원자력시설 해체의 최종 단계는 일반적으로 해체 부지를 복원하고 개방하게 된다. 부지복원의 최종 목표는 작업자, 일반인 및 환경에 대한 방사선방호를 최적화 후에 해체 부지를 규제에서 해제하는 것이다. 해체 부지 및 건물의 최종현황조사는 잔류오염도가 개방기준을 만족함을 확인하고 검증하기 위해서 수행된다. 본 연구의 최종 목표는 해체 부지복원 최적화를 위해서 부지 재이용 전략에 따른 개방기준을 도출하고, 공간분석 기법을 이용하여 부지의 오염특성 및 폐기물량을 평가하는 것이다. 부지개방을 위한 부지복원 및 최종현황조사 절차는 1) 부지의 잔류오염도 준위 및 확산 특성을 조사하고 2) 부지의 재이용 방안(제한적, 무제한적), 복원기술, 해체 비용, 일정 및 주민수용성을 고려하여 부지개방 전략을 선정하고 3) 방사선학적 평가결과가 향후 부지 재이용을 위한 개방기준을 만족하는지 평가하고 4) 부지복원을 수행하고 5) 최종현황조사 및 조사결과의 평가를 수행하고 6) 최종현황조사 결과의 검증 및 검토를 규제기관이 수행하게 된다. 해체 후 원전 부지의 재이용 현황을 분석한 결과 해체 부지는 녹지, 산업시설 및 원자력시설 부지로 활용될 수 있다. 부지 재이용 전략을 수립하는데 있어서 국가별 해체 정책, 폐기물 처분 기준 및 처분장 확보 여부 등 다양한 조건에 따라 결정된다. 원자력시설 해체 후 부지 재이용 안전성 평가를 통해 개방기준(...
원자력시설 해체의 최종 단계는 일반적으로 해체 부지를 복원하고 개방하게 된다. 부지복원의 최종 목표는 작업자, 일반인 및 환경에 대한 방사선방호를 최적화 후에 해체 부지를 규제에서 해제하는 것이다. 해체 부지 및 건물의 최종현황조사는 잔류오염도가 개방기준을 만족함을 확인하고 검증하기 위해서 수행된다. 본 연구의 최종 목표는 해체 부지복원 최적화를 위해서 부지 재이용 전략에 따른 개방기준을 도출하고, 공간분석 기법을 이용하여 부지의 오염특성 및 폐기물량을 평가하는 것이다. 부지개방을 위한 부지복원 및 최종현황조사 절차는 1) 부지의 잔류오염도 준위 및 확산 특성을 조사하고 2) 부지의 재이용 방안(제한적, 무제한적), 복원기술, 해체 비용, 일정 및 주민수용성을 고려하여 부지개방 전략을 선정하고 3) 방사선학적 평가결과가 향후 부지 재이용을 위한 개방기준을 만족하는지 평가하고 4) 부지복원을 수행하고 5) 최종현황조사 및 조사결과의 평가를 수행하고 6) 최종현황조사 결과의 검증 및 검토를 규제기관이 수행하게 된다. 해체 후 원전 부지의 재이용 현황을 분석한 결과 해체 부지는 녹지, 산업시설 및 원자력시설 부지로 활용될 수 있다. 부지 재이용 전략을 수립하는데 있어서 국가별 해체 정책, 폐기물 처분 기준 및 처분장 확보 여부 등 다양한 조건에 따라 결정된다. 원자력시설 해체 후 부지 재이용 안전성 평가를 통해 개방기준(Release criteria)에 상응하는 핵종별 유도농도기준(DCGL)이 평가되어야 한다. 연구로 해체 부지의 개방기준은 IAEA에서 권고하고 있는 기준(300 ～10 μSv/yr)과 향후 부지의 무제한적 재이용방안과 주변지역의 발전을 고려하여 100 μSv/yr로 설정하였다. 연구로 부지 특성자료를 반영하여 핵종별 유도농도기준을 평가한 결과 Co-60 (0.062 Bq/g), Cs-137 (0.246 Bq/g) 및 Sr-90 (0.257 Bq/g)으로 평가되었다. Co-60 및 Cs-137은 외부피폭 경로가 전체 선량의 92%이상을 차지하는 반면 Sr-90은 곡류 및 야채 등 섭취에 따른 피폭선량이 전체의 91%이상을 차지한다. 