량환산인자를 이용하여 선량에 대한 기여도를 3단계 선정 기준으로 하였다. 

3단계로 남은 핵종은 총 31개이며, 도쿄전력이 최종 선정한 측정·평가 대상 핵종과 다르게 선정된 핵종은 ⁹³Zr, ^93mNb, ^110mAg, ^113mCd, ¹²⁶Sn, ²³⁵U, ²³⁶U이다. 3단계까지 도출된 핵종은 후쿠시

마 부지 내 존재할 것으로 예상되는 핵종이며, 해양방출의 대상이 되는 오염수로 용해되는 것을 고려하지 않은 것이다. ^110mAg은 일반적으로 침전이 잘되는 핵종으로 알려져 있으므로 침전을 이용하는 ALPS 전처리설비에서 제거가 될 가능성이 높은 핵종이다. 또한, 용해도와 관련한 참고문헌에 따르면, ⁹³Zr, ¹²⁶Sn, ²³⁵U, ²³⁶U은 물에 용해도가 낮은 핵종이며, 반대로 ^93mNb 및 ^113mCd은 물에 용해도가 높은 핵종이다. 물에 용해도가 낮은 핵종은 오염수 내 녹지 않아 존재할 가능성이 낮다고 예상할 수 있으며, 물에 용해도가 높은 핵종은 오염수 내 다량이 존재한다고 예상할 수 있다. 참고로 물에 용해도가 높은 ^93mNb 및 ^113mCd은 도쿄전력의 연 1회 분석을 수행하는 감시대상 핵종에 선정된 핵종이다. 

4단계로 검토팀은 참고문헌 NWMO- TR- 2015- 22에 제시된 용해도를 3단계에 남은 핵종의 양에 곱해주어 오염수로 전이된 양을 추정하였으며, 용해도의 불확실성을 고려하여 3단계에 남은 전체 핵종의 선량총합 대비 선량기여도가 100,000,000분의 1 (0.000001 %) 미만인 핵종을 제외했다. 정확한 평가를 위해서는 핵종이 물에 용해되는 정도와 정화성능을 반영하여 처리되는 정도를 고려하고, 핵종별 기여도 평가 기준을 1 % 수준으로 정하여야 하나, 검토팀은 보수적으로 ALPS의 정화성능을 고려하지 않고 물에 용해되는 정도만 반영하였다. 이에 따라 최종적으로 남은 핵종은 다음과 같다.

문헌연구를 통한 검토팀의 간접검증 결과에 따르면 정화성능을 배제하고 반감기, 재고량, 용해도, 선량기여도를 고려했을 때 반드시 포함되어야 하는 19개 핵종이 도출되었으며, 이들 핵종은 도쿄전력이 선정한 측정·평가 대상 핵종(³H, ⁵⁵Fe, ⁶⁰Co, ⁹⁰Sr, ⁹⁰Y, ¹⁰⁶Ru, ¹²⁵Sb, ^125mTe, ¹²⁹I, ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs, ¹⁴⁴Ce, ¹⁴⁷Pm, ¹⁵⁴Eu, ²³⁸Pu, ²⁴¹Pu, ²⁴¹Am, ²⁴⁴Cm) 및방출 전 분석·공개 대상 감시대상 핵종(^113mCd) 내에 모두 포함되어 있음을 확인하였다.

또한, IAEA 확증모니터링 1차 시료 분석결과(2023. 5. 31.)를 통해 IAEA는 도쿄전력이 선정한 핵종 외에 유의미한 수준의 추가 방사성핵종을 검출하지 못했다고 발표하였으며, 이에 따라, 

도쿄전력이 선정한 30개 핵종은 적절한 것으로 판단된다.

검토팀은 도쿄전력이 재선정한 측정·평가 대상 30개 핵종은 최종적으로 방출대상 오염수에 포함될 가능성을 공학적으로 판단하였으며, 배출기준 1/100을 초과할 우려가 있는 핵종을 고려하여 방사선학적 기여도가 중요한 핵종을 선정하였음을 확인하였다.

이와 별개로, 검토팀은 도쿄전력이 기존 측정평가 대상에서 제외된 핵종 39개를 포함하여 총 69개 핵종을 측정·확인용 설비인 K4 탱크군에서 상세분석하여 결과를 공개할 예정임을 확인하였다.

Ⅲ. 분야별 상세 검토 결과

1. 다핵종제거설비(ALPS) 

가. 검토 분야

오염수 내 ALPS 제거대상 62개 방사성핵종을 일본의 배출기준 이하로 정화할 수 있는지 ALPS의 정화성능 및 장기간 운영 안전성에 대해 검토하였다.

ALPS 구성과 오염수 처리 목적·방식·절차 등을 확인하기 위하여 실시계획을 검토하였으며, ALPS 정화성능 확인을 위해 도쿄전력이 공개한 다음의 자료를 검토하였다.

-  62개 핵종 ALPS 처리 전후 농도 결과(연 1회 수행)

-  NRA 사용전검사 결과(62개 핵종 ALPS 처리 전후 농도 결과)

-  주요 10개 핵종 ALPS 처리 전후 농도 결과(주 1회 수행)

-  62개 핵종 ALPS 2차 정화시험 처리 전후 농도 결과(2020. 12.)

나. 검토 요건

IAEA SSR- 2/1 요건 6.62에 따라 처리시설은 배출기준^* 이내로 처리가 보장되어야 한다. 

* 방출대상 오염수에 적용되는 배출기준은 액체 방사성물질의 농도 한도를 정하는 일본원자력규제위원회고시  제3호 「핵원료물질 또는 핵연료물질의 제련 사업에 관한 규칙 등의 규정에 근거한 선량 한도 등을 정하는 고시」 제7조에 따라 동 고시 별표 1에 기재되어있는 핵종별 고시농도 대비 비율의 총합 1 미만을 만족하는 것임

다. 검토 내용

1) ALPS 계통 및 구성 개요

ALPS는 후쿠시마 원전 사고 이후 발생된 다종·다량의 핵종이 포함된 오염수를 처리하기 위한 핵종 처리 설비로, 정식 명칭은 다핵종제거설비(多核種除去設備, Advanced Liquid Processing System)이며, 주로 로마자인 ‘ALPS’로 표기한다.

해당 설비는 후쿠시마 원전 부지 내 총 세 종류가 설치·운영되고 있으며 최초 설치된 「기설 ALPS」 이후 「증설 ALPS」, 기존(기설·증설) 대비 처리용량 및 방식을 개선한 「고성능 ALPS」로 구분된다.

각 ALPS는 크게 전처리설비와 주처리설비로 구성된다. 전처리설비는 핵종 제거성능을 저해하는 물질을 사전에 처리하는 설비이며, 주처리설비는 다양한 종류의 흡착재로 이루어져 오염수 내 핵종들을 제거하는 흡착탑으로 구성되어 있다.

ALPS 설비의 주 운영 목적은 오염수 내 잔류하는 방사성핵종을 제거하는 것이며, 실시계획에 따르면 설비의 제거대상 핵종은 총 62개이다. 주처리설비인 흡착탑은 각 핵종을 타깃으로 하는 다양한 종류의 흡착재(음이온교환수지, 양이온교환수지 등)를 활용하여 오염수에 녹아 있는 이온 및 콜로이드형태 방사성핵종을 수지에 흡착시켜 제거하게 된다.

ALPS를 이용하여 오염수를 처리하는 흐름은 다음과 같다. 오염수가 전처리설비를 통과하여 응집침전^* 과정 혹은 필터 여과 과정을 거치면 특정 물질이 응집 후 침전 혹은 여과되고 오염수는 전처리된다. 전처리된 오염수가 다핵종제거설비 내의 흡착탑을 통과하면서 핵종들이 각각의 

흡착재에 붙는 과정을 통해 오염수 내 핵종이 제거된다.

전처리 후 침전물은 크로스플로우 필터를 통해 수분을 제거하여 농축된다. 농축된 침전물(슬러리)과 다핵종제거설비에서 사용된 흡착재는 고건전성용기(High Integrity Container, 이하 ‘HIC’)에 담겨 고체방사성폐기물로 처리된다.

* 응집침전 처리방식 : 특정 물질과 화학반응하여 응집되는 약품을 처리대상 오염수와 혼합하여 특정 물질을 침전시키고, 정화된 물을 배출하며, 특정 물질과 화학약품이 응집된 침전물(슬러리)가 폐기물로 발생

전처리설비 중 철공침전 처리시설은 흡착탑 성능 저하를 일으키는 알파핵종 및 중금속을 제거하기 위한 설비이며, 탄산염공침전 처리시설은 Sr 흡착 성능 저하를 일으키는 2가 금속 이온(Mg²⁺, Ca²⁺ 등)을 제거하기 위한 설비이다. 기설 ALPS와 증설 ALPS는 응집침전 방식을 사용하고 있으며, 기설 ALPS는 철공침전과 탄산염공침전 방식, 증설 ALPS는 탄산염공침전 방식으로 전처리를 수행한다. 고성능 ALPS는 기설 및 증설 ALPS와는 다르게 필터 방식을 사용하고 있다. 

전처리설비 이후 오염수 내 핵종을 제거하는 주 설비인 흡착탑은 다양한 종류의 흡착재가 장입되어있는 column 형태의 설비이며, 기설 및 증설 ALPS에서 18개, 고성능 ALPS는 20개로 구성되어있다.

ALPS 종류별 설비 구성의 차이에 대한 검토팀의 질의에 대하여, 도쿄전력은 최초 실험실 환경에서 오염수를 정화하기 위하여 전처리 방식으로 철공침전처리와 탄산염공침전 처리가 효과적이라는 것을 이용하여 기설 ALPS에 적용하였으나, 탄산염공침전만으로도 전처리 성능이 충분하다는 것을 운영과정에서 확인하고 증설 ALPS 추가 건설 시 전처리 과정을 탄삼염침전 처리만으로 구성하였으며, 이는 전처리 과정에서 발생하는 슬러리 폐기물 발생량을 크게 낮추는 효

과가 있었다고 답변하였다. 그러나, 화학약품을 이용해 방사성물질을 침전시키는 응집침전 처리 방식은 슬러리 형태의 방사성폐기물이 발생하고 폐기물의 저장, 처분 시 고건전성용기(HIC)를 사용하여야 했기 때문에 이후 고성능 ALPS에는 전처리 방식을 필터 형태로 변경함으로써 방사성폐기물의 발생량을 매우 높은 수준으로 감소시켰으며, 고성능이라는 ALPS 설비명은 ‘폐기물이 적게 발생한다는 의미’라고 도쿄전력 측은 설명하였다. 

2) 처리 전후 농도 데이터를 통한 ALPS 정화성능 확인

ALPS는 흡착재를 이용하여 오염수 내 핵종을 제거하는 설비이다. ALPS의 정화성능은 흡착재의 성능에 따라 결정되며, 흡착재의 성능은 2가지 요인에 의하여 결정된다. ① 흡착재 고유의 처리 전후 농도 비와 ② 흡착재 교체 주기가 그것이다. 

검토팀은 흡착재의 정화성능을 확인하기 위하여 연 1회 정기분석, 주 1회 정기분석, NRA 사용전검사에서 수행한 ALPS 처리 전후 농도데이터를 검토하였으며, 처리 전후 배출기준 만족 여부와 각 핵종에 대한 제거성능(정화성능) 등을 확인하였다. 

가) 62개 핵종 ALPS 처리 전후 농도 결과(연 1회 수행 및 NRA 사용전검사)

도쿄전력이 공개한 연 1회 수행하는 ALPS 처리 후 62개 핵종 농도 결과에 따르면, 2019년 이후 수행된 성능점검에서 삼중수소를 제외한 전체 핵종에 대해 표 III.1- 3와 같이 배출기준(고시농도 대비 비율의 총합 1 미만)을 계속해서 만족하는 것으로 확인^*되었다. 

* 연 1회 분석결과에 한하며, 주 1회 수행하는 ALPS 처리 후 오염수에 대한 10개 핵종 분석결과에 따라 시운전 중인 고성능 ALPS 처리 후 오염수 및 2022년 ⁹⁰Sr 1회 일시증가된 사례를 제외하고 2019년 5월 이후 고시농도 대비 비율의 총합 1 미만을 만족함을 확인

(2022년 ⁹⁰Sr 일시 증가 사례는 설비 고장으로 인한 것이며, 「6) 주요 고장조치 현황 및 장기관리계획」에 자세하게 기술되어 있음)

☞ 붙임 III.1- 1. ALPS 처리 전후 64개 핵종 농도(2013년~2022년)

NRA는 ALPS에 대해 사용전검사를 수행하여 설비의 제거성능 등을 확인하게 되며 기설 ALPS(2022. 3.), 증설 ALPS(2017. 10.), 고성능 ALPS(2023. 2.)에 대해 각각 검사가 완료되어 검사성적서 교부가 완료되었다. 검토팀은 NRA 사용전검사 결과를 검토하여, 62개 핵종에 대해 처리 후 방사능농도가 대부분 검출하한치 수준이며, 모두 고시농도 미만임을 확인하였다.

☞ 붙임 III.1- 2. ALPS 사용전검사 검사성적서 내 처리 전후 62개 핵종 농도

또한, 검토팀은 현장시찰 시 도쿄전력이 제공한 데이터의 신뢰성 확인을 위해 도쿄전력이 제공한 62개 핵종의 ALPS 처리 전후 농도 데이터 중 ALPS 최신 데이터 일부(⁶⁰Co, ¹³⁷Cs 등)의 핵종분석결과 출력지를 화면으로 확인하여 비교함으로써 데이터가 일치하고 있음을 확인하였다. 

2) 10개 핵종 ALPS 처리 단계별 농도 결과(주 1회 수행)

도쿄전력은 연 1회 수행하는 62개 핵종에 대한 ALPS 처리 후 농도 결과에서 일부 주요 핵종 외에는 검출되지 않기 때문에, 분석 시 주로 검출되는 핵종 7개(⁶⁰Co, ⁹⁰Sr, ¹⁰⁶Ru, ¹²⁵Sb, ¹²⁹I, ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs)를 ‘7 핵종’으로 분류하였으며, 7 핵종과 ⁵⁴Mn^*, ⁹⁹Tc^**, ³H를 포함한 10개 핵종에 대해 주 1회 ALPS 성능점검을 수행하고 있다.

이 절에서 언급한 ALPS 처리 후 오염수에 대한 농도분석은 ALPS 설비 출구와 오염수 저장탱크 중 ALPS 설비 출구에서의 핵종분석 결과를 의미하며, ALPS 처리 후 오염수에 대해 분석하는 10개 핵종이 오염수 저장탱크에 대해 상세핵종 분석 이전 수행하는 주요핵종 분석 대상인 10개 핵종과 상이한 이유는 앞서 II장의 「3. 주요 핵종 선정」에 기술하였다.

* ⁵⁴Mn은 2016년까지 ALPS 처리 이전 오염수에 고시농도 이상으로 존재하여 주 1회 성능점검에 포함하여 분석하였으나 대부분 검출하한치 수준으로 정화되어 모두 고시농도 미만임을 확인함

** ⁹⁹Tc는 기존 ALPS 처리대상 62개 핵종에 포함되어 연 1회 분석이 수행되고 있었으나 상세 분석을 실시한 결과, 전베타에 비교적 큰 기여도가 확인되어 2019년 8월 이후 주 1회 측정대상 핵종에 추가됨 

검토팀은 주요 핵종의 증설 ALPS 처리 전후 농도에 대한 최근(2019~2022년) 분석결과를 토대로 ALPS 처리 후 오염수에 대한 분석대상 10개 핵종 중 처리대상이 아닌 삼중수소를 제외한 9개 핵종에 대해 처리 전후 농도 비(처리 전 농도/처리 후 농도)를 도출하였으며, 결과는 아래 표와 같다. 처리 후 오염수는 비교적 일정한 농도를 유지하기 때문에 처리 전 농도에 따라 처리 전후 농도 비의 편차가 큰 것으로 확인되었다. 처리 전 농도와 처리 후 농도 차이가 비교적 일정하게 크게 유지되어 정화가 잘 되는 핵종은 ⁹⁰Sr(100,000배 이상 제거가능), ¹²⁵Sb(1,000배 이상 제거가능), ¹³⁴Cs(100배 이상 제거가능), ¹³⁷Cs(1,000배 이상 제거가능) 핵종임을 알 수 있다. 나머지 핵종의 처리 전후 농도 비는 5~500 수준임을 확인하였다. 단, 2020년 ⁹⁹Tc 및 ¹²⁹I 핵종의 경우, ALPS 처리 전 농도가 검출하한치보다 낮아서 처리 전후 농도 비가 계산되지 않았다.

☞ 붙임 III.1- 3. ALPS 처리 후 오염수에 대한 분석대상 9개 핵종(삼중수소 제외)의 ALPS 처리단계별 농도(2022년)

또한, 검토팀은 2022년 증설 ALPS 전처리 설비 및 흡착재 단계별 각 핵종의 방사능농도 자료를 분석하여 핵종별로 주로 정화가 이루어지는 흡착재와 그 정화성능을 확인하였다. ⁵⁴Mn은 I, Sb 흡착재에서 최대 91.4 %, ⁶⁰Co은 전처리 설비를 거쳐 최대 96 % 및 Ru 흡착재에서 최대 98.3 %, ⁹⁰Sr은 Sr 흡착재와 I, Sb 흡착재를 통과하여 최소 99 %~최대 100 % 수준까지 대부분 정화됨을 확인하였다. ⁹⁹Tc는 처리 전 농도가 전부 고시농도 이내로 존재하며 정확한 제거 단계를 확인할 수는 없으나 처리 후 최대 99.4 % 수준에서 정화되며, ¹⁰⁶Ru은 I, Sb 흡착재에서 전단 대비 최대 96.6 % 정화된 후 Ru 흡착재에서 추가적인 정화가 이루어진다. ¹²⁵Sb는 I, Sb 흡착재에서 최대 98.9 %, ¹³⁴Cs과 ¹³⁷Cs은 Cs 흡착재와 활성탄 등을 거쳐 각각 최대 97.7 %, 100 % 제거됨을 확인하였다. ¹²⁹I의 경우, I, Sb 흡착재를 거쳐 출구까지 최대 99.9 %까지 정화되었다. 아래 그림은 검토팀이 분석한 증설 ALPS의 흡착탑 내 흡착재 구성을 간략히 도식화한 것이다.

추가적으로 검토팀은 현장시찰 시 주 1회 처리 전후 농도 분석결과(흡착재 단계별 분석대상 10개 핵종에 대한 농도 분석결과 포함)의 최신자료를 요청하였으며, 도쿄전력으로부터 최근(2023. 4. 12.) 수행된 농도 분석결과인 증설 ALPS의 처리 전후 데이터를 제공받아 삼중수소 제외 상기 9개 핵종에 대해 흡착재 단계별로 정화가 이루어지고 있음을 확인하였다. 9개 핵종에 대해 흡착재 통과 후 각 목표 핵종의 방사능농도가 고시농도 이내로 정화되고 삼중수소를 제외한 핵종별 고시농도 대비 비율의 총합이 1 미만을 만족함이 확인되었다. 

