1. 서 론

현재 전 세계 많은 원전들이 최초 운영허가 기간 종료 후 운영허가 갱신을 통해 운전을 계속하고 있으며 특히, 에너지 공급 문제와 기후 위기 대응을 위한 전 세계적인 저탄소 전력 수요의 증가로 인해 원전의 중요성이 강조되고 있는 상황에서 향후 상당 수의 원전들이 최초 운영허가 기간 종료 후에도 운영허가 연장을 통해 원전 계속 운전을 추진할 것으로 예측된다. 미국의 경우 현재 가동원전 93기의 90%인 84기가 계속 운전 허가를 받았고 그 중 17기의 원전은 80년 연장 운영을 위한 심사를 신청한 상태이며 Surry 1, 2호기의 경우 이미 규제기관으로부터 80년 운영을 승인 받았다(Jang, 2024). 국내의 경우, 가동원전 25기 중 10기(고리2,3,4호기, 한빛 1,2호기, 한울 1,2호기, 월성 2,3,4호기)가 2030년까지 최초 운영 허가 기간이 만료되며 현재 이들 원전의 운영허가 연장을 검토 또는 추진하기 위한 절차가 진행되고 있는 상황이다.

이러한 원전의 계속 운전을 위해서는 향후 연장되는 운영기간에도 원전이 문제없이 운전될 수 있는 안전성을 충분히 확보하고 있는지 확인하고 검증하는 과정이 필수적으로 요구된다. 특히 장기간 운전으로 인해 원전의 주요 기기나 구조물들에 다양한 열화 현상이 발생할 수 있기 때문에 이 영향을 충분히 검토하여 연장 운영 기간에도 그 건전성을 유지할 수 있는 지 면밀하게 평가하고 검증하는 과정이 요구된다. 특히 Fig. 1에서 보는 바와 같이 원전에서 방사선의 차폐를 위해 원자로압력용기(Reactor Pressure Vessel; RPV)를 둘러싸고 있는 콘크리트 생체 차폐(Concrete Biological Shield; CBS)벽은 방사선의 영향에 가장 취약한 구조물 중 하나이며, 노형에 따라 생체 차폐벽이 단순히 방사선 차폐의 역할만 하는 것이 아니라, 운전 중 발생할 수 있는 다양한 내부 하중과 지진과 같은 외부 하중을 견디는 원자로압력용기의 지지대가 콘크리트 생체 차폐벽에 설치될 수 있기 때문에 원전의 운영 기간 연장 시 이러한 구조물의 건전성 평가가 중요한 인허가 현안이 될 수 있다. 실제로 미국의 경우 U.S. NRC(Nuclear Regulatory Commission)에서 80년 운영허가기간 연장을 위한 심사 과정에서 원자로압력용기 지지 시스템의 방사선 조사에 의한 열화 평가 필요성이 대두되었다(Glunt and Williams, 2022). 관련하여 미국의 U.S. NRC, EPRI(Electric Power Research Institute), DOE(Department of Energy)등은 원전 운영허가 기간 연장에 필요한 사항들에 대하여 공동 연구 로드맵을 수립하였고 선별된 연구 주제 중에 콘크리트 재료(콘크리트 생체 차폐벽)의 방사선 조사 열화 평가도 포함되어 있다(Johnson, 2021).

Fig. 1.

(a) Section view of typical PWRs (Le Pape, 2015), (b) Schematic drawing of CBS wall around the RPV

따라서 본 연구에서는 원자로압력용기를 감싸고 있는 콘크리트 생체 차폐벽의 건전성을 평가하는 절차에 대해 설명하고, 특히 중성자 조사에 기인한 방사선조사 유발 체적팽창(Radiation-Induced Volumetric Expansion; RIVE)과 감마선 및 온도 영향을 고려한 콘크리트 물성 변화에 대해 수치 해석적인 방법을 통해 분석하고자 하였다.

2. 본 론

이 장에서는 원자로압력용기 내부의 핵연료가 연소하면서 발생하는 방사선이 콘크리트 생체 차폐벽에 미치는 강도를 추정하는 절차를 설명하고 방사선 및 온도가 생체 차폐벽 내부의 응력 상태에 미치는 영향을 수치해석기법을 통해 확인하고자 하였다.