부지 재이용 안전성 평가 결과의 정확도는 입력인자에 의존하게 된다. 이를 위해 입력인자의 민감도를 확률론적 방법과 결정론적 방법을 적용하여 비교 평가하였다. 결정론적 방법을 이용한 평가결과 Co-60 및 Cs-137은 입력인자의 민감도 분석결과 외부차폐인자, 실내외 거주분율, 오염층 밀도 등이 민감도가 높고 Sr-90 방출 핵종은 식물의 뿌리 깊이, 증발산계수, 오염층 밀도, 강수량 등이 중요 인자로 평가되었다. 연구로 해체 부지의 토양에 대한 Cs-137의 흡착분배계수를 표준방법으로 측정한 결과 평균 1656.6 ml/g이고, 로그정규(Log- normal) 분포에 근사되었다. 연령군에 대한 영향을 평가한 결과 핵종별로 상이한 결과를 보여주고 있어 단순하게 내부피폭 성인 예탁유효선량의 선량환산계수(DCF)의 2배를 적용하기보다 핵종별로 평가를 통해 적용해야 한다. 부지의 깊이 오염분포에 대한 부지 특성조사는 부지복원을 계획하고 수행하는데 매우 중요하다. 방사선학적 조사 및 평가 기술은 측정결과의 신뢰도를 확보해야 하고, 현장에 적용이 용이해야 한다. 현장측정기술은 다양한 상황 및 환경 분야에서 잔류방사능 평가에 유용한 기술로 입증되고 있다. 본 연구에서는 실험실 환경에서 면적선원을 이용하여 다양한 지수함수 형태의 깊이분포를 평가할 수 있는 Peak to valley 방법을 적용하였다. 평가결과는 다양한 토양 성분 및 깊이 분포에 대하여 MCNP 시뮬레이션 계산을 통해 검증하였다. Peak to vally 방법을 제주지역의 수직 오염분포 평가를 위하여 적용하였다. 깊이 분포에 대한 시료채취 평가(β=6.1 g/㎠)와, 현장측정을 통한 평가(β=5.9 g/㎠) 결과가 잘 일치함을 확인하였다. 현장측정기술은 부지의 깊이분포 및 초기방사능을 정량하는데 매우 유용한 기술이다. 개발된 기술은 오염의 분포에 대한 정보를 신속하고, 비용을 절감하고, 대표적인 오염지도를 작성하는데 유용하게 활용할 수 있다. 해체 부지는 부지 재이용 전략에 따라 다양한 목적으로 활용될 수 있다. 부지복원 최적화를 위해서는 부지의 재이용 목적에 따른 개방기준, 폐기물량 및 처분 비용 등의 종합적인 평가가 요구된다. 이러한 의사결정 과정에서 대중 설명회 및 워크샵을 통해 대중의 참여기회를 확대하고, 종합적인 정보를 제공함으로서 주민 수용성을 확보하여 부지복원 최적화를 달성할 수 있다. 본 연구에서는 해체가 완료된 우라늄변환시설의 부지 오염 특성 자료를 이용하여 부지복원 최적화를 위한 방안을 도출하였다. 국내 여건을 고려하여 원자력시설 해체 후 부지는 산업시설 및 녹지로 조성할 수 있다. 이러한 재이용 목적에 따른 안전성평가를 통해 유도농도기준(DCGL)을 도출하고, 공간분석기법을 적용하여 부지의 오염특성을 평가하고 부지복원 최적화를 위한 복원 폐기물량 및 처분비용을 평가를 통해 부지복원 최적화 방안을 제시하였다. 우라늄변환시설의 부지 오염특성 자료를 이용하여 부지복원 최적화를 위한 평가결과 산업시설을 조성하는 경우 복원 폐기물량은 356 ㎥이고, 녹지를 조성하는 경우 1,823 ㎥이며, 녹지를 조성하되 MARSSIM의 국부오염에 대한 평가 기준을 만족시키는 경우는 1,703 ㎥으로 평가되었다. 이러한 평가결과를 바탕으로 주민공청회 등을 통해 이해당사자의 의견을 수렴하고 부지복원 최적화를 위한 주민 수용성 확보방안을 강구해야 한다. 해체 부지복원을 최적화하기 위해서는 안정성평가기술, 현장측정기술, 부지오염의 공간분석 및 국부오염 평가기술 등이 요구된다. 이러한 평가기술은 향후 원전 해체를 준비하고 수행하는데 유용하게 활용될 것으로 기대된다.