3) 배출기준 초과 운영 원인 추정 

도쿄전력은 후쿠시마 원전 사고 이후 연도별로 오염수 처리 목적을 달리하여 ALPS 설비를 운영하였다고 발표하였다. 2013년부터 2015년까지는 후쿠시마 원전 부지경계에서 연간 피폭선량 1 mSv 미만을 달성하기 위하여 고농도의 오염수를 다량 처리하는 것을 목표로 하였고, 그에 따라 정화성능이 낮은 상태로 처리를 수행하였으며 단계 1로 분류하였다. 2016년은 단계 2로, 오염수 처리량이 탱크 건설용량을 초과하여 처리량을 낮추고 정화성능을 상승시켜 처리하였다. 2017년부터 2018년 말까지는 단계 3으로 분류하였으며 유출 위험이 있는 플랜지 탱크 내에 저장되어 있는 오염수를 처리하기 위하여 처리량을 늘리는 방식으로 운영하였다. 2019년 이후부터는 안정적인 운영이 이루어져 고시농도 이내로 정화가 가능하였으며 단계 4로 분류할 수 있다. 

도쿄전력은 중장기 폐로 대책을 통하여 오염수를 관리하고 있으며, 오염수 처리는 일일 오염수 발생량과 관계된다. 원자로 건물 내 빗물·지하수 유입 등이 오염수의 주 발생원이며, 오염수 발생량이 많아질수록 ALPS로 처리해야 하는 오염수 처리량과 부지 내 오염수 저장량이 증가하게 된다. 도쿄전력은 부지 내 오염수 관리를 위해 일일 오염수 발생량을 줄이고자 바닥 포장, 토양 냉각, 지하수 양수 등의 방법을 이용하여 빗물·지하수 유입 억제 조치를 수행하였으며, 그 결과 일일 오염수 발생량은 2013년 평균 490 톤에서 2023년 평균 90 톤까지 낮아졌다. 

검토팀은 앞서 「2) 처리 전후 농도 데이터를 통한 ALPS 정화성능 확인」에서 흡착재 고유의 처리 전후 농도비 면에서 정화성능을 확인하였다. 그러나 흡착재는 일정량을 처리하면 목표 핵

종을 흡착하는 능력이 저하되어 정화성능이 떨어지게 되므로 일정 처리량 기준치 혹은 처리 후 오염수의 방사능농도 상승 정도를 모니터링하여 흡착재를 교체해주어야 목표 수준(배출기준 미만)으로 정화를 수행할 수 있다. 

오염수 처리량을 증가시킨 해는 흡착재 교체보다는 정화 설비를 계속 가동하여 많은 오염수를 처리하는 것을 우선시하였으므로 처리 성능이 저하되어 배출기준을 초과하는 부적합 오염수가 다량 발생했을 것으로 분석된다. 즉 부적합 오염수가 계속적으로 발생한다면 흡착재를 교체하지 않고 운영하여 해당 기간 내 정화성능의 저하가 발생하였다고 추정할 수 있다. 

검토팀은 ALPS 처리 후 농도를 확인하여 흡착재를 주기적으로 교체하지 않아 배출기준을 초과한 ALPS 처리 후 오염수가 발생한 시점을 검토하였다. 도쿄전력이 발표한 ALPS 가동시점인 2013년부터 최근(2023. 3.)까지 분석된 ALPS 처리 후 오염수에 대한 분석대상 핵종 10개의 핵종별 ALPS 처리 전후 농도 데이터를 이용하였다.

배출기준을 초과하여 처리된 이력이 있는 핵종은 II장의 「3. 주요핵종 선정」에서 기술한 바와 같이 ⁹⁰Sr, ¹⁰⁶Ru, ¹²⁵Sb, ¹²⁹I, ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs이다. 그중 ¹⁰⁶Ru과 ¹²⁵Sb, ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs은 ALPS 운영 초기인 2016년 이전의 사례이며, 이후에는 배출기준 이내로 처리된 것을 확인하였다. 특히, ¹³⁴Cs는 오염수 저장탱크의 농도분석을 통해 고시농도 초과가 확인되었다. ⁹⁰Sr은 2022년 9월 발생한 고장으로 인하여 처리 후 방사능농도가 일시적으로 상승, 배출기준을 초과하는 ALPS 처리를 거친 오염수가 발생하였으며, 해당 사례를 제외하고 2018년 말 이후 초과 사례가 없는 것을 확인하였다. 그러나, ¹²⁹I 핵종을 배출기준 이내로 정화하는 것은 2019년 5월 이후 가능^*해졌음을 확인할 수 있다. 도쿄전력은 2018년 ¹²⁹I의 화학적 다양성 때문에 핵종을 배출기준 이내로 정화하는 데 어려움이 있었음을 발표^**한 바 있다.

* 시운전 중인 고성능 ALPS 처리 후 오염수 및 2022년 ⁹⁰Sr 1회 일시증가된 사례 제외

(2022년 ⁹⁰Sr 일시 증가 사례는 설비 고장으로 인한 것이며, 「6) 주요 고장조치 현황 및 장기관리계획」에 자세하게 기술되어 있음)

** 도쿄전력이 발표한 자료에 따르면 ¹²⁹I의 경우, pH에 따라 화학적 형태가 변하여 처리 대상 오염수마다 화학적 형태별 존재비율이 다르고, 흡착탑 1기당 정화성능(처리 전후 농도 비)이 낮아 ALPS 처리 후 방사능농도의 변동 폭이 큰 특징이 있음(대표적으로 활성탄으로 물리적 흡착이 용이한 형태인 I₂, HOI 등과 흡착재로 화학적 흡착이 용이한 형태인 I^- ,IO^3- 등으로 구분되며, 화학적 형태별 흡착 성능이 상이함)

흡착재 성능과 관련하여 검토팀은 현장시찰 및 일본과의 질의를 통해 각 흡착재별 처리량과 교체주기를 확인하고자 하였으며, 도쿄전력은 답변을 통해 아래와 같은 자료를 제공하였다.

제거가 어려운 ¹²⁹I 핵종의 정화와 관련하여 도쿄전력의 자료에 따르면, I, Sb 흡착재의 교체 시 ¹²⁹I 농도가 낮아지고, 그 이후 처리량이 증가함에 따라 농도가 높아져 정화성능이 저하되는 경향이 존재하는 것을 확인할 수 있다. 검토팀은 이와 관련하여 오염수 발생량 자료와 해당기간의 ALPS 처리 전후 ¹²⁹I 농도 변화를 통하여 흡착재 교체주기를 확인하고자 하였다. 

도쿄전력의 제10회 ALPS 소위원회 자료 3에 따르면, I, Sb 흡착재의 교체 시에는 ¹²⁹I 농도가 낮아지고, 그 이후 처리량이 증가함에 따라 농도가 높아져 정화성능이 저하되는 것을 확인할 수 있다. 이와 같은 설비 출구 농도 변화를 통해 흡착재 교체 주기를 추정할 수 있으며, 오염수 처리량을 이용하여 ALPS 흡착재 교체 주기와 처리량과의 상관관계를 알 수 있다. 검토팀은 2017년 자료 중 ALPS 처리 후 ¹²⁹I 핵종 농도 추이와 ALPS 설비의 오염수 처리량을 이용하여 검토를 수행하였다.

도쿄전력이 발표한 자료에 따르면, ALPS 설비의 오염수 처리량은 2017년 기준 약 118,100 톤(m³) 수준으로 가정할 수 있다. 

2017년 동안 기설 ALPS는 A, B 계열로 총 2계열이 운영되었으며 증설 ALPS는 A, B, C의 3계열이 모두 운영되었다. 설비별 ¹²⁹I의 방사능농도와 흡착재 교체 빈도 추정치는 아래 표와 같다. 총 5계열의 운영 중 설비에 대해 2017년 흡착재 교체빈도는 총 8회이며, 교체 이전에 사용되고 있던 흡착재를 포함하여 기간 내 사용된 흡착재 수는 총 13개이다. 해당 흡착재 수를 처리량으로 나누면 계열 내의 흡착재당 평균 오염수 처리량은 약 9,085 톤으로 추정된다. 또한 기존에 설치되어 있던 흡착재를 이용하여 2017년 1월 1일 이전에 처리한 양(2016년 처리량의 일부)을 고려한다면 추정치를 초과할 가능성이 있다. 이는 도쿄전력이 발표한 흡착재 교체를 위한 처리량 기준치인 8,000 톤을 넘는 양이다. 따라서 검토팀은 도쿄전력이 2017년 ALPS 운영기간 동안 ¹²⁹I 제거를 위한 흡착재를 적기에 교체해 주지 않았음을 추정할 수 있으며, 이로 인해 배출기준을 초과하는 ALPS 처리 후 오염수, 즉 부적합 오염수가 발생하였음을 확인하였다.

ALPS 처리 후 오염수 내 핵종의 방사능농도가 배출기준을 초과하는 것은 설비의 고장이나 흡착재의 성능 저하 등으로 발생하므로, 정상 운영 상황에서 흡착재 교체 빈도를 높이고, 고장을 사전에 예방하는 방식으로 정화성능을 높여 배출기준을 만족하도록 하는 등의 세밀한 운영이 필요하다.

한편, 도쿄전력은 2019년 이후 ALPS 설비가 안정적으로 운영되고 있다고 발표하였으며, 이에 따라 2019년 이후 발생하는 ALPS로 처리된 오염수는 대부분 배출기준을 만족하며, 배출기준을 초과하는 오염수 저장량은 주로 2019년 이전 발생량임을 확인할 필요가 있다.

검토팀이 확인한 바에 따르면 도쿄전력은 분기별로 주요핵종 10개에 대해 농도 분석이 완료된 오염수의 고시농도 대비 비율의 합 추정치와 그 양을 공개하고 있다. 현재(2023. 6. 8. 기준) 오염수 저장량은 약 134만 톤이며, 그중 주요핵종 분석이 완료된 오염수는 약 129만 톤^*이다(2023. 3. 31. 기준). 주요핵종 분석이 완료된 오염수 중 배출기준인 핵종별 고시농도 대비 비율의 총합 1미만을 만족하는 것으로 추정되는 오염수는 약 42만 톤으로, 주요핵종 분석이 완료된 오염수의 32 %, 전체 오염수의 31 % 수준이다. 나머지 약 92만 톤은 농도 분석이 필요하거나, 배출기준을 초과할 것으로 추정된다. 

* 도쿄전력은 만수(滿水)된 탱크에 대해서만 농도 분석을 수행하므로 오염수 저장량과 10개 핵종에 대한 분석이 완료된 오염수 저장량에 차이가 있음

앞서 도쿄전력이 발표한 단계별 오염수 처리 목표와 대책에 따르면, 단계 3 중 플랜지 탱크 내 오염수를 처리하기 위하여 처리량을 중점적으로 증가시켜 설비를 운영한 2018년 말까지는 처리 후 오염수의 농도가 배출기준을 만족하지 못할 가능성이 있으며, 설비가 안정적으로 정상 운영되는 2019년부터 최근까지 처리한 오염수는 대부분 배출기준을 만족할 것임을 예상할 수 있다. 

단, 위 그림에서 분석완료된 것으로 분류된 129만 톤의 오염수는 주요핵종 10개에 대한 분석을 수행하였으며 삼중수소 외 9개 핵종에 대한 고시농도 대비 비율의 합은 실제 분석값을 이용해 계산하여 적용하였다. 나머지 54개 핵종에 대해서는 상세핵종 분석을 수행하지 않고 K4 탱크군의 주요핵종 10개 이외 54개 핵종에 대한 고시농도 대비 비율의 합인 0.3(0.29의 반올림)을 일괄 적용하였으며, ¹⁴C 및 ⁹⁹Tc 을 분석하지 않은 오염수 저장탱크에 한해 K4 탱크군의 ¹⁴C 및 ⁹⁹Tc을 포함한 나머지 56개 핵종에 대한 고시농도 대비 비율의 합인 0.416을 일괄 적용하였다. 그러나 최근 측정 중인 오염수 저장탱크의 분석은 대부분 ¹⁴C 및 ⁹⁹Tc을 포함하여 분석·평가하는 것으로 검토팀은 확인하였다. 도쿄전력은 2차 정화 시 배출기준 만족을 염두에 두고 ALPS를 운영한 K4 탱크군 내 오염수의 농도분포와 유사할 것이라고 추정하였다. 따라서, 주요핵종 10개에 대한 분석이 완료된 오염수 저장량에 대해 고시농도 대비 비율의 총합이 1 미만으로 추정되더라도 해양방출 이전 측정확인 설비에서의 방사능농도 분석을 통해 전체 측정·평가 대상 핵종에 대한 배출기준 만족 여부를 필수적으로 확인하여야 한다.

검토팀은 2019년과 2023년의 배출기준별 오염수 저장량 자료를 통하여 배출기준을 초과하는 오염수의 발생시기를 확인하였다. 2019년 3월 31일 공개된 자료에 따르면 분석 완료된 오염수 저장량 약 96만 톤 중 78만 톤이 배출기준을 초과한다. 이는 2023년 3월 31일 기준으로 분석된 

배출기준 초과 오염수량 79만 톤과 비슷한 수준으로, 배출기준을 초과하는 ALPS 처리 후 오염수는 대부분 2019년 이전에 발생하였음을 알 수 있다. 따라서 검토팀은 배출기준 만족 오염수와 배출기준 불만족 오염수의 저장량 증감이 도쿄전력의 단계별 오염수 처리 목표 및 대책과 유사함을 확인하였다. 

4) 62개 핵종 ALPS 2차 정화시험 처리 전후 농도 결과(2020. 12.)

일본정부 및 도쿄전력의 계획에 따르면 해양방출 가능한 오염수는 삼중수소 외 핵종에 대해 고시농도 대비 비율의 총합 1 미만임을 확인한 오염수, 즉 방출대상 오염수로 한정된다. 앞서 「3) 오염수 처리 경위 및 배출기준 초과 운영 사례」에서 기술된 내용과 마찬가지로 후쿠시마 원전 부지 내 주요핵종 10개에 대해 농도 분석이 완료된 오염수 약 129만 톤 중 배출기준을 만족하는 것으로 추정되는 오염수는 약 42만 톤으로, 주요핵종 분석이 완료된 오염수의 32 %, 전체 오염수의 31 % 수준이다(2023. 6. 8. 기준). 나머지 약 87만 톤은 배출기준을 초과하는 것으로 분석되었으므로, 해양방출을 위해서는 배출기준을 초과하는 오염수의 재정화가 필요하다. 

도쿄전력은 ALPS의 2차 처리 성능 검증을 위해 2020년 9월부터 탱크에 저장 중인 오염수 중 일부를 선정하여 2차 처리 성능을 확인하였다. 처리 대상은 오염수 저장탱크 중 J1- C그룹(고농도) 및 J1- G그룹(저농도) 내 오염수 각 1,000 m³이다.

이는 도쿄전력이 선정한 7개 핵종(⁶⁰Co, ⁹⁰Sr, ¹⁰⁶Ru, ¹²⁵Sb, ¹²⁹I, ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs)에 대한 고시농도 대비 비율의 총합 100 이상인 탱크 그룹 중 고농도와 저농도의 오염수 저장탱크를 선정한 것이며, J1- C그룹은 고시농도 대비 비율의 총합 2,406, J1- G그룹은 고시농도 대비 비율의 총합 387

으로 각각 고농도·저농도의 2차 처리 대상으로 선정하였다.

2차 처리 성능확인 시험은 2020년 9월 15일부터 10월 중순까지 수행되었으며, 증설 ALPS를 이용하였다.

결과 비교를 위한 분석대상 핵종은 총 64개 핵종(ALPS 제거대상 62개 핵종 + ¹⁴C + ³H)이며, 시료채취는 처리 전 증설 ALPS 입구, 처리 후 샘플탱크^*에서 실시하였다.

* 샘플탱크는 ALPS 처리 후 오염수를 일시저장하는 탱크이며, ALPS 처리 후 오염수에 대한 시료채취가 수행됨

시험 결과, J1- C그룹(고농도)와 J1- G그룹(저농도)의 ALPS 2차 처리 후 오염수에 대해 분석대상 총 64개 핵종 중 삼중수소를 제외한 고시농도 대비 비율의 총합이 1미만으로 감소함을 확인하였으며, J1- C그룹의 경우, 고시농도 대비 비율의 총합이 처리 전 2,406에서 처리 후 0.35로 감소하였고, J1- G그룹의 경우 처리 전 387, 처리 후 0.22로 고농도와 저농도를 가진 오염수에 대해 배출기준을 만족하는 수준으로 정화됨을 확인하였다. 주요 핵종들에 대한 2차 처리 전후 농도 분석결과는 아래와 같다.

삼중수소(배출목표치: 1,500 Bq/L)는 2차 정화 처리 전후 유의미한 농도변화가 없으며, J1- C그룹은 851,000 Bq/L에서 822,000 Bq/L, J1- G그룹은 273,000 Bq/L에서 272,000 Bq/L으로 분석되었다.

도쿄전력이 선정한 7개 핵종 중 배출기준을 초과했던 ¹³⁷Cs 및 ⁹⁰Sr에 대해 공통적으로 높은 정화성능을 보임을 확인하였다. ⁹⁰Sr(고시농도: 30 Bq/L)에 대해 J1- C그룹은 64,600 Bq/L에서 

0.0357 Bq/L, J1- G그룹은 10,400 Bq/L에서 0.0318 Bq/L으로 감소되었으며, ¹³⁷Cs(고시농도: 90 Bq/L)에 대해 J1- C그룹은 599 Bq/L에서 0.185 Bq/L, J1- G그룹은 118 Bq/L에서 0.329 Bq/L으로 감소되었다. 특히, 고농도인 J1- C그룹에서 29.9 Bq/L으로 배출기준농도를 초과했던 ¹²⁹I(고시농도: 9 Bq/L)는 처리 후 1.16 Bq/L으로 정화되어 고시농도 이하로 정화되었다. 

☞ 붙임 III.1- 4. ALPS 2차 정화성능시험 64개 핵종 상세결과

5) 고장 현황

크로스플로우 필터 자체 결함과 크로스플로우 필터와 연관된 누설이 4건 확인됨에 따라 전체 고장 건수 중 크로스플로우 필터 관련 고장이 가장 많음을 확인하였다. 