2.1 콘크리트 물성에 미치는 중성자의 영향

일반적으로 중성자(neutron)는 중성자가 가지는 에너지 수준에 따라 열중성자(thermal neutron, E < 1eV), 열외중성자(epi-thermal neutron, 1eV < E < 0.1MeV) 그리고 고속중성자(fast neutron, E > 0.1MeV)로 나눌 수 있다. 콘크리트의 물성은 0.1MeV 이상의 에너지를 가진 고속 중성자의 영향을 받을 수 있다고 알려져 있으며, 이 정도 수준의 에너지는 콘크리트 구성 요소 특히 골재 결정 조직(crystalline structure)의 격자 결함을 유발시킬 수 있다. 과거로부터 중성자가 콘크리트 및 강재에 미치는 영향을 규명하고자 하는 다양한 연구들이 수행되어 왔는데, Hilsdorf 등(1978)은 콘크리트의 주요한 기계적 물성인 압축강도, 인장강도, 탄성계수 등의 저하를 유발하기 시작하는 임계 누적 조사량을 약 1×1019n/cm2으로 제시한 바 있고 Oak Ridge National Laboratory(ORNL)(Field et al., 2015)의 연구팀 또한 콘크리트가 1×1019n/cm2 이상의 조사를 받게 되면 기계적 물성의 현저한 저하를 유발할 수 있으며 이로 인한 물성 저하는 조사를 받지 않은 물성의 50%에 이를 수 있다고 보고하였다. 따라서 장기 가동중인 콘크리트 생체 차폐벽의 방사선 조사 영향을 평가하기 위해서는 우선 가동 기간 동안 차폐벽이 받은 누적 조사량을 정확하게 산정할 필요가 있다. 그러나 현재 원자력발전소에서 원자로압력용기에 대한 주기적인 조사 취화 평가는 이루어지고 있는 반면 원자로 압력용기를 둘러싸고 있는 콘크리트 생체 차폐벽에 대한 주기적인 조사량 측정은 이루어지고 있지 않다. 따라서 본 연구에서는 원자로 압력용기의 조사 취화 상태 평가를 위한 주기적인 조사량 감시 데이터를 활용하여 콘크리트 생체 차폐벽의 조사량을 최대한 합리적으로 추정하고자 하였다.

2.2 콘크리트 생체 차폐벽의 중성자 조사량 추정

원자로압력용기에 대한 주기적인 중성자 조사 취화 평가를 통해 원자로압력용기 내부의 특정 지점에서 유효 전출력 가동년수(Effective Full Power Years(EFPY))에 따른 중성자 조사량을 계산할 수 있다(Fig. 2). 그러나 중성자가 원자로압력용기 내부로부터 콘크리트 생체 차폐벽까지 이르는 과정에서 원자로압력용기 벽체, 원자로압력용기의 두께와 콘크리트 생체 차폐벽 사이의 간극에 의해 중성자 조사량의 감쇠(attenuation)가 발생하며, 콘크리트 생체 차폐벽에서도 차폐벽 내면(inner surface)으로부터 외면(outer surface)까지 반경 방향 거리 증가에 따라 콘크리트의 차폐 효과로 인해 조사량은 감소하게 된다. Fig. 3에서 RPVi와 RPVo는 각각 원자로압력용기의 안쪽 표면과 바깥쪽 표면을 나타내며, CBSi와 CBSo는 콘크리트 생체 차폐벽의 내부 및 외부 표면을 나타낸다.

Fig. 2.

Maximum neutron fluence according to EFPY (Effective Full Power Years) at RPV inner radius (Lee et al., 2016)

Fig. 3.

Schematic of fluence profile from reactor pressure vessel (RPV) inside to concrete biological shield (CBS) outside

우선 원자로압력용기 외부 표면의 방사선 수준은 압력용기 두께에 의한 차폐 효과로 인해 압력용기 내면의 방사선 수준에 비해 감소하게 되는데, 이는 ORNL/NRC/LTR-99/5 (Remec, 1999)에서 제시하고 있는 다음의 식으로 계산될 수 있다.

여기서, Fout(1.0MeV)는 원자로압력용기 바깥쪽 표면에서의 중성자 조사량(n/cm2), Fsurf는 압력용기 내부에서의 중성자 조사량 그리고 d는 압력용기의 두께(inches)를 나타낸다.