원자력시설 해체의 최종 단계는 일반적으로 해체 부지를 복원하고 개방하게 된다. 부지복원의 최종 목표는 작업자, 일반인 및 환경에 대한 방사선방호를 최적화 후에 해체 부지를 규제에서 해제하는 것이다. 해체 부지 및 건물의 최종현황조사는 잔류오염도가 개방기준을 만족함을 확인하고 검증하기 위해서 수행된다. 본 연구의 최종 목표는 해체 부지복원 최적화를 위해서 부지 재이용 전략에 따른 개방기준을 도출하고, 공간분석 기법을 이용하여 부지의 오염특성 및 폐기물량을 평가하는 것이다. 부지개방을 위한 부지복원 및 최종현황조사 절차는 1) 부지의 잔류오염도 준위 및 확산 특성을 조사하고 2) 부지의 재이용 방안(제한적, 무제한적), 복원기술, 해체 비용, 일정 및 주민수용성을 고려하여 부지개방 전략을 선정하고 3) 방사선학적 평가결과가 향후 부지 재이용을 위한 개방기준을 만족하는지 평가하고 4) 부지복원을 수행하고 5) 최종현황조사 및 조사결과의 평가를 수행하고 6) 최종현황조사 결과의 검증 및 검토를 규제기관이 수행하게 된다. 해체 후 원전 부지의 재이용 현황을 분석한 결과 해체 부지는 녹지, 산업시설 및 원자력시설 부지로 활용될 수 있다. 부지 재이용 전략을 수립하는데 있어서 국가별 해체 정책, 폐기물 처분 기준 및 처분장 확보 여부 등 다양한 조건에 따라 결정된다. 원자력시설 해체 후 부지 재이용 안전성 평가를 통해 개방기준(Release criteria)에 상응하는 핵종별 유도농도기준(DCGL)이 평가되어야 한다. 연구로 해체 부지의 개방기준은 IAEA에서 권고하고 있는 기준(300 ～10 μSv/yr)과 향후 부지의 무제한적 재이용방안과 주변지역의 발전을 고려하여 100 μSv/yr로 설정하였다. 연구로 부지 특성자료를 반영하여 핵종별 유도농도기준을 평가한 결과 Co-60 (0.062 Bq/g), Cs-137 (0.246 Bq/g) 및 Sr-90 (0.257 Bq/g)으로 평가되었다. Co-60 및 Cs-137은 외부피폭 경로가 전체 선량의 92%이상을 차지하는 반면 Sr-90은 곡류 및 야채 등 섭취에 따른 피폭선량이 전체의 91%이상을 차지한다. 부지 재이용 안전성 평가 결과의 정확도는 입력인자에 의존하게 된다. 이를 위해 입력인자의 민감도를 확률론적 방법과 결정론적 방법을 적용하여 비교 평가하였다. 결정론적 방법을 이용한 평가결과 Co-60 및 Cs-137은 입력인자의 민감도 분석결과 외부차폐인자, 실내외 거주분율, 오염층 밀도 등이 민감도가 높고 Sr-90 방출 핵종은 식물의 뿌리 깊이, 증발산계수, 오염층 밀도, 강수량 등이 중요 인자로 평가되었다. 연구로 해체 부지의 토양에 대한 Cs-137의 흡착분배계수를 표준방법으로 측정한 결과 평균 1656.6 ml/g이고, 로그정규(Log- normal) 분포에 근사되었다. 연령군에 대한 영향을 평가한 결과 핵종별로 상이한 결과를 보여주고 있어 단순하게 내부피폭 성인 예탁유효선량의 선량환산계수(DCF)의 2배를 적용하기보다 핵종별로 평가를 통해 적용해야 한다. 부지의 깊이 오염분포에 대한 부지 특성조사는 부지복원을 계획하고 수행하는데 매우 중요하다. 방사선학적 조사 및 평가 기술은 측정결과의 신뢰도를 확보해야 하고, 현장에 적용이 용이해야 한다. 현장측정기술은 다양한 상황 및 환경 분야에서 잔류방사능 평가에 유용한 기술로 입증되고 있다. 본 연구에서는 실험실 환경에서 면적선원을 이용하여 다양한 지수함수 형태의 깊이분포를 평가할 수 있는 Peak to valley 방법을 적용하였다. 평가결과는 다양한 토양 성분 및 깊이 분포에 대하여 MCNP 시뮬레이션 계산을 통해 검증하였다. Peak to vally 방법을 제주지역의 수직 오염분포 평가를 위하여 적용하였다. 깊이 분포에 대한 시료채취 평가(β=6.1 g/㎠)와, 현장측정을 통한 평가(β=5.9 g/㎠) 결과가 잘 일치함을 확인하였다. 현장측정기술은 부지의 깊이분포 및 초기방사능을 정량하는데 매우 유용한 기술이다. 개발된 기술은 오염의 분포에 대한 정보를 신속하고, 비용을 절감하고, 대표적인 오염지도를 작성하는데 유용하게 활용할 수 있다. 해체 부지는 부지 재이용 전략에 따라 다양한 목적으로 활용될 수 있다. 부지복원 최적화를 위해서는 부지의 재이용 목적에 따른 개방기준, 폐기물량 및 처분 비용 등의 종합적인 평가가 요구된다. 이러한 의사결정 과정에서 대중 설명회 및 워크샵을 통해 대중의 참여기회를 확대하고, 종합적인 정보를 제공함으로서 주민 수용성을 확보하여 부지복원 최적화를 달성할 수 있다. 본 연구에서는 해체가 완료된 우라늄변환시설의 부지 오염 특성 자료를 이용하여 부지복원 최적화를 위한 방안을 도출하였다. 국내 여건을 고려하여 원자력시설 해체 후 부지는 산업시설 및 녹지로 조성할 수 있다. 이러한 재이용 목적에 따른 안전성평가를 통해 유도농도기준(DCGL)을 도출하고, 공간분석기법을 적용하여 부지의 오염특성을 평가하고 부지복원 최적화를 위한 복원 폐기물량 및 처분비용을 평가를 통해 부지복원 최적화 방안을 제시하였다. 우라늄변환시설의 부지 오염특성 자료를 이용하여 부지복원 최적화를 위한 평가결과 산업시설을 조성하는 경우 복원 폐기물량은 356 ㎥이고, 녹지를 조성하는 경우 1,823 ㎥이며, 녹지를 조성하되 MARSSIM의 국부오염에 대한 평가 기준을 만족시키는 경우는 1,703 ㎥으로 평가되었다. 이러한 평가결과를 바탕으로 주민공청회 등을 통해 이해당사자의 의견을 수렴하고 부지복원 최적화를 위한 주민 수용성 확보방안을 강구해야 한다. 해체 부지복원을 최적화하기 위해서는 안정성평가기술, 현장측정기술, 부지오염의 공간분석 및 국부오염 평가기술 등이 요구된다. 이러한 평가기술은 향후 원전 해체를 준비하고 수행하는데 유용하게 활용될 것으로 기대된다.
The site remediation has been considered as the final step in a sequence of decommissioning of the nuclear facilities. The ultimate objective of the site cleanup is the release of the site from regulatory control after optimizing the radiological protection of workers, public members and environment...