기설 ALPS는 운전 초기에 탱크 틈새 및 흡착탑 점검구 플랜지 부분이 부식되어 희생양극을 시공하여 보수하였으며, 2014년 기설 ALPS 전처리 설비에 설치된 크로스플로우 필터의 결함이 발견되었고 이때 고농도 ⁹⁰Sr이 포함된 부적합 오염수가 ALPS 출구를 통해 탱크(J1 탱크군)에 저장되었다. 크로스플로우 필터 결함은 ALPS 성능에 영향을 주는, 즉 ALPS 처리 후의 오염수 농도가 증가하는데 직접적인 영향을 미친 고장 사례이며, 도쿄전력은 크로스플로우 필터의 결함을 확인하기 위해 매일 크로스플로우 필터를 통과한 오염수의 칼슘농도와 백탁(白濁)여부를 확인하고 있다. 이후 크로스플로우 필터 결함이 감지되면 ALPS 설비의 운영이 정지되므로 크로스플로우 필터에서 고장이 발생해도 ALPS 처리 후의 오염수 농도가 증가하는 사례는 발생하지 않게 되었다.

6) 주요 고장조치 현황 및 장기관리계획

일본측이 제시한 오염수 해양방출의 기간이 약 30~40년임을 감안하여 검토팀은 ALPS 설비의 고장 및 조치현황, 그리고 정기점검 방식 및 계획을 확인하기 위해 도쿄전력에 자료를 요청하였다. 검토에 앞서, 도쿄전력이 제공한 자료는 검토팀이 확인한 도쿄전력의 공개된 정보에 모두 포함된 것임을 확인하였다. 

도쿄전력은 ALPS 정화성능에 큰 영향을 주지 않는 누설 등 비교적 단순 사례를 제외하고 주요 고장 사례에 해당하는 대표적인 사례 8건을 현장시찰 시 검토팀에게 제공하였다. 검토팀은 도쿄전력이 전처리설비 누설, 배기필터 손상 등 고장이력 및 원인 분석에 따라 구조 및 재료변경, 필터 교체 등의 조치를 수행함을 확인하였으며, 관련 주요 설비 및 발생 시기별 고장 부위, 원인 및 대책은 아래 표와 같다.

☞ 붙임 III.1- 5. ALPS 주요고장 및 조치 이력

검토팀은 도쿄전력이 제공한 주요 고장 사례로 인한 설비의 건전성에 대해 검토하였다. 첫 번째 부식 관련 조치상황으로 도쿄전력은 탱크 내부에 고무라이닝을 설치하고 개스킷형 희생양극을 시공하였다. 활성탄이 스테인리스강과 접촉하여 플랜지 부분에 부식이 발생하므로 플랜지부에 개스킷형 희생양극을 설치하였다. 2013년 초기에 발생한 부식 문제는 이러한 조치 이후 재발되지 않음을 확인하였다.

도쿄전력이 제공한 주요 고장 이력 검토 결과, ALPS 정화성능에 영향을 준 주요 고장은 전처리설비에 설치된 크로스플로우 필터의 고장이다. 크로스플로우 필터는 기설 및 증설 ALPS의 전처리 설비 내 응집침전된 침전물 내 수분을 여과하여 수분(오염수)과 침전물(고체방사성폐기물)을 분리하는 설비이다. 2014년 3월, 기설 ALPS B계열 크로스플로우 필터 고무패킹 열화로 인해 고농도 방사성물질을 포함한 침전물이 흡착탑으로 유출되어 출구 농도(전베타 10⁷ Bq/L 수준, 평시 10² Bq/L 수준)의 비정상적으로 증가하였으며, 이로 인해 고농도의 오염수 저장 탱크(J1그룹)를 현재까지 보유하게 되었다. 크로스플로우 필터에서 누설된 방사성물질은 탄산염으로 확인하였으며, 누설 시 칼슘 농도 상승과 오염수의 백탁(白濁) 현상이 주로 발생하게 된

다. 크로스플로우 필터에서 침전물이 누설되는 것에 대한 대책으로 도쿄전력은 매일 크로스플로우 필터를 거친 오염수의 칼슘 농도 및 백탁 확인을 수행하고 있다. 크로스플로우 필터 출구에서 이상 확인 시 ALPS는 운전정지하고 해당 오염수는 입구쪽 수용탱크로 이송하여 다시 처리하게 된다. 해당 대책을 통하여 이후에 크로스플로우 필터 관련 고장 4회(2014. 9., 2018. 9., 2020. 11, 2021. 6.)를 조기 확인하였으며, 전체 고장 이력 중 크로스플로우 필터와 관련한 고장이 총 5건으로 크로스플로우 필터에 대한 점검 주기의 단축과 정밀한 점검 수행이 필요할 것으로 판단된다. 특히, 크로스플로우 필터 자체에 결함이 생기면 교체하는 방식으로 대응하고 있음을 확인하였다.

2021년 8월, 증설 ALPS의 사용후 흡착재 및 슬러리를 저장하는 HIC(고건전성용기)에 연결된 배기 배관에 설치된 배기필터의 손상이 발견되었다. 도쿄전력은 전체 ALPS 설비 배기필터와 유사 설비항목에 대한 전수 조사를 실시하여 대체필터를 설치하였다. 도쿄전력은 증설ALPS 13개, 기설ALPS 11개 손상을 확인하여 교체하였으며, HIC 외 탱크에 연결된 배기필터를 조사하여 각각 4개씩 손상이 추가 확인되어 조치하였다. 배기필터는 오염수를 정화하는 장치가 아니므로 해당 시설의 고장은 ALPS 정화성능과는 직접적인 관련이 없는 것을 확인하였다.

크로스플로우 필터 고장 외에 최근 발생한 고장은 2022년 9월, 증설 ALPS 출구에서 ⁹⁰Sr의 농도가 일시적으로 증가한 사례이다. 검토팀은 이에 대한 원인과 조치 현황을 현장에서 질의하였다. 도쿄전력 관계자는 2022년 7월 수행한 정기점검 시 기존 계통 내 오염수를 제거한 후 순수(일반 물)를 채우는 과정에서 계통 Sr 흡착탑에 흡착되어있던 ⁹⁰Sr이 다시 채운 계통수 내 용해되어 출구 농도가 증가하였다고 설명하였다. 이때 ⁹⁰Sr 농도는 93 Bq/L로 이는 2019년 이후 고시농도(30 Bq/L)를 처음 초과한 사례가 되었다. 도쿄전력의 원인 분석결과에 따르면 기존 계통수(오염수)와 다시 채운 계통수(순수)의 pH 차이에 의하여 다시 채운 계통수인 순수 내 ⁹⁰Sr가 더 많이 용해되고 출구 농도가 상승하였다. 검토팀이 Sr 제거와 관련된 논문에 근거하여 확인한 결과, Sr은 pH 9 이상의 알칼리 상태에서 용해도가 급격하게 상승하는 특성을 가지고 있으며 정상 운영 시 Sr 흡착재와 계통 내 오염수의 pH가 12(알칼리성)로 유지되고 있어 정상 운영 중 오염수와 흡착재의 pH가 동일하여 Sr이 정상 제거되었으나, 정기점검 시 흡착재가 순수와 닿아 흡착재의 pH가 낮아졌고, 정기점검 이후 운영 시작 시 pH가 높은 알칼리성의 오염수와 pH가 낮아진 흡착재의 용해도 차이에 의하여 Sr이 용해도가 더 높은 오염수 내 용해되었음을 확인하였다. 또한 검토팀은 현장시찰 시 관련 고장건에 대한 질의답변을 통해 도쿄전력이 향후 정기점검 시 순수가 아닌 ALPS 처리 후 오염수를 이용하도록 절차를 수정하여 재발방지 대책을 수립하였음을 확인하였다.

이외에 발생한 고장은 설비 부식 등의 설비 열화 및 손상 사례로, 도쿄전력이 고장 확인 후 설비 운영을 정지하여 영구적인 설비 손상이 발생하지 않았음을 확인하였다. 또한, 손상 개소를 교체하고 예비품을 확보하여 정상화 조치와 재발 시 대책을 수립하였음을 확인하였다.

ALPS의 장기적인 안정적 운영의 확인을 위해 검토팀은 ALPS 설비 정기점검 항목 및 ALPS 유지관리계획 자료를 요청하였고, 현장확인 및 기술회의를 통해 도쿄전력으로부터 ALPS 장기 유지관리 계획에 대한 자료를 확보하여 관리 대상, 원칙, 점검 주기 및 항목을 검토하였다.

도쿄전력은 고장 시 부품을 교체하여 설비의 건전성을 유지하고 있으므로 ALPS의 장기적인 운영을 위해서는 부품의 예비품 등을 충분히 확보해야 안정적인 장기 운영을 달성할 수 있을 것으로 판단된다. 

도쿄전력의 ALPS 장기 유지관리 대상에는 기계설비(탱크, 배관, 펌프, 밸브 등), 전기·계측설비(유량계, 수위기, 누설감시기, 방사선감시기, 감시제어장치, 현장, 제어반 등), 구조물(건물 등)이 포함되어 ALPS 전반에 대한 유지관리가 이루어짐을 확인하였다.

도쿄전력은 장기 유지관리 계획의 원칙으로 ①설비의 중요도, ② 점검주기에 따른 관리, ③원자력발전소 운전경험 반영을 고려하였다. 또한, 도쿄전력은 유지관리 활동을 통해 얻은 정보를 바탕으로 그 유효성을 평가하고 개선할 예정이라고 발표하였다. 이러한 원칙하에 설비 점검 항목 및 주기 선정에는 도쿄전력의 「후쿠시마 제1원자력발전소 수처리설비(기계설비) 점검·정비 기준 및 지침」, 「전기보수 및 전기설비 점검지침」, 「계측설비 점검지침」등이 참조되었다. 

장기유지관리 계획에 따른 점검은 간이점검과 상세점검으로 구분되며, ALPS 내 주요 기기 및 장비에 대한 점검 주기 및 항목을 아래 표에 요약하여 제시하였다. 

추가적으로, 수처리 설비의 운영을 위해서는 오염수 처리뿐만 아니라 고체방사성폐기물의 안정적인 처리 절차가 마련되어 있어야 한다. ALPS 설비의 운영에 따라 전처리 설비(응집침전, 콜로이드 필터)에서 슬러지와 폐필터가 방사성폐기물로 발생하며, 주처리 설비인 흡착탑에서는 폐흡착재가 방사성폐기물로 발생한다. 실시계획에 따르면 기설 및 증설 ALPS 설비에서 발생하는 슬러지, 폐필터, 폐흡착재는 모두 HIC에 장입하여 저장되는데 반해, 고성능 ALPS 설비에서 발생하는 폐필터, 폐흡착재는 금속 및 콘크리트 용기를 사용하고 있다. 검토팀은 고체방사성폐기물 관리 현황과 향후 계획을 확인하기 위하여 폐기물 관리 용기의 차이와 발생한 고체방사성폐기물의 처리 계획에 대해 현장 질의응답을 통해 확인하였으며, 도쿄전력은 고성능 ALPS의 

콜로이드 필터 및 흡착재는 HIC를 사용하지 않아도 되는 원통형 철재로 둘러싸인 형태로 기기를 설계하였기 때문이라고 설명하였다. 또한, 발생한 고체방사성폐기물은 현재 부지 북쪽에 임시저장 중이며 폐로·중장기 계획을 바탕으로 향후 처리할 예정임을 확인하였다. 

또한, 실시계획을 통해 ALPS는 누설 방지 및 부지 외부로의 관리되지 않는 방출을 방지하기 위해 다음 각 항을 고려하여 설계되었음을 확인하였다.

-  누설 발생을 방지하기 위해 기기 등에는 적절한 재료를 사용함과 동시에 탱크 수위 감시기, 인터록 회로 등을 설치

-  누출을 조기에 감지하고, 누설액을 용이하게 제거

-  탱크 수위, 누설 감지 등의 경보에 대해서는, 운전원에게 전달해 적절한 조치를 취할 수 있도록 누설 감시 수행

-  설비 및 기기 주변에 둑을 설치한 구획 내에 설치하여 누출의 확대를 방지

따라서, 파단 등으로 인한 누설이 발생하더라도 조기 감지가 가능하며 기기 주변에 둑을 설치하여 누설된 오염수가 부지 내로 한정됨을 확인하였다. ALPS 고장이 미인지되어 정화되지 않은 오염수가 발생하더라도 ALPS 출구이후 샘플탱크에서 1차 분석이 된 후 부적합 오염수는 오염수 저장탱크 내 저장 혹은 ALPS 설비로 재정화하는 2차 처리를 거쳐 배출기준을 만족한 방출대상 오염수가 되어야 최종적으로 해양방출될 수 있다.

라. 검토 결과

ALPS는 여러 흡착재를 이용하여 오염수 내 핵종을 배출기준 이내의 농도까지 정화하는 것을 목적으로 하여 설계·운영되고 있는 설비이다. ALPS 설비의 정화성능과 관련하여 핵종별 처리 전후 농도비, 흡착재 교체 주기 등을 중점적으로 확인하였으며 검토를 위하여 연 1회 수행하는 ALPS 처리 전후 62개 핵종 농도, 주 1회 수행하는 ALPS 처리 전후 10개 핵종(⁶⁰Co, ⁹⁰Sr, ¹⁰⁶Ru, ¹²⁵Sb, ¹²⁹I, ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs, ³H, ⁵⁴Mn, ⁹⁹Tc) 농도, 2차 정화 시험에 따른 62개 핵종 처리 전후 농도 및 NRA 사용전검사 결과 62개 핵종 처리 전후 농도 데이터를 분석하여 확인하였다. 단, 측정·평가 대상으로 새로 선정된 5개 핵종(⁵⁵Fe, ⁷⁹Se, ²³⁴U, ²³⁸U, ²³⁷Np)은 상세핵종 분석과의 일관성을 위하여 연 1회 수행하는 ALPS 처리 후 62개 핵종에 추가하여 분석할 필요가 있다.

주 1회 수행하는 ALPS 처리 전후 10개 핵종에 ¹⁴C가 포함되지 않는 이유에 대하여 도쿄전력과의 질의응답을 통해 ALPS 설비의 처리 전후 농도를 측정하는 것은 설비의 성능을 확인 및 관리하기 위해서이며, 오염수 저장탱크 내 오염수의 농도를 측정하는 것은 배출기준 만족 여부를 확인하는 목적임을 확인하였다. ALPS 설비 출구의 분석대상에 포함되지 않는 ¹⁴C는 ALPS 제거대상 62개 핵종에 포함되지 않지만, 오염수 저장탱크에서 10개 주요핵종 중 하나로 분석하고 있으며, 분석결과 최대 농도가 215 Bq/L으로 배출기준인 2,000 Bq/L보다 낮은 수준에서 관리되고 있음을 확인하였다. 도쿄전력의 분석결과에 따르면 오염수 내 실질적으로 존재하는 핵종은 주요핵종 10개이며, ¹⁴C는 해양방출 이전 상세핵종 분석에서 측정되고 그 이전 오염수 저장탱크

에서 주요핵종 분석을 통해 측정되므로 ALPS 출구에서의 농도분석이 이루어지지 않더라도 최소 2회 이상 배출기준 만족 여부를 평가함을 확인하였다. 

설비의 주 목적인 오염수 정화와 관련하여 배출기준을 만족하지 못하는 부적합 오염수의 발생 시기, 발생·증가·저장량을 확인하기 위하여 도쿄전력의 단계별 오염수 처리 대책과 결과, 오염수 발생량 자료, 고시농도 대비 비율의 총합에 따른 오염수 저장량 자료 등을 확인하였다.

검토 결과, ALPS는 운영 초기 흡착재 미교체에 따른 정화성능 저하, 전처리설비 내 필터 고장 등의 사유로 고시농도를 만족하도록 처리하는 것에 어려움이 있었으나, 2019년 5월 이후로 고장 등 특이사항이 없을 경우, 제거대상 62개 핵종에 대해 일본의 고시농도 이내로 정화 가능함을 확인하였다. 이는 IAEA SSR- 2/1 요건 6.62에서 요구하는 배출기준 이내로 처리가 보장되어야 하는 요건을 만족한다. 또한, 배출기준을 초과하는 부적합 오염수의 발생은 2019년 이후 12,400 톤 증가한 반면, 배출기준을 만족하는 것으로 추정되는 상세분석 대상 오염수는 24만여톤이 증가하였으며, 현재(2023. 3. 31. 기준) 주요핵종분석이 완료된 오염수 약 129만 톤 중 부적합 오염수 약 79만 톤 중 약 78만 톤이 2018년 3월 이전 발생된 것을 확인하였다. 주요핵종 분석을 완료한 오염수 총량 대비 배출기준을 만족하는 것으로 추정되는 오염수의 비율이 2019년 약 18 %, 2023년 32%로 변화하여 2018년 말 이전 정화성능보다는 처리량을 중심으로 오염수를 처리하고, 2018년 말 이후로 정화성능을 높여 설비를 운영하였다는 도쿄전력의 단계별 오염수 처리 및 대책과 유사한 경향을 가짐을 확인하였다.

도쿄전력이 계획하고 있는 해양방출 기간 30~40년을 고려하면 ALPS 설비의 정상운영과 이에 따른 계획적인 해양방출을 위하여 설비의 고장 시 조치가 적절하게 수행되고 장기 유지관리 계획이 수립되어있어야 한다. 검토팀은 설비의 전체 및 주요 고장 사례를 확인하였으며 설비의 고장 사례 대부분이 ALPS 성능에 영향을 주지 않으며, 설비 정지와 고장부위 보수 등의 조치가 수행된 것을 확인하였다. 그러나 최근까지도 연 1회 정도로 설비가 고장나므로 과거 고장 사례에 따른 운전경험 반영 및 보다 안정적인 운영을 위한 노력이 필요한 것으로 판단되며, 특히 전처리 설비에 설치된 크로스플로우 필터는 반복되는 고장 사례에 해당되므로 점검주기 단축 등 보다 세밀한 점검이 필요하다고 판단된다. 다만, 검토팀은 오염수 해양방출 절차에 따라, ALPS 설비의 정화성능과는 별개로 ALPS 처리 후 오염수는 오염수 저장탱크에서의 주요핵종 분석을 통해 사전적으로 배출기준 만족 여부를 추정하게 되며, 주요핵종 분석을 통해 배출기준 만족이 추정되는 상세핵종분석 대상 오염수는 측정·확인용 설비인 K4 탱크에서의 상세핵종 분석을 통해 최종적으로 배출기준 만족 여부를 평가하게 되므로 ALPS 처리 후 배출기준을 초과한 부적합 오염수가 발생하더라도 해양방출이 제한되어 ALPS 설비의 성능 저하나 고장이 해양방출과 바로 연결되는 것은 아님을 확인하였다.