식 (1)에 의해 계산된 원자로 압력용기 바깥면에서의 중성자 에너지는 1.0 MeV보다 큰 상태를 의미한다. 그러나 콘크리트 물성에 영향을 줄 수 있는 에너지 수준은 0.1MeV 이상이기 때문에 이들 에너지 수준 사이의 상관관계식을 통해 변환해 줘야 한다.

1.0MeV 수준의 에너지를 가지는 중성자 조사량과 0.1MeV 수준의 에너지를 가지는 중성자 조사량 사이의 상관관계는 다음과 같이 나타낼 수 있으며 그 비율은 원자로 압력용기의 두께(d)의 영향을 받는다(EPRI, 2014).

여기서, Fout(0.1MeV)는 압력용기 외면에서의 0.1MeV 수준의 에너지를 가지는 중성자 조사량을 의미한다. 그리고 일반적으로 콘크리트 생체 차폐벽 내면(inner surface)의 중성자 조사량은 원자로압력용기 외면과 차폐벽 내면 사이의 간극으로 인해 원자로압력용기의 외면에서의 중성자 조사량보다 낮은 경향을 보인다. 보수적인 관점에서 콘크리트 생체 차폐벽 내면의 중성자 조사량은 원자로 압력용기 외면 대비 10% 감소하는 것으로 가정하였다(Remec, 2013). 또한 콘크리트 생체 차폐벽 내부에서도 콘크리트의 중성자 차폐 효과로 인해 중성자 조사량의 감쇠가 발생하는데 Fig. 4는 전형적인 2-loop 또는 3-loop 원자로 콘크리트 생체 차폐벽 내부에서의 중성자 조사량 감소 추이를 보여준다. 약 127cm 두께의 콘크리트 차폐로 인해 중성자 조사량이 1/10 수준으로 감소됨을 확인할 수 있다.

Fig. 4.

Fluence attenuation in Portland cement concrete (E > 0.1 MeV) (Bruck et al., 2019)

2.3 중성자 조사에 의한 방사선조사 유발 체적팽창 해석

방사선 조사에 의한 콘크리트의 기계적 물성 저하에 영향을 미치는 요인은 여러 가지가 있을 수 있으나 그중에서 방사선조사 유발 체적팽창(Radiation-Induced Volumetric Expansion, RIVE)이 중성자 조사에 의한 콘크리트의 기계적 물성 저하의 주요한 원인중의 하나로 보고되고 있으며(Le Pape, 2015), 중성자 조사에 의한 팽창 변형률(swelling strain) 실험을 바탕으로 한 예측식은 다음과 같이 주어진다(Le Pape, 2015; Zubov and Ivanov, 1966).

여기서, εmax와 𝛷는 각각 최대 체적 팽창률과 중성자 조사량(fluence)을 나타내고, 무차원 변수(𝜅)와 중성자 조사량의 역수(𝛿)는 곡선의 형태를 결정하는 인자이다. 본 연구에서는 각 인자의 값을 문헌(Le Pape, 2015)을 참고하여 다음과 같이 가정하였다: 𝜅=0.968%, εmax=0.936%, δ=3.092×10-20n-1cm2.

이로부터 Fig. 5와 같은 중성자 조사량에 따른 팽창 변형률을 얻을 수 있다.

Fig. 5.

Radiation-Induced Volumetric Expansion (RIVE) curve

콘크리트 생체 차폐벽의 방사선조사 팽창 해석을 위해 유한요소모델 구축을 위해 본 연구에서는 일반적으로 가장 높은 중성자 조사를 받게 되는 핵연료 중심 위치에 해당하는 높이의 차폐벽 영역을 고려하였다(Fig. 6). 이 경우 해당 영역의 내부 표면에 작용하는 축방향의 중성자 조사량은 균일하다고 가정한다면 차폐벽 반경 반향으로의 일차원 문제로 가정할 수 있다.

Fig. 6.

(a) CBS wall section considered in the numerical analysis, (b) boundary conditions

고려된 콘크리트 차폐벽 영역의 내경은 2500mm, 외경은4200mm, 두께 200mm이며, 해석에 적용된 콘크리트 재료 모델은 콘크리트 손상 소성 모델(concrete damage plasticity model)을 사용하였고, 재료의 주요 물성과 재료 모델의 파라메터들은 Table 1과 같다.