The site remediation has been considered as the final step in a sequence of decommissioning of the nuclear facilities. The ultimate objective of the site cleanup is the release of the site from regulatory control after optimizing the radiological protection of workers, public members and environment. The final status survey is to identify and verify that the residual contamination levels should satisfy the release criteria of a site and building after decommissioning. In the thesis, we studied the optimization method of the site remediation by calculating the site release criteria depending on the re-use strategy and evaluating the contamination characterization with waste volume using a goestatistical analysis method. The objective of the site remediation is to reduce the risk to an acceptable level by removing the source of contamination. Site remediation and the final survey for the release of decommissioning site involve the following steps: (A) characterizing the site to identify the contamination and the levels of contamination; (B) selecting a site release strategy in terms of a re-use option (unrestricted or restricted use), a remediation technology, the cost, the schedule, and public acceptance; (C) assessing the radiological dose to determine whether the release criteria for future site use is satisfied; (D) implementing site remediation; (E) conducting the final status survey and evaluating the results; and (F) review and verification of the final status survey results by the regulatory body. The decommissioning site usually could be reused as a greenfield or brownfield form the analysis results of practical re-use status after decommissioning nuclear facilities. The site re-use strategy is decided by considering a variety of conditions such as national decommissioning strategies, waste disposal criteria, securing disposal site etc. The radiological dose assessment for setting up the DCGL(Derived Concentration Guideline Level) corresponding to the site release criteria should be calculated for each radionuclides. The release dose criteria recommended by the IAEA are between the dose constraint (300 Sv/y; a portion of dose limit) and a trivial dose range (10 Sv/y). KAERI has proposed the release criteria (100 Sv/y) for considering the future unrestricted use of the site and the urbanization of the surrounding area. The calculated results by adopting the site specific parameters of Korean Research Reactor site were 0.062 Bq/g, 0.246 Bq/g, and 0.246 Bq/g for Co-60, Cs-137, and Sr-90 respectively. The external exposure is a dominant pathway for Co-60, Cs-137 while the ingestion pathway of rice and vegetable is a dominant exposure pathway for Sr-90. The precision of the dose assessment results depends on the sensitiveness of the input parameter values, which was identified by comparing the deterministic and probabilistic methods for site re-use. The parameters identified as sensitive in deterministic analysis include external gamma shielding factor, in/out door time fraction, density of contamination zone for Co-60 and Cs-137. On the other hand, the sensitive parameters in probabilistic analysis include depth of roots, evaporation coefficient, density of contamination zone, and precipitation rate for Sr-90. In addition, the site specific distribution coefficient (Kd) which is one of sensitive