마. 참고 문헌

1) IAEA, SSR- 2/1, Safety of Nuclear Power Plants: Design (2016)

2) 일본원자력규제위원회고시 제3호 「核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示」(2015. 8. 31. 최종개정)

3) 도쿄전력, 처리수 포털사이트의 데이터 갱신 등에 대해서, 다핵종제거설비 등의 처리수의 취급에 관한 소위원회(제13회) 자료 3 (2019. 8. 9.) 

4) 도쿄전력, 다핵종제거설비 등 처리수의 성상에 대해, 다핵종제거설비 등의 처리수의 취급에 관한 소위원회(제10회) 자료 3 (2018. 10. 1.) 

5) 도쿄전력, 뉴스릴리즈: 참고자료 일람, https://www.tepco.co.jp/decommission/information/newsrelease/reference/index- j.html

6) M.M.S. Ali, E.A. Abdel- Galil, Mostafa M. Hamed, Removal of strontium radionuclides from liquid scintillation waste and environmental water samples, Applied Radiation and Isotopes 166(2020)

2. 해양방출 시설

해양방출 시설은 후쿠시마 제1원자력발전소에서 발생한 오염수 중에서 삼중수소를 제외한 방사성핵종의 배출기준을 만족하는지 69개 방사성핵종에 대한 상세분석을 통해 확인하고, 삼중수소 배출목표치를 만족시키도록 해수로 희석한 후 해양으로 방출하기까지 일련의 과정을 수행하는데 필요한 시설이다. 해양방출 시설은 방출 공정 순서에 따라 측정·확인용 설비, 이송설비, 희석설비, 방출설비로 구성된다.

측정·확인용 설비는 해양으로 방출하고자 하는 오염수가 삼중수소를 제외한 방사성핵종의 배출기준을 만족하는지 여부를 확인하는 설비이다. 측정·확인용 설비는 측정·확인용 탱크(K4 탱크), 방사성핵종 농도 균질화를 위해 각 탱크 내 오염수를 휘저어 섞는 교반기와 탱크 간 오염수를 순환시키는 동력을 제공하는 순환펌프, 그 외 배관 및 밸브 등으로 구성된다. 삼중수소를 제외한 방사성핵종에 대한 분석결과가 배출기준을 만족하여야만 다음 공정이 진행된다.

이송설비는 삼중수소를 제외한 방사성핵종의 배출기준을 만족한 방출대상 오염수를 측정·확인용 설비부터 희석설비까지 이송하는 설비로 해양 방출공정 진행 중 이상사건 발생 시 긴급차단밸브 등을 이용해 오염수의 이송을 차단하는 기능도 수행한다. 이송설비는 방출대상 오염수를 측정·확인용 설비로부터 희석설비까지 이송하는 이송배관, 오염수 이송량을 유지·확인·조절하는 이송펌프·유량계·유량조절밸브, 감마 방사선량을 확인·감시하는 방사선감시기, 이상사건(예: 운전 설정치 대비 방출대상 오염수의 이송유량이 많은 경우, 해수 이송유량이 

적은 경우, 방사선량이 높은 경우 등) 발생시 이송을 차단하는 긴급차단밸브 등으로 구성된다. 

희석설비는 삼중수소 배출목표치(1,500 Bq/L 미만)을 만족시키기 위해 5호기 취수구로부터 해수를 취수하여 방출대상 오염수를 희석하는 설비이다. 희석설비는 5호기 취수구로부터 해수를 해수배관헤더까지 이송하는 해수배관, 해수 이송량을 유지·확인하는 해수 이송펌프·유량계, 해수와 방출대상 오염수가 합류되는 해수배관헤더, 해수로 희석된 방출 오염수를 수용하는 상류수조로 구성된다. 

방출설비는 해수로 희석된 방출 오염수를 수용·이송하는 하류수조·방출터널과 해안으로부터 약 1km 떨어진 위치에 최종적으로 오염수가 방출되는 해저 방출구로 구성된다.

2.1 설비 성능 

2.1.1 상세분석대상 오염수 균질화

가. 검토 분야

대표성 있는 시료 채취를 위해 측정·확인용 탱크에 저장된 상세분석대상 오염수의 농도를 균질화하는 설비의 성능을 검토하였다. 본 검토에서는 도쿄전력이 실시계획 및 심사회의 자료에 제시한 교반·순환 실증실험 조건 및 결과, 이에 따른 기기·계통 설계(구성, 배치, 사양 등) 및 운전관리에 대한 사항, 그리고 현장확인을 통해 실시계획에 제시된 기기·계통 설계사항과 설치 현황이 일치하는지를 확인하였다. 또한, NRA 사용전검사(교반운전, 통수·유량시험) 결과를 검토하여 설계에서 의도한 기기·계통의 성능이 입증되었는지를 확인하였다. 

나. 검토 요건

IAEA GSR Part 5(Predisposal Management of Radioactive Waste) 요건 11에 따라 방사성폐기물은 후속 관리에 적합한 조건하에서 검사, 감시, 회수 및 보존될 수 있는 방법으로 저장되어야 한다. 

IAEA GSR Part 5 요건 18에 따라 해양방출 시설은 인·허가 문서(safety case)에 기술된 설계에 따라 건설되어야 하며, 설비가 계획한대로 작동하는지를 확인하기 위한 시운전이 수행되어야 한다. 

ANS 55.6(Liquid Radioactive Waste Processing System form Light Water Reactor Plants), 4.6항(Sampling)에 따라 경수형 원자로시설의 액체 방사성폐기물 처리계통은 액체 방사성폐기물 분석 시료의 대표성을 확보하기 위한 재순환 및 혼합 설비를 갖추어야 한다.

다. 검토 내용

도쿄전력은 실시계획 제Ⅱ장(특정원자력시설의 설계·설비), 제2.50절(ALPS 처리수 희석방출설비 및 관련시설)에 기존 오염수 저장탱크인 K4 탱크 총 35기중 30기(1기당 용량 1,000톤)를 측정·확인용 탱크로 전용하여 사용한다고 제시하였다.

검토팀은 K4 탱크가 ALPS 시설 부근에 설치되어 ALPS 시설로부터 또는 재정화를 위해 다시 ALPS 시설로 상세분석대상 오염수를 이송하는 것이 용이하며, 충분한 저장·방출 용량(총 3만 톤)을 제공할 수 있기에 측정·확인용 탱크로 선정되었음을 확인하였다. 즉, 방사성핵종 분석에 소요되는 시간을 약 2개월로 가정하고, K4 탱크 30기를 3군(A~C군)으로 나누어 3단계(유입, 측정·확인, 방출)로 운용하는 것을 고려하면 연간 6만 톤의 오염수 방출이 가능하다. 도쿄전력은 후쿠시마 제1원자력발전소 내 오염수 저장량이 증가되지 않도록 해양 방출을 계획하고 있으므로, 매일 90톤의 오염수가 새로 발생하는 것으로 가정하면 오염수 저장량이 증가되지 않게 오염수 관리가 가능하다. 

도쿄전력은 실시계획 제Ⅱ장, 제2.50절 및 제Ⅲ장(특정원자력시설의 보안), 제1.9절(ALPS 처리수 희석방출설비의 운전관리에 대해)에 총 30기의 측정·확인용 탱크를 10기씩 A, B, C 탱크군으로 구분하고, 아래의 그림에서와 같이 3단계(유입, 측정·확인, 방출)로 운용할 예정임을 제시하였다. 

유입 단계는 오염수 저장탱크 또는 ALPS 시설로부터 비어있는 1개 탱크군(총 10기)에 상세분석대상 오염수를 유입시키는 단계이다. 측정·확인 단계는 시료 채취대상이 되는 1개 탱크군(총 10기)에 대해 교반기, 순환펌프, 순환배관을 이용하여 균질화 운전을 수행한 뒤, 시료를 채취하여 방사성핵종 농도를 분석하는 단계이다. 상세분석대상 오염수에 대한 분석 결과, 방사성핵종(삼중수소 제외)의 배출기준을 불만족한 경우에는 ALPS 시설로 이송되어 재정화되며, 만족한 경우에는 이송설비를 통해 희석설비로 이송된다. 그림 III.2- 2에 제시한 바와 같이 B군 탱크가 유입 2회차에는 유입 단계, 유입 3회차에는 측정·확인 단계, 유입 4회차에는 방출단계(방사성핵종(삼중수소 제외)의 배출기준 만족 시에 한함)에 해당된다.

도쿄전력 실시계획 제Ⅱ장, 제2.50절에는 측정·확인용 설비의 순환배관 계통 구성(그림 III.2- 3 참조)과 교반·순환운전을 목적으로 설치되는 설비(교반기, 순환펌프)의 기본 사양이 제시되어 있다. 또한 교반·순환 실증실험을 수행하여 계통 구성 및 사양을 바탕으로 시료 균질화가 확보되는 운용조건을 설정하였다. 

교반기는 각 탱크 내 오염수를 뒤섞는 역할을 하며, 순환펌프는 탱크 간 오염수를 순환하는 역할을 한다. 시료채취가 이루어지는 측정·확인단계의 탱크군은 상세분석대상 오염수의 유입회차에 따라 A군, B군 또는 C군 탱크가 될 수 있기 때문에 교반기는 각 탱크 내부 바닥에 설치된다. 순환펌프 2대(1대당 정격용량 160 m³/hr)가 순환배관 계통에 설치되며, 탱크군 외곽에 설치된 순환격리밸브가 열린 경우에는 해당 탱크군으로 순환유로를 형성하고 닫힌 경우에는 순환유로로부터 해당 탱크군이 격리된다. 즉, 측정·확인단계에 해당되는 탱크군을 제외하고는 순환전환밸브를 닫아서 다른 탱크군으로부터 오염수가 유입되지 않도록 한다. 또한, 순환격리밸브는 직렬 이중화되어 있으며 시트를 통해 측정·확인대상이 아닌 오염수가 혼입되지 않도록 운용 중 점검이 수행된다. 

검토팀은 NRA 심사회의 자료 「ALPS 처리수 희석방출설비 및 관련 시설 설치 등에 대한 보충자료」검토와 현장확인을 통해 그림 III.2- 4에서와 같이 K4 탱크 하단의 연결구에 K4 탱크(A군: A1, A10, B군: B1, B2, C군: C1, D1)에서 순환펌프로 유로를 형성하는 배관이 연결되며, K4 탱크 상단의 순환배관 연결구에 순환펌프에서 K4 탱크(A군: A5, A6, B군: B7, B6, C군: C5, D5)로 유로를 형성하는 배관이 연결됨을 확인하였다. A군, B군, C군 탱크에서 순환펌프로 유로를 형성하는 배관에서 시료채취배관이 분기되어 샘플링포인트(이송설비건물 내 위치한 샘플링 랙(rack))까지 상세분석대상 오염수를 이송하고, 시료채취 후 남은 오염수는 순환펌프에서 A군, B군, C군 탱크로 유로를 형성하는 배관에 연결된 시료회수배관을 통해 순환유로에 합류되어 탱크로 회수된다. 

검토팀은 심사회의 자료 검토 및 한일 기술회의에서의 질의·답변을 통해 향후 해양방출 시설 운용 시에 교반기와 순환펌프를 동시에 작동하여 측정·확인단계의 탱크군(10기)내 오염수가 2회 이상 순환되도록 교반·순환운전(약 144시간, 최소 순환유량 140 m³/hr)이 수행되며, 2개의 시료채취배관 중에서 1개의 배관에서만 시료를 채취함을 확인하였다. 시료 채취량은 총 72 L로 방사성핵종 분석을 위해 48 L, 수질분석을 위해 24 L가 사용되며, 교반·순환운전 시간과 시료채취 위치는 교반·순환 실증실험(2022. 2. 7.~ 13. 실시)을 통해 결정되었다. 검토팀은 NRA 심사회의 자료 「ALPS 처리수 희석방출설비 및 관련 시설 설치 등에 대한 보충자료」에 제시된 교반·순환 실증실험 조건 및 결과의 타당성을 분석하였다. 

교반·순환 실증실험의 대상은 K4 탱크 중 B 탱크군 10기(B1 ~ B10)이었으며, 탱크 1기(B6 탱크)에만 상부 점검구를 통해 제3인산나트륨 용액(Na₃PO₄·12H₂O) 약 23.7 L(인산이온 농도 약 31 g/L)을 투입하여 균질도가 낮은 실험 초기조건을 고려하였다. 제3인산나트륨은 K4 탱크 내에 존재하지 않는 물질이라 소량을 투입하더라도 분석이 용이하며 정밀도가 높기 때문에 시약으로 사용되었다. 

이 실험에는 B 탱크군 내 순환을 위한 임시 순환배관이 아래 그림과 같이 가설되었으며, 실시계획에 기재된 사양과 동일한 교반기 및 순환펌프가 사용되었다(실험 시 측정된 최소 순환유량 142 m³/hr). 도쿄전력은 실험 진행 중에 순환라인 2곳에서 아래 표에 정리한 바와 같이 주기적 간격으로 시료를 채취하여, 인산이온 농도가 균질화되는 시간을 평가하였다.

도쿄전력은 실험 종료 후에 그림 III.2- 6에 제시한 바와 같이 각 탱크의 3개 높이지점(1.5 m, 5 m, 10 m)에서 직접 시료를 채취하여, 인산이온, 삼중수소 및 도쿄전력이 선정한 7개 방사성핵종(¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs, ⁹⁰Sr, ¹²⁹I, ¹⁰⁶Ru, ⁶⁰Co, ¹²⁵Sb)에 대한 분석을 실시하였다. 도쿄전력은 ¹³⁴Cs, ¹⁰⁶Ru, ⁹⁰Sr, ¹²⁵Sb은 검출하한치 미만으로 분석되어 실험지표에서 제외하였으며, 나머지 핵종의 경우에도 검출 농도가 낮아 편차의 주된 원인을 측정 불확도로 판단하여 실험지표에서 제외하였다. 

그림 III.2- 7은 교반·순환 실증실험 중에 일정 시간 간격으로 채취된 시료로부터 분석한 인산이온 농도의 변화 추이이다. 실증실험 시 B6 탱크에 투입된 제3인산나트륨 용액(약 23.7 L, 인산이온 농도 약 31 g/L)을 B 탱크군 내 오염수의 총량(9,168.7 m³)으로 희석할 경우에 인산이온 농도의 이론값은 약 80 ppb이다. 

각 탱크 내 오염수를 1회 이상 순환시킨 시점(실험개시 후 72시간 경과)에서의 인산이온 농도는 A계열에서 81 ppb, B계열에서 77 ppb로 측정되었다. 1회 이상 순환 시점에서는 B계열의 측정값(77 ppb)은 이론값(80 ppb) 보다 낮은 수치이다. 반면, 각 탱크 내 오염수를 2회 이상 순환시킨 시점(실험개시 후 132시간 경과)에서의 인산이온 농도는 A계열에서 82 ppb, B계열에서 84 ppb로 모두 이론값(80 ppb)과 유사한 수준이었다. 

도쿄전력은 교반·순환 실증실험 중에 순환배관에 연결된 2개 시료채취 지점에서 채취한 시료를 이용하여 7개 방사성핵종(¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs, ⁹⁰Sr, ¹²⁹I, ¹⁰⁶Ru, ⁶⁰Co, ¹²⁵Sb)에 대한 분석도 실시하였다. 표 III.2- 2는 검출하한치 미만으로 분석된 4개 방사성핵종(¹³⁴Cs, ⁹⁰Sr, ¹⁰⁶Ru, ¹²⁵Sb)을 제외한 3개 방사성핵종(¹²⁹I, ¹³⁷Cs, ⁶⁰Co)에 대한 농도분석 결과이다. 검토팀은 실험 종료시점(실험개시 후 144시간 경과)에 2개 시료채취 지점(순환펌프 A계열, B계열)에서 채취한 2개 시료와 실험 종료 후 10기 탱크의 3개 높이지점에서 채취한 30개 시료를 이용한 분석 결과를 비교하였다. 검토팀은 실험 종료시점에 순환배관으로부터 채취한 2개 시료의 방사성핵종 농도와 실험 종료후 B탱크군의 방사성핵종 평균농도 간의 최대편차가 요구 분석 정밀도보다 낮은 값으로 매우 낮은 편차임을 확인하였다. 따라서 순환배관에 연결된 2개의 시료채취배관(순환펌프 A계열, B계열) 중 1개 배관만을 이용하여도 균질화된 시료를 채취할 수 있다고 판단된다.

도쿄전력은 교반·순환 실증실험 종료 후에 10기 탱크의 3개 높이지점에서 채취한 시료를 이용하여 분석한 인산이온, 삼중수소 및 3개 방사성핵종(¹²⁹I, ¹³⁷Cs, ⁶⁰Co)의 농도를 「NRA 제14회 심사회의 자료 1- 2」에 제시하였다(¹³⁴Cs, ¹⁰⁶Ru, ⁹⁰Sr, ¹²⁵Sb은 검출하한치 미만). 도쿄전력은 분

석 결과 중 실험지표인 삼중수소 농도를 바탕으로 삼중수소 농도의 상대 표준편차가 실험 전 8.1 %에서 실험 후 1.9 %로 약 77 % 감소되었으므로 실증실험을 통해 균질성이 확인되었다고 제시하였다. 

검토팀은 인산이온, 삼중수소 및 3개 방사성핵종(¹²⁹I, ¹³⁷Cs, ⁶⁰Co)에 대하여 10기 탱크 간에 균질화가 이루어졌는지, 각 탱크 내에서 균질화가 이루어졌는지를 통계적으로 분석하였다. 적용된 통계 분석방법은 이원 분산분석법(2- way ANOVA, Analysis of Variance)으로 2개 요인(탱크 간, 각 탱크 채취 높이 별)이 종속변수(농도 균질도)에 미치는 영향을 평가하기 위해‘10개 탱크 간 및 측정 높이 별 농도 평균이 같다’라고 귀무가설을 설정하였다. 

그림 III.2- 8은 2개 요인(탱크 간, 채취 높이 별)에 대한 분산분석 결과인 F 값(집단 간 분산÷집단 내 분산)과 신뢰수준 95%(유의수준 α=0.05)를 고려한 F 값이 F 기각치(귀무가설을 기각하기 위해 사용되는 임계값으로 신뢰수준과 표본수(집단 간, 집단 내)에 따라 결정)를 분석대상 별로 비교한 결과이다. 이원 분산분석에 사용된 측정 데이터 및 상세 분산분석 결과는 붙임- III.2- 1에 제시하였다.

☞ 붙임- III.2- 1. 교반·순환 실증실험 측정 데이터 및 상세 분산분석

¹²⁹I를 제외한 평가대상(인산이온, ³H, ⁶⁰Co, ¹³⁷Cs)의 F 값은 귀무가설‘10개 탱크 간 및 측정 높이 별 농도 평균이 같다’에 대한 F 기각치보다 작아 가설은 채택되었다. 즉, 10개 탱크 간 및 각 탱크 내의 농도 분포가 균질하다고 판단된다. 