효율적인 계산을 위해 1/4 대칭 모델을 고려하였으며, 해석 대상 영역이 콘크리트 생체 차폐체의 바닥 고정부나 상부 원자로 압력용기 지지대로부터 충분이 떨어져 있음을 고려하여 원환 방향과 축 방향의 경계면에 대칭 경계조건(symmetric boundary condition)을 적용하였다. 유한요소모델은 Abaqus/CAE 2022를 상용하여 생성하였고, 504,960개의 선형육면체요소(C3D8R)로 구성되었다.

Fig. 4에 주어진 콘크리트 차폐벽 안쪽 면으로 부터의 거리에 따른 중성자 조사량 감소율을 고려하면 Fig. 7과 같이 차폐벽 안쪽 면으로부터 바깥쪽 면까지의 거리에 따른 팽창 변형률 분포를 얻을 수 있다.

Fig. 7.

RIVE along the distance for each EFPY

방사선조사 유발 체적팽창은 Fig. 7에서 보는 바와 같이 차폐체 두께 방향 거리에 따라 점차 감소하는 경향을 보이는데 이러한 특성을 정확하게 고려하려면 해석 모델에서 반경 방향 거리에 따른 방사선조사 유발 체적팽창량 변화의 연속성 보장이 필요하다. 예를 들어 반경 방향으로 해석 모델을 미소영역으로 세분화하여 각 영역에 해당하는 평균 팽창량을 부가할 수도 있으나, 이 경우 각 영역의 경계에서 팽창량의 불연속이 발생하여 정확한 해를 얻을 수 없다. 따라서 팽창량의 연속성 확보를 위해 점진기능재료(Functionally Graded Material(FGM)) 방법을 적용하여 차폐벽 반경 방향으로의 방사선조사 팽창 변형률 변화 함수를 직접 해석 모델에 적용하고자 하였다. 이를 통해 반경 방향 거리에 따라 감소되는 중성자 조사량에 의한 조사팽창을 보다 정확하게 모사할 수 있다. Fig. 8에서 보는 바와 같이 조사팽창은 차폐벽의 안쪽 면에서 크게 발생하며 콘크리트의 차폐 효과로 인해 바깥쪽 면으로 갈수록 급격하게 감소함을 확인할 수 있다.

Fig. 8.

RIVE distribution in radial direction

Fig. 9는 원통 좌표계를 기준으로 한 유효 전출력 가동년수 40년(EFPY 40)에서 중성자 조사유발 체적팽창에 의한 콘크리트 차폐벽의 응력 분포를 나타내는데, 반경 방향 응력(radial stress)에 비해 원환 방향 응력(hoop stress)과 축 방향 응력(axial stress)이 크게 발생함을 확인할 수 있다. 이는 생체 차폐체의 안쪽 표면으로부터 바깥쪽 표면으로의 방향을 의미하는 반경방향으로는 변위 경계조건이 부여되어 있지 않아 원환 방향이나 축 방향에 비해 상대적으로 자유로운 변형이 가능하기 때문으로 볼 수 있다. 차폐벽의 안쪽면에서는 큰 조사 팽창변형에 의해 국부적으로 높은 압축 응력이 발생함을 확인할 수 있는데, 반경 방향 거리 증가에 따라 압축 응력은 급격하게 감소하며 원환 방향 응력의 경우 반경 방향 거리 약 200mm 이후부터, 축 방향 응력의 경우 약 400mm부터 인장 응력이 발생함을 확인할 수 있고 원환 방향으로의 압축 응력이 축 방향에 비해 높음을 확인할 수 있다. 특히, Fig. 10에서 보는 바와 같이 국부적으로 콘크리트의 압축 강도를 초과하는 응력이 발생할 수 있는 가능성이 확인되는데 이는 콘크리트 차폐벽에 매립되어 설치되는 앵커 볼트나 보강재 등의 성능이 초기 설치 시점에 비해 감소될 수 있는 가능성을 보여준다. 따라서 장기 가동 원전의 콘크리트 생체 차폐벽 및 차폐벽에 설치되는 원자로압력용기의 지지 시스템(support system)의 구조성능 평가 시 중성자 조사에 의한 팽창의 영향을 고려할 필요가 있을 것으로 사료된다. 아울러 이러한 중성자조사 유발 체적팽창에 의한 응력의 수준은 원전 가동 기간이 길어져 누적 조사량이 증가할수록 증가되는 경향을 보인다(Fig. 11).

Fig. 9.

Stress distribution due to RIVE of CBS wall along distance of CBS wall (distance = 0: inner surface, distance = 1700: outer surface)

Fig. 10.