parameters was measured with a standard method. The average value of measured results was 1656.6 ml/g with log-normal distribution. It is required to conduct the age-dependent radiological dose assessment depending on radionuclides and re-use scenario not applying two times of dose conversion coefficients for adults. Site characterization of the subsurface contamination is an important factor for planning and implementation of site remediation. Radiological survey and evaluation technology are required to ensure the reliability of the results, and the process must be easily applied during the field measurements. In situ gamma spectrometry has been used in several situations and environments and has proven to be a powerful tool in determining the residual radioactivity in the environment. In this study, the peak-to-valley method was applied to a variety of exponential depth distributions using the area sources in the laboratory. The results also verified by comparing the Monte Carlo simulations of photon transport code with differences in the soil composition and various activity depth distributions. The peak-to-valley method was applied to identify the vertical activity distribution and the surface activity in Jeju, Korea. There was good agreement for the depth distribution between the sample soil (β=6.1 g/㎠)and the in situ estimation of the mean mass depth (β=5.90 g/㎠). In situ gamma-ray spectrometry is a powerful method for site characterization that can be used to identify the depth distribution and quantify radionuclides directly at the measurement site. In situ measurement techniques provide rapid, cost-effective and spatially representative maps of the contamination distributions. The decommissioning site can be reused for various purposes depending on the site re-use strategies. The optimization of site remediation requires the comprehensive analysis of the site release criteria, waste volume, and disposal cost depending on the purpose of site re-use. The decision process for the site remediation needs the public acceptance compiled through the public meetings with the extension of participation, as well as workshops to provide necessary information about all stakeholder perspectives, which process definitely enhances public trust, confidence, and acceptance. Depending upon the site release criteria, the optimization of site remediation requires the analysis of subsurface characterization, waste volume, disposal cost, etc. For the completed decommissioning project of Uranium Conversion Plant, the geostatistical evaluation of remediation waste volume and disposal cost as well as the hot spots evaluation of MARSSIM were carried out to optimize the site remediation. In the results, the calculated waste volume was 356 ㎥ for the building industrial site, 1,823 ㎥ for the building greenfield, and 1,703 ㎥ for the satisfied residual hot spots from MARSSIM. Overall, the site remediation could be acquired by safety evaluation, in situ measurement, geostaitcial analysis and hot spots evaluation technologies of decommissioning site. The decommissioning experience and developed technologies will be usefully applied for preparing and implementing of nuclear power plant decommissioning.