129^{I의 경우에는 탱크 간 순환에 대한 F 값이 F 기각치를 초과하여 귀무가설이 기각되므로 탱크간의 균질화가 충분하지 않을 가능성이 있는 것으로 분석되었다. 따라서 검토팀은 이러한 분석결과가 실제로 K4 탱크의 균질화에 문제가 있는 것인지 추가적인 원인 분석을 수행하였다.}

129^{I에 대하여 설정된 도쿄전력의 분석 정밀도(검출하한치)는 배출기준치(9 Bq/L 미만)의 1/100인 0.09 Bq/L이므로 측정된}129^{I 농도의 탱크 간 편차는 검출하한치보다 큰 값이다. 따라서 검출하한치에 의한 통계적 오류로 보기는 어렵다.}

검토팀은 B 탱크군에 대한 ¹²⁹I 농도의 상대 표준편차(6.05 %)가 인산이온 농도의 상대 표준편차(10.9 %)보다 작음에도 이원분산분석의 귀무가설이 기각된 사유를 분석하였다. 검토팀은 B 탱크군의 ¹²⁹I 농도 평균(2.01 Bq/L)과 가장 큰 편차를 갖는 B9 탱크의 표준편차가 상대적으로 낮은 점에 주목하였다. B9 탱크의 평균 농도는 2.22 Bq/L로 전체 평균(2.01 Bq/L)에 비하여 10.45 % 크지만 표준편차는 0.03 Bq/L로 매우 작아서, F 값이 기각치를 초과하는데 상당한 영향을 주었을 것으로 보이기 때문이다. B9 탱크와 같이 B10 탱크의 경우에도 B 탱크군 전체 평균(2.01 Bq/L) 보다 평균 농도(2.12 Bq/L)가 높다. 이 두 탱크는 제3인산나트륨 용액이 순환되면서 거의 가장 나중에 도달하는 탱크라는 점에 주목해서, 제3인산나트륨 용액의 순환에 따른 각 탱크 내의 오염수의 pH 변화와 ¹²⁹I의 농도의 상관관계가 있는지 검토하였다. 

검토팀이 주목한 점은 요오드(I)의 화학적 특성에 의한 탱크 간의 용해도의 차이이다. USNRC의 기술보고서(NUREG/CR- 5950) 12쪽에 따르면, 물의 pH가 3에서 5로 증가하면 폐쇄된 용기 내부에 요오드가 물에 용해되지 않고 기체 상태로 존재하는 비율이 0.9에서 0.1로 급격하게 감소한다. 즉, 기체 상태의 요오드가 물에 용해되는 정도는 물의 pH에 따라 크게 달라진다. 

이러한 요오드(I)의 화학적 특성을 바탕으로 제3인산나트륨 용액의 순환에 따른 각 탱크 내의 오염수의 pH 변화와 ¹²⁹I의 농도의 상관관계를 분석한 결과, 탱크 간 ¹²⁹I 농도와 제3인산나트륨 용액에 따른 탱크 간 pH 변화의 연관성이 확인되었다. 따라서 검토팀은 이 실험의 ¹²⁹I의 측정 데이터만으로 탱크 간의 균질화가 불충분하다고 보기는 어렵다고 판단하였다. 이에 대한 검토팀의 상세한 분석 내용은 붙임 III.2- 2에 제시하였다.

☞ 붙임 III.2- 2. 각 탱크 내 pH 변화와 ¹²⁹I 농도의 상관관계 분석

이상의 검토결과에 근거하여, 검토팀은 도쿄전력의 교반·순환 실증실험 결과가 측정·확인설비 내 K4 탱크 교반기 및 순환펌프가 균질화 성능을 입증한다고 판단한다.

검토팀은 측정·확인단계에 해당하는 탱크군의 교반·순환 운전상태를 감시·조정하는 수단이 마련되어 있는지를 도쿄전력 실시계획 제Ⅲ장, 제1.9절에 기재된 측정·확인용 설비 운전관리 개요와 관련 NRA 심사회의 설명자료를 검토하고, 면진중요동에 위치한 중앙감시제어실 현장확인을 통해 확인하였다. 

검토팀은 중앙감시장치 제어반 화면에는 측정·확인용 탱크를 A, B, C군으로 구분하여 각 군별로 운전상태를 표시하고 있음을 확인하였다. 또한, 운전원이 제어반에서 교반기를 작동시킬 수 있으며, 교반기의 소비전력 측정을 통해 교반기의 동작 여부를 감시하고 있음을 확인하였다. 또한, 순환펌프 운전상태(작동, 정지)와 순환 유량이 중앙감시장치 제어반에 표시되며, 고장상태는 전기신호 감지 불능을 통해 인지될 수 있음을 확인하였다. 측정·확인단계 탱크군 내의 순환 유량은 유량계로부터 실시간 감시되며, 유량계에 대한 교정이 정기점검 기간 중 주기적으로 실시되는 정기점검 기간에 수행될 예정임을 현장 질의답변을 통해 확인하였다. 

검토팀은 현장 확인을 통해 이송설비건물 내에 순환펌프, 유량계 및 유량조절밸브가 설치되어 있고, 순환유로 형성을 위해 측정·확인단계에 해당하는 10기의 탱크(1기당 1,000 톤으로 총 10,000 톤 용량)를 연결하여 2대의 순환펌프(용량: 1대 당 160 m³/hr)가 설치되어 있음을 확인하였다. 또한, 실시계획에 제시된 도면과 일치되게 순환펌프 후단에 유량계와 유량조절밸브가 설치되어 있으며, 유량계는 유량측정의 오차를 줄이기 위해 유동의 변화가 적은 직관 부위에 설치되어 있음을 확인하였다. 순환펌프에 대한 성능점검은 주기적으로 실시되는 정기점검 기간 중에 전유량 시험을 통해 수행할 예정임을 현장 질의답변을 통해 확인하였다.

도쿄전력은 실시계획 제Ⅱ장, 제2.50절, 첨부자료- 4(ALPS 처리수 희석방출설비 및 관련 시설에 관한 확인사항)에 교반기 및 순환펌프의 기능·성능과 관련하여 건설·시운전 중 확인사항을 제시하였다. 도쿄전력은 2022년 11월 18일에 측정·확인용 설비에 대한 사용전 검사를 NRA에 신청하였고(신청번호: 폐로발관R4제139호), NRA는 2023년 1월 16일~3월 10일에 사용전검사를 수행하여 2023년 3월 15일에 「측정·확인용 설비 사용전검사 종료증」(원규규발 제2303152호)을 도쿄전력에 교부하였다. 

검토팀은 도쿄전력이 실시계획에 기재된 확인사항과 같이 측정·확인용 설비에 대하여 건설·시운전 중 확인 점검·시험을 수행하였는지와 이와 관련된 NRA의 사용전검사 내용 및 결과를 「측정·확인용 설비 사용전검사요령서」(원규규수 제2211184호01, 2023. 1.) 및 「측정·확인용 설비 사용전검사성적서」(2023. 3.)에 대한 검토를 통해 확인하였다. 아래 표에 요약·정리한 바와 같이, 도쿄전력은 실시계획 기재사항에 부합되게 확인 점검·시험을 실시하였으며, NRA의 교반기 및 순환펌프의 기능·성능에 대한 사용전검사 결과 상에 특이사항이 없음을 확인하였다. 

라. 검토 결과

IAEA GSR Part 5 요건 11(Storage of Radioactive Waste)에 따라 해양 방출하고자 하는 상세분석대상 오염수 검사(방사성핵종 농도 분석)에 대표성 있는 시료가 사용될 수 있도록 교반·순환 실증실험을 통해 균질화 성능이 확인된 설비(교반기, 순환펌프 등) 및 균질화 운전조건이 적용됨을 확인하였다. 방사성핵종에 대한 배출기준을 만족하는 방출대상 오염수는 다음 공정단계로 이송되고, 불만족하는 오염수는 다시 정화될 수 있게 측정·확인용 설비가 구성되어 있음을 확인하였다. 또한, IAEA GSR Part 5 요건 18(Construction and Commissioning)에 따라 실시계획에 기재된 설계사항대로 설비가 설치되었고, 이와 관련된 도쿄전력의 확인 점검·시험 및 NRA의 사용전 검사가 수행되었음을 확인하였다. 

마. 참고 문헌

1) IAEA, GSR Part 5, Predisposal Management of Radioactive Waste (2009)

2) American Nuclear Society, ANS 55.6, Liquid Radioactive Waste Processing System from

Light Water Reactor Plants (2007)

3) 도쿄전력, 후쿠시마현 원자력발전소 안전확보 기술검토회의 8가지 요구사항에 관한 대응에 대하여, 후쿠시마현 원자력발전소 안전확보 기술검토회(제2회) 자료 2- 1 (2023) 

4) USNRC, NUREG/CR- 5950, Iodine Evolution and pH Control (1992)

2.1.2 해수 희석 

가. 검토 분야

희석설비는 방출 대상 오염수를 해수와 희석하여 해양방출 설비의 상류수조로 이송하는 설비이다. 본 검토에서는 희석설비가 방출 대상 오염수를 충분히 희석할 수 있는 성능을 가지고 있는지에 대해 확인하였다. 

나. 검토 요건

해수로 희석된 방출 대상 오염수 내의 삼중수소 농도는 배출목표치(1,500 Bq/L 미만)을 만족하여야 한다.

IAEA GSR Part 5(Predisposal Management of Radioactive Waste) 요건 18(Construction and Commissioning)에 따라 해양방출 시설은 인·허가 문서(safety case)에 기술된 설계에 따라 건설되어야 한다.

다. 검토 내용

희석설비는 해수이송펌프, 해수유량계, 방출 대상 오염수의 이송배관과 연결되는 해수배관헤더와 상류수조, 해수차단밸브 등으로 구성된다. 해수이송펌프는 수직사류형 전동펌프로 방출 대상 오염수(1일 최대 방출량 500 톤)를 최소 100배 이상 희석하기 위한 해수를 이송하는 기기이다. 해수이송설비는 총 3개 계열로 구성되어 있고, 해수이송펌프는 계열 당 1대씩 총 3대가 설치된다. 각 해수이송펌프는 시간당 7,086 톤(170,064 톤/일)의 해수를 이송할 수 있는 용량이다. 해수유량계는 오리피스를 이용하여 차압으로 해수의 유량을 측정한다. 해수이송펌프의 유량은 NRA가 수행하는 사용전검사에서 확인한다. 희석설비에 대한 사용전검사인 통수 및 유량 검사는 각 해수이송펌프를 1대씩 운전하여 해수유량계로 측정한 유량이 시간당 7,086톤 이상임을 확인한다. 

검토팀은 희석설비가 삼중수소 배출목표치(희석된 해수 1 L 당 삼중수소 방사능농도가 1,500 Bq 미만)를 만족할 수 있는 희석능력이 있는지를 검토하였다. 성능 검증의 보수성을 위해 방출 가능한 최대 방사능농도의 삼중수소를 함유한 방출 대상 오염수를 1일 최대 유량으로 방출하는 경우에도 희석설비가 삼중수소를 배출목표치 미만으로 희석할 수 있는지에 대해 검증계산을 하였다. 실시계획에서는 해양에 방출할 수 있는 해수 희석 전 방출 대상 오염수 내 삼중수소의 최대 방사능농도를 1리터 당 100만 Bq로 설정하고 있다. 또한, 해양 방출시설은 방출 대상 오염수를 1일 최대 500 톤까지 방출할 수 있다고 기술하고 있다. 희석설비는 해수이송펌프 총 3대 중 2대를 상시 운전하여 공급된 해수로 방출 대상 오염수를 희석한다. 검증계산 대

상을 ① 방출 대상 오염수, ② 해수, ③ 방출 대상 오염수를 희석한 해수로 각각 나누어 산정하면 다음과 같다.

① 방출 대상 오염수의 1일 최대 방출량 중 삼중수소 최대 방사능량 계산

⦁방출 대상 오염수 1일 최대 방출량: 500 톤/일

⦁방출 대상 오염수 내 삼중수소 방사능 최대 방사능농도: 100만 Bq/L = 10⁹ Bq/톤

⦁방출 대상 오염수 1일 최대 방출량 내 삼중수소 최대 방사능량

· 최대 방출 유량 × 삼중수소 최대 방사능농도:

② 희석용 해수 1일 공급 유량 계산

⦁해수 이송 펌프 공급 유량: 170,064 톤/(일.대)

⦁해수 이송 펌프 2대 운전시 해수 공급 유량

· 170,064 톤/(일.대) × 2대 = 3.40128 × 10⁵ 톤/일

③ 방출 대상 오염수를 희석한 해수 내의 삼중수소 방사능농도

해양방출할 수 있는 삼중수소 최대 방사능농도(100만 Bq/L)의 방출 대상 오염수를 1일 최대 방출 유량(500 톤/일)으로 방출하고, 해수이송펌프 3대 중 2대를 가동하여 희석하는 경우에 대해 검증 계산한 결과, 방출되는 해수 내의 삼중수소 농도는 1,468 Bq/L로 계산되었다. 계산된 방출 대상 오염수를 희석한 해수 내의 삼중수소 농도(1,468 Bq/L)는 실시계획에서 설정한 방출 해수 내의 삼중수소 배출목표치(1,500 Bq/L 미만)를 만족함을 확인하였다.

희석설비를 구성하는 방출대상 오염수 유량계와 해수 유량계, 측정확인 설비의 삼중수소 분석과정에서 발생할 수 있는 계측의 불확도가 존재한다. 삼중수소 방사능 최대값의 오염수를 1일 최대 유량으로 방출하는 상황에서 유량계 등 계측기 불확도를 반영할 경우 방출 해수 내의 삼중수소 배출목표치(1,500 Bq/L 미만)에 근접하거나 초과할 가능성이 있다. 이와 관련한 도쿄전력의 심사회의 자료(제13회)를 검토한 결과, 도쿄전력측은 유량계, 삼중수소 계측기 등 계측기의 최대 불확도를 가정하여도 방출 해수 내의 삼중수소 배출목표치를 유지할 수 있는 운영 제한값 설정방안을 제시하였다. 또한, 도쿄전력은 연간 삼중수소 방출량(22조 Bq 미만)을 만족시키기 위해 오염수의 이송유량을 조절하는 계획을 제시하였다. 도쿄전력 측이 가정한 불확도와 이를 고려하여 설정 예정인 운영 제한값 설정방안을 검토한 결과, 운영 제한값 설정과정에 각 유량계와 계측과정에서의 최대 불확도를 보수적으로 적합하게 반영할 수 있도록 제시되어 있어 해수 내 삼중수소 배출목표치를 만족시킬 수 있음을 확인하였다. 

해수배관헤더(모관) 내로 유입되는 방출 대상 오염수의 양은 이송설비에 설치된 오염수 유량조

절밸브의 개도(열림 정도)로 조절된다. 방출 대상 오염수 유량조절밸브의 개도는 오염수 내 삼중수소 방사능농도(가변값), 해수의 유량(고정값, 시간당 7,086 톤/대), 희석한 해수내 삼중수소 방사능농도(고정값, 1,500 Bq/L 미만)으로 결정된다. 즉, 방출 대상 오염수 유량 제어시스템은 측정·확인용 설비에서 계측한 삼중수소 방사능농도와 고정된 해수 유량 및 희석 후 해수내 삼중수소 방사능농도를 이용하여 이를 만족시킬 수 있는 방출 대상 오염수의 유량을 산정한다. 오염수 유량 제어시스템이 산정된 유량에 해당되는 유량제어밸브 개도값을 설정하면 해당 개도값에 맞게 밸브가 열려 설정된 유량이 해수배관헤더로 유입되도록 설계되어 있다. 방출 대상 오염수 유량 제어시스템을 현장 확인한 결과, 오염수 유량조절밸브의 개도는 중앙감시제어실의 전산시스템이 자동으로 설정하도록 되어 있음을 확인하였다.

방출 대상 오염수가 해수에 완전히 희석되기 위해서는 방출 대상 오염수와 해수가 만나는 해수배관헤더 내에서 균일하게 혼합되어야 한다. 도쿄전력은 해수배관헤더 내에서 방출 대상 오염수가 해수와 균일하게 혼합되는 지를 확인하기 위해 전산 시뮬레이션을 수행하고, 그 계산 결과를 NRA와의 심사회의 자료(제13회)에 제시하였다. 시뮬레이션 결과는 해수배관헤더 내에 방출 대상 오염수가 유입된 지점(⓪)부터 16.6 m 떨어진 직관 중앙지점(④)에서 방출 대상 오염수의 농도 최대치가 0.30 %까지 감소하여 배관 내에 전체적으로 혼합된 결과를 보여준다. 시뮬레이션 결과를 검증하기 위해 해수배관헤더 직관 입구 지점(③)에서의 레이놀즈 수(Re)를 계산하였다. 레이놀즈 수는 유체의 관성력과 점성력의 비율로 유동상태를 검증하는 척도로 사용된다. 일반적으로 레이놀즈 수가 4,000을 초과시점에서의 배관 내 유동상태를 난류(turbulent) 유동이 시작되는 상태로 간주한다. 

방출 대상 오염수와 희석용 해수가 혼합되어 유동하는 해수배관헤더 직관 입구 지점(③)에서의 레이놀즈 수는 난류가 시작되는 값(4,000)보다 매우 큰 값(4.86×10⁷)으로 계산되었다. 이러한 계산결과는 방출 대상 오염수(담수 또는 해수)와 해수의 화학적 조성(물)이 동일하고, 유체(해수 또는 담수)의 점성이 매우 낮은 점이 고려된 결과이다. 따라서 방출 대상 오염수 공급 지점에서 16.6 m 떨어진 배관 내에서는 오염수와 해수가 완전히 발달한 난류로 유동될 것으로 예상되므로 시뮬레이션 결과는 공학적으로 타당한 것으로 판단된다. 

해수배관헤더에서 해수와 혼합된 방출 대상 오염수는 상류수조를 거쳐 하류수조, 해저터널(1 km)을 지나 해저 방수구를 통해 해양으로 방출된다. 상류수조는 ㄷ자형 구조로 해수배관헤더에서 유입된 오염수 혼합 해수는 ㄷ자로 우회하여 하류수조로 방류된다. 해수배관이 연결된 부위에 위치한 상류수조의 깊이는 약 7 m이고, 상류수조와 하류수조가 연결되는 벽체의 높이는 약 5 m이다. 따라서, 상류수조에 유입되는 오염수 혼합 해수의 양이 증가하여 하류수조 연결부 벽체 높이(약 5 m)를 초과하면 하류수조로 유입되어 해양으로 방출되도록 설계되어 있다. 상류수조의 구조에 대해 검토한 결과, ㄷ자 형태로 설계한 것은 계절 등의 영향으로 해수와 오염수 간의 온도차가 생길 경우 발생될 수 있는 열성층 현상을 방지할 수 있다는 측면에서 타당한 설계로 판단된다. 또한, 하류수조 연결부 벽체 높이(약 5 m)로 인해 하류수조를 통한 해양방출 시작 전 상류수조에 오염수를 희석한 해수를 채운 후 해수 내의 삼중수소 측정용 시료를 채취할 수 있도록 설계되어 있다.