Stress profile along the distance: shaded area represents the allowable stress state

Fig. 11.

Comparison of stress profile at EFPY 30 and 70

2.4 콘크리트 생체 차폐벽에 미치는 온도 영향

원자로압력용기를 둘러싸고 있는 차폐벽은 원전 운전 시 원자로압력원자로부터 발생하는 열에 의한 온도 상승의 영향을 받게 되며 이로 인해 콘크리트의 물성이 영향을 받을 수 있으므로 콘크리트 성능평가 시 온도 상승효과를 고려할 필요가 있다(Bruck et al., 2019; Jing and Xi, 2019). 아울러 핵연료 연소 시 발생하는 방사선 중 감마선(gamma ray)과 시멘트 페이스트와의 반응에 의해 온도가 상승할 수 있음이 보고되었으나, 그 영향은 제한적이며 감마선에 의한 콘크리트 기계적 물성 저하 또한 무시할 수 있는 수준으로 알려져 있다(Biwer et al., 2020). 이는 주로 콘크리트 골재의 결정구조에 영향을 주어 골재의 팽창을 유발하면서 콘크리트 물성에 큰 영향을 미치는 중성자와는 달리 감마선은 시멘트 페이스트의 수분과 상호작용하여 방사화학적 반응을 일으키는 것으로 알려져 있고 이러한 현상이 콘크리트 기계적 물성에 직접적으로 미치는 영향은 크지 않기 때문이다. 비록 중성자에 비해 감마선의 영향에 대한 연구 결과 및 정교하게 설계된 신뢰할 만한 실험 데이터가 매우 부족하여 추가적인 연구가 필요한 상황이나, 과거 감마선 테스트 결과들을 기반으로 한 Maruyama 등(2016)의 연구에 따르면 감마선이 콘크리트 물성에 영향을 줄 수 있는 임계치는 2.3×1010Rad로 매우 높아 60년 이상 장기적인 조사에 조건에서도 감마선에 의한 콘크리트 물성 저하는 거의 무시할 수 있는 수준으로 검토되었다.

본 연구에서는 중성자에 의한 조사 유발 체적팽창 변형률과 더불어 온도에 의한 열변형률을 고려하기 위해 관련 문헌(Jing and Xi, 2019)을 참고하여 Fig. 12와 같이 차폐벽 안쪽 면의 온도는 65°C 바깥쪽 면의 온도는 20°C로 가정하여 차폐벽 내부의 온도 변화를 고려하였다. 그래프에서 보는 바와 같이 감마선의 영향을 고려한 경우와 그렇지 않은 경우 온도 분포는 차폐벽 안쪽 영역에서 감마선의 영향을 고려하지 않은 경우에 비해 다소 높은 온도 분포를 보이긴 하나 전반적으로는 큰 차이가 없음을 확인할 수 있다.

Fig. 12.

Temperature profile in the CBS wall

Fig. 13은 유효 전출력 가동년수 40년에 해당하는 누적 방사선 조사 조건에서 콘크리트 생체 차폐벽의 방사선조사 유발 체적팽창에 의한 변형률과 감마선의 영향을 포함한 온도 상승 효과를 고려했을 때 차폐벽 반경반향으로의 변형률 분포를 나타낸다. 차폐벽 내부 영역에서 크게 발생하였다가 반경 방향으로 거리가 증가함에 따라 급격하게 감소하는 방사선조사 유발 체적팽창에 의한 변형률에 비해 온도 상승에 의한 열변형률은 상대적으로 값이 작고 반경 방향에 대한 변화 추이도 완만한 것을 확인할 수 있다.

Fig. 13.

Strain profile in the CBS wall due to RIVE and temperature under irradiation condition of EFPY 40