The site remediation has been considered as the final step in a sequence of decommissioning of the nuclear facilities. The ultimate objective of the site cleanup is the release of the site from regulatory control after optimizing the radiological protection of workers, public members and environment. The final status survey is to identify and verify that the residual contamination levels should satisfy the release criteria of a site and building after decommissioning. In the thesis, we studied the optimization method of the site remediation by calculating the site release criteria depending on the re-use strategy and evaluating the contamination characterization with waste volume using a goestatistical analysis method. The objective of the site remediation is to reduce the risk to an acceptable level by removing the source of contamination. Site remediation and the final survey for the release of decommissioning site involve the following steps: (A) characterizing the site to identify the contamination and the levels of contamination; (B) selecting a site release strategy in terms of a re-use option (unrestricted or restricted use), a remediation technology, the cost, the schedule, and public acceptance; (C) assessing the radiological dose to determine whether the release criteria for future site use is satisfied; (D) implementing site remediation; (E) conducting the final status survey and evaluating the results; and (F) review and verification of the final status survey results by the regulatory body. The decommissioning site usually could be reused as a greenfield or brownfield form the analysis results of practical re-use status after decommissioning nuclear facilities. The site re-use strategy is decided by considering a variety of conditions such as national decommissioning strategies, waste disposal criteria, securing disposal site etc. The radiological dose assessment for setting up the DCGL(Derived Concentration Guideline Level) corresponding to the site release criteria should be calculated for each radionuclides. The release dose criteria recommended by the IAEA are between the dose constraint (300 Sv/y; a portion of dose limit) and a trivial dose range (10 Sv/y). KAERI has proposed the release criteria (100 Sv/y) for considering the future unrestricted use of the site and the urbanization of the surrounding area. The calculated results by adopting the site specific parameters of Korean Research Reactor site were 0.062 Bq/g, 0.246 Bq/g, and 0.246 Bq/g for Co-60, Cs-137, and Sr-90 respectively. The external exposure is a dominant pathway for Co-60, Cs-137 while the ingestion pathway of rice and vegetable is a dominant exposure pathway for Sr-90. The precision of the dose assessment results depends on the sensitiveness of the input parameter values, which was identified by comparing the deterministic and probabilistic methods for site re-use. The parameters identified as sensitive in deterministic analysis include external gamma shielding factor, in/out door time fraction, density of contamination zone for Co-60 and Cs-137. On the other hand, the sensitive parameters in probabilistic analysis include depth of roots, evaporation coefficient, density of contamination zone, and precipitation rate for Sr-90. In addition, the site specific distribution coefficient (Kd) which is one of sensitive parameters was measured with a standard method. The average value of measured results was 1656.6 ml/g with log-normal distribution. It is required to conduct the age-dependent radiological dose assessment depending on radionuclides and re-use scenario not applying two times of dose conversion coefficients for adults. Site characterization of the subsurface contamination is an important factor for planning and implementation of site remediation. Radiological survey and evaluation technology are required to ensure the reliability of the results, and the process must be easily applied during the field measurements. In situ gamma spectrometry has been used in several situations and environments and has proven to be a powerful tool in determining the residual radioactivity in the environment. In this study, the peak-to-valley method was applied to a variety of exponential depth distributions using the area sources in the laboratory. The results also verified by comparing the Monte Carlo simulations of photon transport code with differences in the soil composition and various activity depth distributions. The peak-to-valley method was applied to identify the vertical activity distribution and the surface activity in Jeju, Korea. There was good agreement for the depth distribution between the sample soil (β=6.1 g/㎠)and the in situ estimation of the mean mass depth (β=5.90 g/㎠). In situ gamma-ray spectrometry is a powerful method for site characterization that can be used to identify the depth distribution and quantify radionuclides directly at the measurement site. In situ measurement techniques provide rapid, cost-effective and spatially representative maps of the contamination distributions. The decommissioning site can be reused for various purposes depending on the site re-use strategies. The optimization of site remediation requires the comprehensive analysis of the site release criteria, waste volume, and disposal cost depending on the purpose of site re-use. The decision process for the site remediation needs the public acceptance compiled through the public meetings with the extension of participation, as well as workshops to provide necessary information about all stakeholder perspectives, which process definitely enhances public trust, confidence, and acceptance. Depending upon the site release criteria, the optimization of site remediation requires the analysis of subsurface characterization, waste volume, disposal cost, etc. For the completed decommissioning project of Uranium Conversion Plant, the geostatistical evaluation of remediation waste volume and disposal cost as well as the hot spots evaluation of MARSSIM were carried out to optimize the site remediation. In the results, the calculated waste volume was 356 ㎥ for the building industrial site, 1,823 ㎥ for the building greenfield, and 1,703 ㎥ for the satisfied residual hot spots from MARSSIM. Overall, the site remediation could be acquired by safety evaluation, in situ measurement, geostaitcial analysis and hot spots evaluation technologies of decommissioning site. The decommissioning experience and developed technologies will be usefully applied for preparing and implementing of nuclear power plant decommissioning.
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