하류수조 연결부 벽체 높이(약 5 m)로 인해 시료 채취는 가능하나 오염수 해양방출 이후에도 상류수조에는 오염수와 혼합된 해수가 잔류할 수 있다. 상류수조에 오염수와 혼합된 해수가 남아 있다면 다음 방류시 상류수조에서 채취되는 삼중수소 시료 분석결과에 영향을 미칠 수 있다. 이에 따라 검토팀은 한일 기술회의(2023. 6. 26.)에서 도쿄전력 측에 실제 해양방출 설비 운영 시 상류수조에서의 방출 절차에 대해 질의하였으며, 도쿄전력 측은 다음과 같이 설명하였다. 

① 해양방출 전 시료 채취를 위해 상류수조 내로 오염수를 희석한 해수를 방출할 때 상류수조 내에 잔류수가 있을 경우에는 정확한 시료채취를 위해 가설펌프를 이용하여 잔류수를 하류수조로 방류한다. 

② 빈 상류수조에 해수로 희석한 방출대상 오염수를 만수위가 되기 전까지 채우고 시료를 채취한다. 

③ 삼중수소 배출목표치(1,500 Bq/L 미만)를 불만족할 경우에는 고압흡입차 등 회수장비를 이

용하여 전량 회수하고, 삼중수소 배출목표치 이내일 경우에는 하류수조로 연속 방출을 시작한다. 

도쿄전력 측 답변을 검토한 결과, 상류수조에 잔류하는 오염수와 혼합된 해수가 제거됨에 따라 잔류 해수가 상류수조에서 채취되는 삼중수소 시료 분석결과에 미칠 수 있는 영향이 없음을 확인하였다.

현장 확인을 통해 펌프, 유량계, 밸브 등 각 기기의 설치 위치 및 상태를 확인하였다. 중앙제어감시실 현장점검을 통해 해수이송펌프의 제어상태를 확인한 결과, 운전원은 중앙제어감시실의 제어반을 통해 해수이송펌프의 운전을 제어하고 동작상태를 감시하고 있음을 확인하였다. 해수이송펌프에 대한 성능감시는 주기적으로 실시예정인 정기점검 기간 중에 전유량 시험을 통해 수행할 예정임을 확인하였다. 해수유량계는 오리피스를 이용하여 차압으로 유량을 측정하는 방식으로 해수펌프 후단에 직렬로 연결되어 있는 역지밸브와 전동밸브 후단에 설치되어 있음을 확인하였다. 집중감시실 현장점검을 통해 해수이송펌프 유량계의 제어상태를 확인한 결과, 운전원이 제어반을 통해 해수유량을 실시간 감시할 수 있음을 확인하였다. 

라. 검토 결과

희석설비의 해수이송펌프의 용량은 방출 대상 오염수의 삼중수소 농도를 최소 100배 이상 희석할 수 있는 해수를 공급할 수 있는 용량이고, 일일 최대 유량, 최고 농도의 삼중수소가 포함된 방출 대상 오염수를 희석하여도 삼중수소 배출목표치(1,500 Bq/L 미만)를 달성할 수 있음을 확인하였다. 해수배관헤더 내에서 방출 대상 오염수와 해수의 혼합상태를 전산 시뮬레이션한 결과를 검토하고 유동특성을 평가한 결과, 방출 대상 오염수와 해수가 균일하게 혼합됨을 확인하였다. 

해수배관헤더와 연결된 상류수조는 ㄷ자 형태로 설계되어 열성층 현상을 방지하고 시료채취가 가능하도록 설계되어 있음을 확인하였다. 오염수 해양 방류이후 상류수조 내 잔류 해수를 제거하는 절차가 수립되어 상류수조 시료에 대한 삼중수소 분석에 미치는 영향이 없음을 확인하였다. 또한, 운전원이 중앙감시제어실에서 해수이송펌프와 해수유량계의 운전상태를 실시간 감시할 수 있음을 확인하였다. 상기의 설계자료 검토결과와 현장 점검결과를 종합한 결과, 희석설비는 삼중수소 배출목표치와 IAEA GSR Part 5 요건 18을 만족하도록 설계되었음을 확인하였다.

마. 참고 문헌

1) IAEA GSR Part 5, Predisposal Management of Radioactive Waste (2009)

2) 도쿄전력, ALPS 처리수 희석 방출 설비 및 관련 시설의 신설에 대해서, ALPS 처리수 심사회의(제13회) 자료 1- 1 (2023. 3. 18.)

2.2 이상 사건

도쿄전력은 후쿠시마 원전 오염수 방출시설에서 의도하지 않은 상태로 오염수가 해양으로 방출되는 사건을 ‘이상 사건’이라고 규정하고 이에 대한 대비책을 수립하였다. 검토팀은 도쿄전력이 고려한 이상 사건의 발생 원인을 검토한 후, 우리나라에 대한 영향 관점에서 이상 사건을 “배출기준을 초과하는 오염수 해양방출”이라고 규정하고, 이러한 이상 사건을 초래할 수 있는 사건을 선별하여 확률론적안전성평가(PSA)에서 사용하는 고장수목 형태의 논리도를 그림 III.2- 10과 같이 작성하였다.

그림 III.2- 10의 논리도에서 보듯이, 검토팀은 ‘배출기준을 초과하는 오염수 해양방출’을 초래하는 사건의 분류로 삼중수소 이외의 방사성물질 확인 불량 상태에서의 방출, 삼중수소 농도 확인 불량 및 1,500 Bq/L 이상으로 방출, 설비로부터의 누설 등 3가지를 선정하였다. 

첫 번째 사건 분류에서는 상세핵종 분석을 위한 샘플링이 불량하거나, 분석이 잘못되었거나, 시료 균질화가 부족하거나 또는 운전원이 희석설비로 이송할 방출대상 오염수 탱크를 잘못 선정(즉, 측정·확인용 설비의 K4 탱크군 3개 중에서 방출대상 탱크군을 잘못 선정하는 인적 오류를 말함)하는 사건을 삼중수소 이외의 방사성물질 확인 불량 상태에서의 방출을 초래할 수 있는 사건으로 선정하였다. 이러한 사건들은 기본적으로 중앙감시제어실에서 운전원의 인적 실수로 발생하는 것이 대부분이며, 도쿄전력이 이에 대한 방지대책으로 제시한 오조작 방지 방안에 대한 검토팀의 검토결과는 「2.2.1 오조작 방지」에 기술하였다. 인적 실수 이외에, 교반 설비(순환펌프 작동 중단 등)의 고장 등 설비 고장이 원인이 되는 경우도 있으나, 이런 경우 중앙감시제어실에서 운전원이 설비의 이상을 인지할 수 있고 그에 따라 핵종 측정 등 후속 작업

을 중단할 수 있으므로, 검토팀은 이러한 설비 고장에 대하여 중앙감시제어실에서의 감시를 통해 실제 방출을 방지할 수 있다고 판단한다.

두 번째 사건 분류는 삼중수소가 배출기준을 초과하여 방출되는 경우이다. 이 경우는 삼중수소의 농도 확인에 오류가 있거나 또는 설비의 고장이나 오작동으로 삼중수소의 희석이 불충분하여 발생할 수 있다. 삼중수소의 농도 측정의 오류는 다른 방사성핵종과 마찬가지로 측정·확인 공정에서 발생하는 인적 실수와 연계되므로 「2.2.1 오조작 방지」에서 기술한 대비책에 포함된다. 또한 검토팀은 그림 III.2- 10에서 희석이 불충분한 경우에 해당하는 사건으로 외부전원상실로 인해 희석이 되지 않는 경우, 오염수 이송량이 많은 경우 또는 희석용 해수의 양이 부족한 경우를 선정하였다. 세 경우 모두 실제로 방출이 진행되고 있는 상태에서 발생할 수 있는 사건이므로, 이상 사건으로 악화되는 것을 방지하기 위해서는 오염수의 방출 자체를 긴급하게 차단하는 대책이 필요하다. 검토팀은 이러한 사건에 대한 도쿄전력의 긴급 차단 대책에 대하여 검토하고 그 결과를 「2.2.2 긴급차단」에 기술하였다.

세 번째 사건 분류는 방출설비의 정상적인 방출 경로가 아니라 방출설비의 여러 단계 중 하나 이상에서 누설이 발생하여 해양으로 오염수가 방출되는 사건을 말한다. 희석되기 전의 방출 대상 오염수를 저장한 탱크나 또는 이송용 배관에서 누설이 발생하는 경우에 해당하며, 검토팀은 이러한 누설의 발생에 대비하여 도쿄전력이 수립한 누설의 방지 및 누설이 발생한 경우의 대책에 대하여 검토를 수행한 결과를 「2.2.3 누설발생 및 확대 방지」에 기술하였다.

2.2.1 오조작 방지

가. 검토 분야

본 검토에서는 후쿠시마 오염수의 해양방출 시설의 오조작을 방지하기 위한 조치의 적절성을 확인하였다.

나. 검토 요건

IAEA GSR Part 3 요건 15(Prevention and mitigation of accident)에 따라 해양방출 시설은 적절한 공학적 관행을 적용하고, 사고 방지 및 사고 완화를 위하여 현실적인 대응책을 적용해야 한다. 

다. 검토 내용

검토팀은 오조작 방지와 관련하여 도쿄전력에서 제시한 내용을 검토하여 인적오류를 방지하기 위한 공학적 연동잠금장치(이하 ‘인터록’)와 관리적 조치방안이 마련되어 있음을 확인하였으며, 세부적인 사항은 다음과 같다.

측정・확인공정에서 대상 탱크군을 선택하고 실행조작을 하면 이후는 다음 그림과 같이 자동으로 동작되도록 설계되어 있음을 확인하였다. 탱크군 내 혼수 및 오방출이 없도록 감시·제어장치는 선택 탱크군만 가동하는지, 경계밸브가 모두 닫혀 있는지를 체크하는 인터록이 설치되어 있음을 확인하였다. 또한, 교반기기와 순환펌프를 기동하여 경과된 시간과 순환 유량 누적치를 계산하여 운전원에게 통보하는 시스템을 운영하고 있음을 확인하였다. 

측정·확인공정상 오조작 방지를 위해 ‘측정·확인공정 대기중’이 아닌 탱크군은 다음 공정으로 진행하지 않는 인터록이 설치됨을 확인하였다.

분석 장치로 측정한 이후 시스템으로 확인·승인작업을 실시(사람에 의한 계산이나 기재는 하지 않음)하며, 시스템으로 실시된 행위는 모두 기록으로 남도록 설계되었음을 확인하였다.

이송설비/희석설비 운용절차에서 삼중수소 농도는 본 보고서 3.2.2절(해수희석)에서 설명한 바와 같이 오염수의 배출 유량을 결정하는 데 사용되므로, 스캐너 등 공학적 방법으로 인적 개입 없이 중앙전산시스템에 등록(등록값은 복수 작업자가 체크)함을 확인하였다.

감시·제어장치에는 오방출이 없도록 선택 탱크군이 측정·확인공정을 완료하였는지, 다른 탱크군과의 경계밸브가 완전히 닫혔는지 등을 체크하는 인터록이 설치되어 있음을 확인하였다.

감시·제어장치에는 방출공정 시 오조작 방지를 위해 해당 탱크군의 공정 진행과 연계하여 분석결과 입력, 방출조작키 입력 등의 인터록이 설치되어있음을 확인하였다. 

라. 검토 결과

검토팀은 측정·확인공정 및 이송·희석 설비의 각 운용단계에서 인적오류 발생 가능성을 낮출 수 있도록 감시·제어장치에 인터록 설치, 제3자에 의한 더블체크 등의 방안이 수립되어 IAEA GSR Part 3 요건 15를 만족함을 확인하였다.

마. 참고 문헌

1) IAEA, GSR Part 3, Radiation Protection and Safety of Radiation Sources : International

Basic Safety Standards (2014)

2) 도쿄전력, ALPS 처리수 희석 방출 설비 및 관련 시설의 신설에 대해서, ALPS 처리수 심사회의(제10회) 자료 1- 1 (2022. 2. 25.)

3) 도쿄전력, ALPS 처리수 희석 방출 설비 및 관련 시설의 신설에 대해서, ALPS 처리수 심사회의(제7회) 자료 1- 1 (2022. 2. 1.)

2.2.2 긴급차단

가. 검토 분야

해양방출 시설은 비정상 상황을 감지하면 자동으로 긴급차단밸브가 닫히도록 함으로써 관리되지 않은 오염수의 해양방출을 방지할 수 있도록 설계되었으며, 해양방출 시설의 운전현황은 중앙감시제어실 내 해양방출 시설 감시제어장치에서 감시 및 제어가 가능하다. 본 검토에서는 정상운전 중 시설의 감시·제어 기능, ALPS를 통해 처리된 오염수의 해양방출 시설에 이상 사건이 발생한 경우 배출 중지를 위한 긴급차단밸브 기능의 타당성, 배출 중지를 위한 고장- 안전 설계의 타당성을 확인하였다.

나. 검토 요건

IAEA GSR Part 5(Predisposal Management of Radioactive Waste) 요건 17(Location and Design of Facilities)에 따라 방사성폐기물 처분전 관리시설인 해양방출 시설은 정상 및 가능한 사고조건을 고려하여 예상되는 운영기간 동안 안전성을 보장할 수 있도록 설계되어야 한다. 설계특성은 규제요건뿐만 아니라 방사성폐기물의 특성, 재고량, 잠재적인 방사선학적 위험을 고려하여 설정되어야 한다.

IAEA GSR Part 5 요건 18(Construction and Commissioning)에 따라 해양방출 시설은 인·허가 문서(safety case)에 기술된 설계에 따라 건설되어야 하며, 설비가 계획한 대로 작동하는지를 확인하기 위한 시운전이 수행되어야 한다. 

IAEA GSR Part 3 요건 15(Prevention and mitigation of accident)에 따라 해양방출 시설은 적절한 기술적 선례를 적용하고, 사고 방지 및 사고 발생 시 결과 완화를 위한 현실적인 대응책을 적용해야 한다. 

다. 검토 내용

1) 해양방출 시설 감시·제어 기능

해양방출 시설은 감시제어장치를 통해 공정변수 및 경보를 감시하고, 설비를 제어한다. 검토팀은 이러한 감시·제어 기능이 적절하게 이뤄질 수 있는지 확인하기 위해 현장 시찰 시 면진중요동에 위치한 중앙감시제어실의 해양방출시설 감시제어장치를 확인하였다.

검토팀이 실시계획 및 심사회의 자료를 통해 확인한 결과, 해양방출 시설의 감시·제어는 긴급차단밸브 현장 제어반에서 수집한 정보를 이용하며, 이 정보는 면진중요동에 위치한 중앙감시제어실의 해양방출 시설 감시제어장치로 보내져 해양방출 시설의 감시·제어를 통합적으로 수행하게 된다. 중앙감시제어실을 현장확인한 결과, 중앙감시제어실에 설치된 해양방출 관련 설비의 감시제어장치는 인간- 기계연계 계측제어설비 기반으로 구현되어 있음을 확인하였다. 감시제어장치에서는 총 4개의 화면을 통해 측정·확인 설비, 이송설비, 희석설비에 설치된 펌프, 밸브들의 기동·정지와 같은 제어가 가능하고, 유량과 같은 공정값이 지시·기록되고, 설비에서 발생한 경보가 표시된다. 감시제어장치의 화면은 운전원의 필요에 따라 원하는 화면을 띄워 감시 및 제어가 가능하며, 경보창 및 경보 리스트를 띄워 감시가 가능하다. 검토팀은 중앙감시제어실에서 긴급차단밸브의 자동 닫힘 동작을 위한 공정 변수가 모두 감시됨을 확인하였으며, 해양방출과 관련된 키 스위치가 설치되어 있음을 확인하였다.

검토팀은 현장시찰 중 중앙감시제어실과 관련된 질의답변을 수행하였으며, 중앙감시제어실은 5조 2교대로 24시간 항시 8명의 운전원이 상주하고, 운전원이 각자 담당하는 제어반이 배정되어 있어, 경보 발생 등의 비정상 상황에 대응 가능함을 확인하였다. 중앙감시제어실의 감시제어장

치는 이중화되어 있어 하나의 연산기 고장 시 후비(backup) 연산기가 자동 투입된다. 해양방출 시설 감시제어장치의 전원은 면진중요동에 설치된 무정전 전원 설비에서 공급된다. 만일 면진중요동에 공급되는 외부 전원이 모두 상실된 경우, 무정전 전원 설비로부터의 전원이 공급되며, 무정전 전원 설비는 면진중요동 발전기를 기동하여 전원을 복구하는 시간 동안의 필요한 용량을 제공할 수 있도록 설계되었다. 

2) 긴급차단밸브

긴급차단밸브는 오염수의 해양방출 중 이상상태가 발생한 경우, 오염수의 해양방출을 차단하기 위해 닫힘 작동하는 밸브이다. 긴급차단밸브의 차단기능을 확인하기 위해 현장설치 상태, 차단신호 구성의 타당성을 검토하였다. 

실시계획 및 심사회의 자료를 검토한 결과, 긴급차단밸브는 긴급차단밸브- 1, 2로 구성되며, 방출 경로상에 직렬로 배치됨을 확인하였다. 

검토팀은 현장시찰 중 긴급차단밸브- 1, 2의 현장 설치상태를 확인하였다. 전동기로 구동되는 긴급차단밸브- 1이 설치된 현장을 점검한 결과, 긴급차단밸브- 1은 쓰나미로부터 보호받는 2m 높이의 방조제 내측 지역(해발 11.5m 기준, 총 13.5m 높이)의 일반직원의 출입이 통제되는 전기기기실 내에 위치하며, 방출대상 오염수 유량조절밸브 후단에 설치되어 있음을 확인하였다. 긴급차단밸브- 1 전후단에는 시험 및 정비를 위한 수동차단밸브가 설치되어 있으며, 이송 펌프, 방사선 감시기 등의 주요설비가 실시계획에 제시된 대로 설치되어 있음을 확인하였다. 이송배관 파단에 따른 전기기기실 내부 침수에 대비하여 긴급차단밸브- 1 등 관련 기기들이 바닥으로부터 30cm 정도 이격되어 설치되어 있고, 배수로를 설치하였음을 확인하였다. 해당 배수로에는 긴급차단밸브- 1 등 관련 기기로부터의 누설을 감시하기 위한 누설감시기가 설치되어 있음을 확인하였다. 