콘크리트 생체 차폐벽의 중성자 조사에 의한 방사선조사 유발 체적팽창과 온도 상승에 의한 열변형 효과를 동시에 고려하기 위해 앞서 생성한 해석 모델에 온도 효과를 추가로 적용하였다. 방사선 조사 조건은 유효 전출력 가동년수 40년으로 가정하였고, 물성치 및 해석 조건은 동일하며, 열 변형을 고려하기 위하여 콘크리트 물성에 열팽창계수 1.2×10-5/℃를 적용한 열응력해석을 수행하였다. Fig. 14에서 보는 바와 같이 반경 방향과 축 방향의 압축 응력 수준은 방사선조사 유발 체적팽창만 고려했을 경우보다 최대 압축 응력이 약 4% 정도 증가하는 경향을 보였고 원환 방향 압축 응력의 경우는 최대 압축 응력이 6% 정도 감소하는 결과를 보였다. 그러나 온도 영향을 고려했을 때의 최대 압축 응력의 증가 또는 감소 폭이 유의미한 수준은 아닌 것으로 판단된다. 특히 축 방향 응력 분포의 경우(Fig. 14 (c)) 온도 효과를 고려한 경우 차폐벽 두께 방향으로 압축 응력의 변화율이 감소하는 결과를 나타내는데 이는 Fig. 13에서 보듯이 온도와 방사선 조사유발 체적팽윤을 모두 고려했을 경우 그렇지 않을 경우에 비해 변형률의 구배가 작아지는 영향으로 추측된다.

Fig. 14.

Stress profiles considering the effect of RIVE and temperature rise in the CBS wall

3. 결 론

본 연구에서는 원자력 발전소의 운영 중에 발생하는 방사선의 조사 및 온도 상승 영향으로 인해 원자로압력용기를 둘러싸고 있는 콘크리트 생체 차폐벽이 어떤 영향을 받을 수 있는 지 수치 해석적인 기법을 통해 고찰하고자 하였다. 우선 콘크리트 생체 차폐벽이 원전 가동 기간에 따라 받을 수 있는 누적 조사량의 산정을 위해 원자로압력용기의 주기적인 조사 취화 평가 결과로부터 여러가지 감쇠 영향을 고려하여 콘크리트 생체 차폐벽에서의 누적 조사량을 산정하는 절차를 제안하였다. 방사선, 특히 중성자의 영향으로 콘크리트 물성의 저하가 발생할 수 있는데 이러한 물성 저하의 가장 큰 요인인 중성자에 의한 방사선조사 유발 체적팽창을 고려하여 수치해석적으로 생체 차폐벽 내부의 응력 상태에 미치는 영향을 확인하였다.

콘크리트 생체 차폐벽 반경 방향으로의 누적 조사량은 콘크리트의 차폐 효과로 인해 차폐벽 안쪽 영역에서 큰 값을 나타내고 바깥 쪽으로 갈수록 급격하게 작아지는 경향을 나타내는데 이로 인한 방사선조사 유발 체적팽창 역시 유사한 경향성을 나타내게 된다. 이를 고려하기 위해 본 연구에서는 점진기능재료(Functionally Graded Material) 방법을 적용함으로써 차폐벽의 두께방향을 따라 연속적으로 변화하는 방사선 조사유발 체적 팽창을 보다 정확하게 반영하고자 하였다. 수치해석 결과를 통해 방사선조사 유발 체적팽창의 영향으로 차폐벽 안쪽 영역에서는 압축 응력 그리고 바깥쪽 영역에서는 인장 응력이 발생할 수 있고, 누적 조사량의 수준에 따라 콘크리트의 압축 강도를 초과하는 응력이 발생할 수 있음을 확인할 수 있었다. 또한 원전 운영 시 원자로 압력용기에서 발생하는 열에 의한 차폐벽의 온도 상승 영향을 추가적으로 고려하였는데, 온도 영향에 의한 최대 압축 응력 증가량은 6% 미만으로 유의미한 차이를 보이지 않아 중성자에 의한 방사선조사 유발 체적팽창이 콘크리트 생체 차폐벽 내부 응력 상태에 미치는 영향이 지배적임을 알 수 있었다.

따라서 원전의 초기 운영허가 만료 이후 계속 운전을 위한 콘크리트 생체 차폐벽 및 이 차폐벽에 설치되는 원자로압력용기 지지대 시스템의 구조 건전성 평가 시 중성자 누적 조사에 의한 방사선조사 유발 체적팽창을 주요한 요소로 고려할 필요가 있을 것으로 판단된다. 본 연구 결과를 토대로 향후 차폐 구조물의 보다 현실적인 기하학적 구조, 중성자 조사량 분포, 그리고 차폐벽 내부 보강 철근 요소 등을 포함하는 상세 모델을 고려하여 콘크리트 생체 차폐벽에 설치되는 압력용기 지지 구조물 및 앵커 시스템의 방사선 조사 영향 평가에 대한 연구를 수행할 계획이다.