공기구동의 긴급차단밸브- 2가 설치된 현장을 점검한 결과, 긴급차단밸브- 2는 희석용 해수배관헤더와 이송설비의 방출대상 오염수 이송배관 연결부에 근접하여 설치되어 있으며, 긴급차단밸브- 2 전·후단에는 시험 및 정비를 위한 수동차단밸브가 설치되어 있음을 확인하였다. 긴급차단밸브- 2는 압축공기로 구동되는 공기구동밸브(AOV)이며, 긴급차단밸브- 2의 구동에 필요한 압축공기는 현장에 설치된 실린더형 압축공기 용기로부터 제공됨을 확인하였다. 

긴급차단밸브 현장 제어반은 다핵종 이송설비 건물의 별도 격실과 모터구동 긴급차단밸브- 1이 설치된 전기기기실 내부의 별도 격실에 설치되어있으며, PLC(Programmable Logic Controller) 기반으로 이중화되어 있음을 확인하였다.

실시계획 및 심사회의 자료를 검토한 결과, 오염수의 해양방출 중 발생 가능한 이상 상태를 감시하여 긴급차단밸브를 자동 차단하는 정지신호는 총 9개로 다음과 같다. 

① ALPS 오염수 유량계 고장(상·하한 범위 초과)

② 해수 유량계 고장(상·하한 범위 초과)

③ ALPS 오염수 고유량 

④ 해수 저유량

⑤ ALPS 오염수 이송펌프 정지

⑥ 해수 이송펌프 정지

⑦ 방사선 감시기 고장

⑧ 고 방사선량

⑨ 긴급차단밸브 현장 제어반 이중화 통신 비정상

위 신호에 추가하여 운전원의 판단에 따라 긴급차단밸브를 수동으로 작동시킬 수 있다. 운전원은 중앙제어실에서 인간- 기계연계 제어설비 화면에 표시된 긴급정지 버튼을 클릭하여 긴급차단밸브를 닫을 수 있으며, 수동 긴급정지의 경우에도 위 ①~⑧의 정지신호와 동일한 신호가 발생하여 자동으로 긴급차단밸브- 1, 2가 차단된다. ⑨ 긴급차단밸브 현장 제어반 이중화 통신 비정상 신호의 경우, 이중화된 통신선로의 한쪽 통신선로의 이상(긴급차단밸브- 1, 2 제어반간 또는 긴급차단밸브- 1과 중앙감시제어실내 감시제어장치간 등)과 같은 상황을 가정하며, 이때 다른 한쪽의 통신선로로 정상적인 통신이 가능하고, 실제 설비의 운전에는 비정상이 없으므로 정상정지를 위한 절차를 따른다. 

해양방출 시설은 오염수의 해양방출과 관련하여 긴급차단밸브를 작동시키는 8개의 신호 외에도 방출 유량을 서서히 줄여 정지하는 정상정지 신호가 설계되어 있다. 정상정지는 K4 탱크에 저장된 오염수가 모두 방출된 방출 종료단계에서 K4 탱크의 수위가 감소하는 신호를 감지하여 자동으로 작동한다. 또한 운전원은 해양방출 설비의 상태 등을 고려하여 수동 긴급정지를 수행하거나 수동 정상정지시킬 수 있다. 기술회의를 통해, 운전원이 수동 긴급정지를 수행해야 하는 상황은 긴급차단밸브가 자동으로 작동해야 하는 상황이 발생하였음에도 긴급차단밸브가 자

동으로 작동하지 않은 경우임을 확인하였다. 수동으로 정상정지를 수행해야 하는 상황으로는 일본 기상청 경보, 방송, Fax 등의 방법으로 통보되는 진도 5약 이상의 지진 경보, 쓰나미 경보, 토네이도 경보, 해수위 고조(해양의 수위가 높은 상태)경보 상황과, 그 외 운전원의 판단으로 방출 정지가 필요한 상황으로 정의하였다. 추가로 해역감시 결과 이상치가 검출된 경우에도 수동 정상정지 절차에 따라 방출을 정지함을 확인하였다.

검토팀은 긴급차단밸브의 차단신호 선정의 타당성을 검토하였다. 방출설비는 측정·확인 및 이송설비에서 처리된 오염수가 희석설비에서 처리되는 해수와 혼합하여 방출되는 구조를 갖는다. 배출기준을 만족하는 오염수가 정상적인 유량으로 해수 헤더로 공급되고 정상적인 해수 희석수 유량이 해수 헤더로 공급되는 정상운전 상태에서 기준치 이상의 방사능을 갖는 오염수가 해양으로 방출되는 비정상적 상황은 측정·확인 및 이송설비의 오염수 유량이 적정치를 초과하여 공급되는 상황과 희석설비에서의 해수 유량이 적정치 미만으로 공급되는 상황으로 구분할 수 있다.  측정·확인 및 이송설비의 오염수 유량이 적절치를 초과하는 상황을 감지할 수 있는 공정변수는 이송 설비의 유량변수이며, 희석설비의 해수 유량 적정치 미만인 상황을 감지할 수 있는 공정변수는 희석 설비의 유량변수이다. 추가로 K4 탱크로부터 제공되는 오염수의 처리농도가 정상상태 보다 높은 상황을 감지할 수 있는 공정변수는 방사선 감시기 검출값이다. 

검토팀은 이들 신호 감지 방법이 긴급차단밸브의 차단신호에 모두 포함되어 있는지를 검토하였으며, 검토결과는 다음과 같다.

-  긴급차단밸브의 차단신호 중 측정·확인 및 이송설비의 방출대상 오염수 유량이 적정치를 초과하는 상황을 감지하는 변수는  ③ ALPS 오염수 고유량이며, 추가로 이송설비의 비정상을 감지하는 변수로 ① ALPS 오염수 유량계 고장 및 ⑤ ALPS 오염수 이송 펌프 정지가 설정되어 있다. 

-  긴급차단밸브의 차단신호 중 희석설비의 해수 유량이 적정치 미만으로 감소하는 상황을 감지하는 변수는 ④ 해수 저유량 및 ⑥ 해수 이송펌프 정지이며, 추가로 해수 이송설비의 비정상을 감지하는 변수로 ② 해수 유량계 고장이 설정되어 있다. 

-  긴급차단밸브의 차단신호 중 K4탱크로부터 제공되는 오염수의 처리농도 등이 정상상태 보다 높은 상태를 감지하는 변수는 방사선 감시기의 ⑧ 고방사선량이 있으며, 추가로 방사선 감시기의 비정상을 감지하는 변수로 ⑦ 방사선 감시기 고장이 설정되어 있다.

이와 같이 긴급차단밸브 작동신호에는 측정·확인 및 이송설비의 유량 비정상 감시, 희석 설비의 유량 비정상 감시 외에도 각 설비의 비정상을 감시하는 변수값들이 포함되어 있고, 오염수의 처리농도 등이 정상상태보다 높은 상태를 감시하는 변수들이 포함되어 있음을 확인하였다. 또한, 중앙감시제어실에서 긴급정지 버튼을 운전원의 판단에 의해 조작한 경우에도 긴급정지 기능이 자동으로 수행될 수 있음을 확인하였다. 

3) 고장- 안전 설계

오염수의 방출 운전 중 이상이 발생한 경우 긴급차단밸브는 닫힘작동하도록 되어 있으며, 닫힘작동을 수행하기 위한 전원, 통신, 제어기 등에 이상이 발생한 경우에도 신뢰성 있는 닫힘작동이 가능한지 확인하기 위해 긴급차단밸브의 고장- 안전 설계에 대해 검토하였다. 

긴급차단밸브 및 제어기의 전원상실과 관련하여, 해양방출 시설의 전원구성은 기본적으로 외부로부터 2계열 다중 전원을 공급받으며, 하나의 전원이 상실되더라도 나머지 다른 한 모선으로부터 전원 공급이 가능하다. 긴급차단밸브 자체의 구동 전원 상실 시, 모터구동의 긴급차단밸브- 1은 내부 스프링 메커니즘에 의해 자동 닫힘작동하며, 공기구동의 긴급차단밸브- 2는 실린더의 스프링 메커니즘에 의해 자동 닫힘작동한다. 긴급차단밸브 제어기의 전원 또한 2계열의 다중 전원을 공급받으며 한쪽 모선의 전원 상실 시 자동으로 다른 쪽으로 절체되는 절체스위치를 통해 전원을 공급받는다. 긴급차단밸브 제어기에 전원을 공급하는 2계열 다중 모선 간의 전원절체 및 정전 등에 대비하여 10분 용량의 무정전 전원설비가 설치되어 있음을 확인하였다. 긴급차단밸브 제어반의 전원이 상실된 경우, 긴급차단밸브 제어반에서 제어신호가 출력되지 않으며, 이로 인해 긴급차단밸브는 닫힘작동함을 확인하였다.

긴급차단밸브를 제어하는 현장 제어반 및 통신선로는 이중화되어 있어 한쪽의 고장에도 긴급차단밸브를 정상적으로 감시·제어 및 차단할 수 있다. 이중화된 통신선로 중 한쪽 통신선로의 

이상은 긴급차단밸브의 차단조건(⑨ 긴급차단밸브 현장 제어반 이중화 통신 비정상)으로 반영되어 있어 이중화된 통신선로 비정상시 긴급차단밸브는 자동으로 차단된다. 

검토팀은 이상의 검토내용에 추가하여 수격현상 방지 설계 및 사용전검사 결과를 검토하였다. 

도쿄전력 실시계획 및 NRA 심사회의 자료에 따르면, 긴급차단밸브- 2는 짧은 시간(2초 이내)에 밸브를 닫아 방출대상 오염수의 유동을 차단해야 하므로 급속 닫힘에 따라 수격현상(Water Hammering) 발생가능성이 있다. 도쿄전력은 긴급차단밸브- 2의 밀폐장치를 3- Way 방식을 채용하여 밸브 닫힘시 유로가 변경되어 유동차단에 따라 발생할 수 있는 수격현상 방지설계를 하였음을 확인하였다. 검토팀은 긴급차단밸브- 2의 닫힘으로 발생하는 방출대상 오염수의 우회 유로가 외부로 누설되는 것을 방지하기 위해 우회 유로 및 저장탱크(용량: 3톤)를 설치하였음을 현장 확인하였다. 저장탱크의 용량은 긴급차단밸브- 1과 긴급차단밸브- 2가 작동하였을 때 두 밸브 사이의 배관에 존재하는 방출대상 오염수 양(1.1톤)을 고려하여 설계하였음을 확인하였다. 

검토팀은 도쿄전력측에 긴급차단밸브- 1,2의 시험결과에 대한 열람을 요청하여 사용전검사 기록을 열람 및 검토하였다. 시험기록을 확인한 결과, 도쿄전력은 긴급차단밸브 닫힘신호 논리회로에 대한 점검을 수행하였음을 확인하였다. 도쿄전력은 총 10개의 긴급차단밸브 차단 작동 신

호(9개 자동동작 + 1개 수동작동)에 대해 총 42개의 시험 케이스로 세분하였으며, 모의신호를 주입하여 긴급차단밸브의 닫힘신호가 출력됨을 확인하였다. NRA는 도쿄전력이 수행한 긴급차단밸브 논리회로 시험결과를 확인하였다. 또한 검토팀은 도쿄전력이 현장에서 추가로 설명한 긴급차단밸브에 대한 차단시험 동영상(수동작동 신호)을 열람하여 긴급차단밸브가 요구되는 닫힘시간 이내(긴급차단밸브- 1: 10초 이내, 긴급차단밸브- 2: 2초 이내)에 닫혀 정상 작동함을 확인하였다. 

또한, 도쿄전력은 K4 탱크에 저장된 오염수가 아닌 후쿠시마 제1원전 구내 사카시타 댐의 물을 여과한 공업용수를 이용하여 이송설비의 통수·유량 확인을 위한 점검을 수행하였다.

라. 검토 결과

검토팀은 해양방출 시설의 방출차단 기능과 관련하여, IAEA GSR Part 5 요건 17, Part 3 요건 3에 따라 설계되었는지 확인하기 위해 시설의 감시 기능, 긴급차단 기능, 고장- 안전 설계에 대해 검토하였다. 

시설의 감시기능을 검토한 결과, 중앙감시제어실에서는 8명의 인원이 5조 2교대의 근무형태로 24시간 상주하고 있으며, 해양방출 시설을 통합적으로 감시·제어하는 기능을 갖추고 있음을 확인하였다. 감시·제어반에서 이상 상태를 감시하는 공정변수 등 주요 공정변수를 확인할 수 있고, 설비에서 발생한 경보가 지시되는 등 해양방출 시설과 관련되어 적절한 감시·제어 기능이 구현되어 있음을 확인하였다. 

긴급차단기능을 검토한 결과, 긴급차단밸브- 1은 쓰나미 등의 외부영향으로부터 보호되는 방조제 내측에 설치된 건물 내에 위치하며, 긴급차단밸브- 2는 차단 시 배관내 잔류 오염수가 최소화될 수 있도록 해수배관헤더와 가능한 가깝게 설치되어 있음을 확인하였다. 시설에 발생가능한 이상사건을 감시하는 총 9개 변수에 대해 긴급차단밸브가 닫힘동작하여 배출이 중지되며, 이들 변수를 이용하여 해양방출 시설에서 기준치 이상의 방사능을 갖는 오염수가 해양으로 방출되는 비정상적인 상황을 방지할 수 있음을 확인하였다. 해양방출 시설에서 오염수를 방출하는 과정에서 발생 가능한 이상 상태를 감시하여 긴급차단밸브를 자동 차단하는 긴급정지 신호와 그 외 일반적인 정지 공정에 사용하는 정상정지 신호가 설계되어 있으며, 자동 신호 외에도 운전원의 판단에 따라 수동으로 긴급정지 또는 정상정지 신호를 작동시킬 수 있음을 확인하였다.

고장- 안전 설계에 대해 검토한 결과, 중앙감시제어실의 감시제어장치는 이중화되어 있으며, 고장 시 후비 연산기가 자동 투입되고, 외부 전원 상실을 대비하여 무정전 전원 설비가 설치됨을 확인하였다. 또한, 긴급차단밸브- 1, 2 및 현장 계측기 밸브 등을 감시·제어하는 현장제어반은 다핵종 이송설비 건물 및 후쿠시마 원전 5,6호기 구역내 전기기기실에 위치하며, 제어기, 통신선로, 전원이 이중화되어 있어 밸브 구동 전원상실 및 제어기 전원상실, 통신선로 고장 등을 포함한 단일고장에도 닫힘 동작의 수행이 가능함을 확인하였다.

또한, IAEA GSR Part 5 요건 18에 따라, 도쿄전력에서 수행하고 NRA에서 확인한 긴급차단밸브 닫힘 동작원 별 차단 및 차단시간 확인시험이 합격하였음을 시험결과 기록지 현장 열람을 

통해 확인하였다. 또한 NRA 사용전검사 요령서에는 통수상태에서 긴급차단밸브 닫힘시험을 수행하고 계통이 건전함을 확인하는 항목이 포함되어 있음을 확인하였다. 

마. 참고 문헌

1) IAEA, GSR Part 5, Predisposal Management of Radioactive Waste (2009)

2) IAEA, GSR Part 3, Radiation Protection and Safety of Radiation Sources : International Basic Safety Standards (2014)

3) 도쿄전력, Fukushinma Nuclear Accidents Reports, Attachment 5- 5 (2012), https://www.tepco.co.jp/en/press/corp- com/release/betu12_e/images/120620e0106.pdf

4) 도쿄전력, ALPS 처리수 희석 방출 설비 및 관련 시설의 신설에 대해서, ALPS 처리수 심사회의(제10회) 자료 1- 1 (2022. 2. 25.)

5) 도쿄전력, ALPS 처리수 희석 방출 설비 및 관련 시설의 신설에 대해서, ALPS 처리수 심사회의(제12회) 자료 1- 3 (2022. 3. 10.)

6) 도쿄전력, ALPS 처리수 희석 방출 설비 및 관련 시설의 신설에 대해서, ALPS 처리수 심사회의(제14회) 자료 1- 2 (2022. 4. 11.)

2.2.3 누설발생 및 확대 방지

가. 검토 분야

본 검토에서는 이상상황 발생 시 해양방출 시설에서의 의도치 않은 오염수 누설을 방지하고, 누설확대 방지를 위한 대책이 마련되어 있는지를 확인하였다. 이를 위해, 도쿄전력의 실시계획 및 NRA 심사회의 자료, 현장시찰 후 받은 오염수 누설발생 및 확대 방지 대책을 검토하였으며, 현장시찰 및 NRA 사용전검사 요령·결과 검토를 통해 현장 설치 현황이 실시계획과 일치하는지를 확인하였다.

나. 검토 요건

IAEA GSR Part 5(Predisposal Management of Radioactive Waste) 요건 11(Storage of Radioactive Waste)과 WS- G- 6.1(방사성폐기물 저장) 6.31 및 6.53에 따라 방사성폐기물의 감시, 회수 및 보존을 위하여 누설감시용 감시기기, 누설감시대책 및 누설된 액체폐기물 수거를 위한 설비(예: 집수정, 저장용기 등)를 설치하여야 한다. 

다. 검토 내용

도쿄전력은 실시계획 제Ⅱ장, 제2.50절, 첨부자료- 2(해양방출관련 설비 및 관련 시설의 구체적인 안전 확보대책 등)에 해양방출 시설의 오염수 누설발생 및 확대 방지를 위해 고려한 사항을 제시하였다.

도쿄전력은 상세분석대상 오염수 및 방출대상 오염수와 접촉하는 설비(측정·확인용 설비 내 순환펌프, 이송설비 내 이송펌프, 그 외 각종 강재배관, 폴리에틸렌관, 신축이음부, 내압호스 등)에 대한 누설 방지 설계사항으로 내부식성 재료를 사용, 탄소강 재료 내면에 내부식성 도장 처리를 적용하였다. 또한, 오염수 누설을 방지할 수 있는 구조적 밀봉 설계(폴리에틸렌관 접합부 융착구조, 펌프 축의 기계적 밀봉)를 적용하였다. 

검토팀은 NRA 제14회 심사회의 자료에 제시된 상세 설계사항의 적절성을 검토하였다. 순환펌프 및 방출대상 오염수 이송펌프에는 내부식성을 갖는 2상 스테인리스강에 해당하는 재료사양

(본체·임펠러: SCS10, 축: SUS329J4L)이 적용되었음을 확인하였다. 또한, 폴리에틸렌관은 적용 표준(JWWA K144)에 규정된 융착절차에 따라 아래 그림과 같이 접합부의 융착구조를 형성하여 기밀성을 확보하였음을 확인하였다.

검토팀은 해양방출 설비의 구조 건전성에 대한 검토(「2.3 구조적 건전성」 참조)에서 각종 강재배관이 설계·건조 규격에서 요구하는 두께에 추가적으로 부식에 따른 손실두께를 고려하여 충분한 호칭두께로 설계되었음을 확인하였다. 또한, NRA의 「측정·확인용 설비 사용전검사 요령서」 및 「측정·확인용 설비 사용전검사 성적서」에 대한 검토를 통해 측정·확인용 탱크와 같이 탄소강 재료로 제작된 설비는 내·외부에 방호도장 처리가 되었음을 확인하였다. 

검토팀은 실시계획 제Ⅱ장, 제2.50절, 첨부자료- 2(해양방출관련 설비 및 관련시설의 구체적인 안전확보책 등) 및 NRA 제14회 심사회의 자료검토를 통해 누설확대 방지 상세 설계사항이 아래 표에 요약한 바와 같이 반영되었음을 확인하였다. 

도쿄전력은 오염수를 내포한 펌프 및 밸브 주위에 아래 그림과 같이 보(weir) 및 누설감시기를 설치한다고 제시하였다. 또한, 중앙감시제어실의 감시제어장치에 누설감시기의 신호가 연계되며, 설정치 이상의 누설 발생 시에는 누설감시 경보를 통해 운전원이 해양방출을 정지하여 누설확대를 방지하도록 운용한다고 제시하였다. 

검토팀은 이송설비건물 내 순환펌프 및 방출대상 오염수 이송펌프, 전기기기실 내 긴급차단밸브- 1 주변에 보 및 누설감시기가 설치되어 있음을 현장에서 확인하였다. 또한 중앙감시제어실 현장 확인을 통해 감시제어장치 제어반에서 순환펌프 주변에 설치된 누설감시기로부터의 경보 표시가 가능함을 확인하였다. 검토팀은 NRA의「이송·희석·방출설비 사용전검사 요령서」에 누설감시기에 대하여 누설신호에 의해 중앙감시제어실에 경보가 발생하는지를 점검하는 항목이 있음을 확인하였다. 

검토팀은 K4 탱크군 설치위치에 접근하여 탱크 주변에 누설확대를 방지하기 위한 외곽제방이 설치되어 있음을 확인하였다. 탱크기초 외곽제방의 높이는 탱크 20기당 탱크 1기의 저류용량을 수용할 수 있으며, 호우 시에 누설 오염수 회수작업을 위한 여유를 고려하여 결정되었음을 현장 질의·답변을 통해 확인하였다. 

검토팀은 탱크 주변에 설치된 외곽제방은 NRA가 공표한 내진설계 방침인 「후쿠시마현 앞바다의 지진을 근거로 한 도쿄전력 후쿠시마 제1원자력발전소의 내진설계 지진동 및 그 적용에 대한 견해」(2021. 9. 8., 2021. 7. 7.)에 따라 탱크에 부여된 내진등급 C보다 높은 등급(B등급)으로 분류되었고, 도쿄전력이 누설 시 영향완화 대책(대책요원이 가설펌프 등의 설비를 이용하여 누설 오염수를 탱크 등으로 회수)을 수립하였음을 확인하였다. 현장에서 질의를 통해 탱크 주변 외곽제방 내에 누설감시기가 설치되어 있는지를 확인한 결과, 도쿄전력은 외곽제방에는 누설감시기가 별도로 설치되지 않고 탱크 내에 설치된 수위계를 통해 수위가 저하되는지를 감시하고 확인·점검을 실시한다고 설명하였으며, 대책요원은 평상시 누설 오염수 회수훈련을 실시한다고 설명하였다. 

검토팀은 현장시찰 후 도쿄전력이 제공한 설명자료를 통해서, 도쿄전력은 측정·확인용 탱크에 대해 탱크 10기 용량(10,000톤)의 누설발생을 대량 누설 상황으로 가정하여, 외곽제방 용량을 초과하여 오염수가 누설될 경우의 누설확대 방지 및 회수대책(배수로 차단 게이트, 배수로 내 누설 오염수 회수를 위한 배관·펌프 등을 설치하고 대응훈련 실시)을 수립하였음을 확인하였다.

도쿄전력은 실시계획 제Ⅱ장, 제2.50절, 첨부자료- 2 및 제14회 심사회의 자료「해양방출설비 및 관련시설 설치 등에 대한 보충 설명자료」에 옥외 이송배관(폴리에틸렌관)은 누설이 발생하여도 배수로를 통해 해양으로 방출되지 않도록 배수로로부터 가능한 이격되게 설치하고, 폴리에틸렌관의 외측에는 외장관을, 폴리에틸린관 접합부에는 방수커버를 설치하여 누설확대를 방지한다고 제시하였다. 

검토팀은 옥외 이송배관 배치도를 통해 대부분의 배관이 배수로와 이격되도록 설치되어 있음을 확인하였고, 배수로와 인접한 2개소의 경우에도 배수로가 지하에 매설되어 있거나 배수로 자체를 옥외 이송배관으로부터 이격하여 재설치하였음을 확인하였다. 측정·확인용 탱크로부터 전기기기실에 위치한 긴급차단밸브- 1까지의 배관 설치상태를 현장에서 확인한 결과, 실시계획 기재사항과 같이 지진으로 인한 변위를 수용하기 위해 옥외배관으로 자외선·열을 차단할 수 있는 보온재와 누설확대를 방지하는 외장관으로 싸인 폴리에틸렌관이 설치되어 있음을 확인하였다.

또한, 긴급차단밸브- 2의 닫힘으로 발생하는 방출대상 오염수의 우회 유량이 외부로 누설되는 것을 방지하기 위해 우회 유로 및 수용탱크(용량: 3톤)가 설치되었음을 현장 확인하였다. 저장탱크의 용량은 긴급차단밸브- 1과 긴급차단밸브- 2가 작동하였을 때 두 밸브 사이의 배관에 존재하는 방출대상 오염수 양(약 1.1톤)을 고려하여 설계하였음을 확인하였다.

라. 검토 결과

검토팀은 IAEA GSR Part 5 요건 11(Storage of Radioactive Waste)과 WS- G- 6.1(방사성폐기물 저장) 6.31 및 6.53에 따라 도쿄전력이 오염수의 감시, 회수 및 보존을 위하여 집수설비(외곽제방, 보) 및 누설감시기, 회수설비를 설치하였고, 부지 배수로에도 차단설비 및 회수설비를 설치하여 부지 외부로 의도치 않은 오염수 누설이 발생하지 않도록 대책을 마련하였음을 확인하였다.

마. 참고 문헌

1) IAEA, GSR Part 5, Predisposal Management of Radioactive Waste (2009)

2) IAEA, WS- G- 6.1, Storage of Radioactive Waste (2006)

3) 도쿄전력, ALPS 처리수 희석 방출 설비 및 관련 시설의 신설에 대해서, ALPS 처리수 심사회의(제14회) 자료 1- 2 (2022. 4. 4.)

4) 도쿄전력, 제2회 후쿠시마현 원자력발전소 안전확보 기술검토회 자료 3, ALPS 처리수 희석 방출 설비 및 관련 시설의 설치 공사 현지 확인 결과 (2023)

5) NRA, 측정·확인용 설비 사용전검사요령서(원규규수 제2211184호01) (2023. 1.)

6) NRA, 이송·희석·방출 설비 사용전검사요령서(원규규수 제2211185호01) (2023. 5.)

7) NRA, 측정·확인용 설비 사용전검사성적서 (2023. 3.)

8) NRA, 후쿠시마현 앞바다의 지진을 근거로 한 도쿄전력 후쿠시마 제1원자력발전소의 내진설계 지진동 및 그 적용에 대한 견해 (2021)

2.3 구조적 건전성

가. 검토 분야

본 검토에서는 해양방출 시설이 정상 및 이상조건(지진 등)에서 구조적 건전성을 유지할 수 있는지를 확인하였다. 이를 위해, 도쿄전력이 실시계획 및 NRA 심사회의 자료에 제시된 적용 설계·건설 규격 및 표준, 그리고 이에 따른 기기·계통 설계사항(구성, 배치, 사양 등)을 검토하였다. 실시계획에 제시된 기기·계통 설계사항과 현장의 설치 현황이 일치하는지를 현장에서 확인하였고, NRA 사용전검사 결과 검토를 통해 설계에서 의도한 기기·계통의 성능이 입증되었는지를 확인하였다. 

나. 검토 요건

IAEA GSR Part 5(Predisposal Management of Radioactive Waste) 요건 17(Location and Design of Facilities)에 따라 방사성폐기물 처분전 관리시설인 해양방출 시설은 정상 및 가능한 사고조건을 고려하여 예상되는 운영기간 동안 안전성을 보장할 수 있도록 설계되어야 한다. 설계특성은 규제요건뿐만 아니라 방사성폐기물의 특성, 재고량, 잠재적인 방사선학적 위험을 고려하여 설정되어야 한다. 

IAEA GSR Part 5 요건 18(Construction and Commissioning)에 따라 해양방출 시설은 인·허가 문서(safety case)에 기술된 설계에 따라 건설되어야 하며, 설비가 계획한 대로 작동하는지를 확인하기 위한 시운전이 수행되어야 한다. 

다. 검토 내용

도쿄전력은 실시계획 제Ⅱ장(특정원자력시설의 설계·설비), 제2.50절(ALPS 처리수 희석방출설비 및 관련시설)에 해양방출 시설을 구성하는 구조물, 계통 및 기기는 핵연료물질을 비밀봉으로 취급하는 연료가공·이용시설 등의 내진등급 분류를 참고하되, 안전기능의 중요도, 지진에 의한 기능상실 시의 안전상 영향(대중 피폭 영향), 폐로 활동 영향 등에 따라 내진등급을 부여하여 적절한 설계 지진동을 고려한다고 제시하였다. 

이와 관련하여 도쿄전력은 NRA가 공표한 내진설계 방침인 「후쿠시마현 앞바다의 지진을 근거로 한 도쿄전력 후쿠시마 제1원자력발전소의 내진설계 지진동 및 그 적용에 대한 견해」(2021. 9. 8., 2021. 7. 7.)에 제시된 내진등급 분류기준과 내진등급에 따른 설계용 지진력을 고려한다고 실시계획 제Ⅱ장, 제2.50절, 첨부자료- 3(ALPS 처리수 희석방출설비의 구조강도 및 내진성에 관한 설명서)에 제시하였다. 내진등급 분류기준, 내진 설계 및 평가에 적용되는 지진동은 기능상실 시 방사선 영향, 방사선방호대책 등을 고려하여 내진등급 별로 아래와 같이 차등 적용된다. 

다핵종제거설비 등으로 처리하기 전, 누설 시 외부 영향이 큰 오염수가 들어있는 설비의 경우에는 내진등급 S 지진동에 대해 평가한다(예: 체류수가 존재하는 건물, ALPS 정화처리 전 오염수 또는 농축 폐액을 저장하는 탱크군 외곽제방 등). 이 외에 오염수가 들어있는 설비는 상위 등급의 지진동에 대해 밀폐기능 확보 또는 누설 시 영향완화대책(설비 주변 누설 확대방지 제방 설치, 누설 시 회수 조치 등)을 고려한다.

① S등급 : 기준지진동(Ss)에 의한 지진력에 대해서 안전기능을 유지해야 함. 또한, 탄성 설계용 지진동(Sd)에 의한 지진력 또는 정적 지진력 중 큰 지진력에 대해 구조적 건전성을 만족해야 함(예 : 원자로 건물, 사용후핵연료 저장조, 건식 핵연료 저장 설비 등)

② B+ 등급 : 1/2 Ss에 의한 지진력에 대해서 운전 지속에 필요한 기능 및 차폐기능을 유지해야 함. 또한, 공진 영향 검토를 포함한 1/2 Sd에 의한 지진력 또는 정적 지진력 중 큰 지진력에 대해 구조적 건전성을 만족해야 함(예 : 슬러지 안정화 처리 설비, 연료 취출설비 등)

③ B 등급 : 공진 영향 검토를 포함한 1/2 Sd에 의한 지진력 또는 정적 지진력 중 큰 지진력에 대해 구조적 건전성을 만족해야 함(예 : 다핵종 제거설비, 폐슬러지 회수 시설 등)

④ C 등급 : 정적 지진력에 대해 구조적 건전성을 만족해야 함(예 : 해양방출 시설 등)

검토팀은 실시계획 및 심사회의 자료 검토를 통해 해양방출 시설에 적용한 내진등급이 내진등급분류 기준에 부합하는지 검토하였다. 도쿄전력은 해양방출 시설 중 오염수를 가장 많이 저장하고 있는 측정·확인용 탱크가 지진 등으로 인해 손상되어 오염수가 모두 누설되었다고 가정하여 방사선 영향평가를 수행하였다. 도쿄전력은 평가 결과(부지주변의 공중피폭선량 1 μSv)를 바탕으로 해양방출 시설의 주요 설비를 내진등급 C(부지주변의 공중피폭선량 ≤50 μSv)로 분류하였다. 

도쿄전력은 내진등급 C 기기의 내진성 평가를 일본전기협회(JEAC)에서 발행한 JEAC 4601「원자력발전소 내진설계 기술규정」을 바탕으로 평가대상에 부합되는 평가 방법 및 기준을 적용한다고 실시계획에 제시하였다. 

검토팀은 도쿄전력이 적용한 JEAC 4601이 국제규격에 부합되는 수준의 표준에 해당되는지를 문헌조사를 통해 검토하였다. NRA의 「내진설계에 관한 공인심사 가이드」(2021년 6월 발행)에서는 내진등급 C 기기에 대한 내진설계 방법·절차로 JEAC 4601의 하위문서인 JEAG 4601「원자력발전소 내진설계 기술지침」을 인용하고 있다. 또한, USNRC에서는 미국과 일본의 발전용원자로시설 내진설계 규제요건·지침 및 관련 표준을 비교·분석한 연구(NUREG/CR- 7230)를 수행한 바 있다. 이러한 연구에서 일본 규제지침에서 인용된 JEAC 4601 및 JEAG 4601도 비교·분석 대상에 포함되었다. 검토팀은 이러한 조사를 통해 JEAC 4601은 NRA가 적용을 인정하고 있으며, 국제규격에 부합되는 수준의 표준에 해당함을 확인하였다.

도쿄전력은 실시계획 제Ⅱ장, 제2.5절, 별지- 2(중저농도 탱크(원통형)의 구조강도 및 내진성 평가에 관한 설명서)에 측정·확인용 탱크에 대한 내진설계 주요 결과를 제시하였다. 검토팀은 JEAC 4601에 제시된 내진설계 방법에 따라 지진하중을 고려하여 탱크의 동판 응력평가, 탱크 전도(轉倒) 및 내부 파고(波高) 영향 평가가 수행되었음을 확인하였다. 

검토팀은 현장시찰에서 도쿄전력 담당자와의 질의답변을 통해, 측정·확인용 탱크를 포함한 약 1,000기의 오염수 저장탱크는 내진등급 분류기준에 따라 오염수의 방사성물질 농도를 고려하여 

B등급 또는 C등급으로 분류되었음을 확인하였다. 도쿄전력은 오염수 저장탱크의 내진 건전성을 내진등급 B 지진동(수평방향 최대지반가속도 0.3 g)에 대한 응력, 좌굴, 전도 평가를 통해 확인하였으며, 추가로 측정·확인용 설비에 포함된 K4 탱크군은 탱크 전도 및 내부 파고 영향 평가에 내진등급 S에 해당하는 설계지진동이 보수적으로 고려되었고, 고려된 설계지진동 하에서 탱크 무게중심이 충분히 낮아 탱크가 전도되거나 내부파고가 탱크 상판에 도달하여 충격을 유발할 가능성이 낮음을 확인하였다. 

도쿄전력은 실시계획 제Ⅱ장, 제2.50절, 첨부자료- 2(해양방출관련 설비 및 관련 시설의 구체적인 안전 확보대책 등)에 해양방출 시설의 설계에 고려한 자연현상에 관련된 내용을 제시하였다. 검토팀은 실시계획에 대한 검토를 통해 측정·확인용 설비 및 이송설비 중 주요 설비를 쓰나미가 도달하지 않는 표고 33.5 m 이상의 장소에 설치하고, 쓰나미 경보 시에는 해양방출을 정지하며, 쓰나미로 인한 침수가 불가피한 희석 및 방출설비는 내파압성을 보유하도록 설계하였음을 확인하였다. 또한, 현장시찰 시 긴급차단밸브- 1은 표고 약 11.5 m에 위치한 전기기기실 내에 설치되었고, 해당 건물 주변에는 쓰나미에 의한 설비 손상을 방지하기 위한 약 2 m 높이의 방조제가 설치되었음을 확인하였다.

검토팀은 현장시찰(이송설비건물, 전기기기실, 긴급차단밸브- 2 설치위치)을 통해, 이송펌프와 방사선감시기는 이송설비건물에 설치되고, 유량계, 유량조절밸브, 긴급차단밸브- 1(모터구동밸브)은 전기기기실에 설치되며, 긴급차단밸브- 2(공기구동밸브)는 희석설비 해수배관헤더 근처 철골판넬 구조물(현재 시공중)에 설치되어 외부 환경(호우, 적설, 강풍 등)으로부터 보호조치가 되어 있음을 확인하였다. 또한, 실시계획 기재사항과 같이 지진으로 인한 변위를 수용하기 위해 옥외배관은 유연성이 있는 폴리에틸렌 관으로 설치되었으며, 자외선방지 효과가 있는 카본블랙을 첨가한 보온재로 싸여 있음을 확인하였다.

도쿄전력은 실시계획 제Ⅱ장, 제2.50절에 해양방출 시설의 기기의 중요도를 고려하여 구조 건전성 설계를 한다고 제시하였다. 도쿄전력은 NRA 규칙 「실용발전용 원자로 및 그 부속시설의 기술기준에 관한 규칙」(이하 ‘「일본 기술기준 규칙」’)에 따라 해양방출 시설의 구조물, 계통 및 기기를 방사성폐기물 저장·처리설비(희석설비 중 해수만 흐르는 부분은 제외)로 정의하고, 「일본 기술기준 규칙」의 기기등급 요건에 따라 오염수와 접촉하는 기기(측정·확인용 탱크, 강재 배관(해수만 흐르는 해수배관은 제외))에 기기등급 3을 부여하였다. 「일본 기술기준 규칙」에 따라 기기등급 3은 기기등급 1, 2, 4에 속하지 않는 설계기준대상시설(폐기물저장·처리시설도 해당)의 용기 및 배관에 한하여 부여되므로, 오염수와 접촉하는 기기(측정·확인용 탱크, 강재 배관)에 기기등급 3을 부여한 것이다.