[학위논문]RESRAD 확률론적 분석을 통한 고리 1호기 지표 토양 및 건물에 대한 DCGL 유도방법 연구 A study on derivation methodology of DCGL for surface soil and building of Kori-1 NPP by RESRAD probabilistic analysis원문보기
국내 원자력 발전소인 고리 1호기의 영구 운영 정지에 따라 부지 개방 및 재이용에 관련된 규제 지침과 해제 절차가 필요하다. 본 연구에서는 MARSSIM과 그에 근거한 해외 원자력 발전소의 운영허가종료계획서(License Termination Plan, LTP)의 절차를 참조하여, 국내 환경에 적합한 핵종 및 시나리오를 고려한 고리 1호기 원자력 발전소 해체 부지의 잔류방사능 유도농도 (Derived Concentration Guideline Levels, DCGLs) 를 ...
국내 원자력 발전소인 고리 1호기의 영구 운영 정지에 따라 부지 개방 및 재이용에 관련된 규제 지침과 해제 절차가 필요하다. 본 연구에서는 MARSSIM과 그에 근거한 해외 원자력 발전소의 운영허가종료계획서(License Termination Plan, LTP)의 절차를 참조하여, 국내 환경에 적합한 핵종 및 시나리오를 고려한 고리 1호기 원자력 발전소 해체 부지의 잔류방사능 유도농도 (Derived Concentration Guideline Levels, DCGLs) 를 RESRAD 코드의 확률론적 분석을 통해서 유도하였다. RESRAD 코드의 확률론적 분석을 수행하기 위해 코드 내 매개변수의 취급 단계를 분석하였다. 매개변수 민감도 분석을 통해 불확실성을 정량화시켜서 계산된 확률 선량으로부터 고리 1호기의 지표 토양 및 건물에 대한 DCGLw 및 DCGLEMC 유도를 위한 면적인자를 도출하였다. 고리 1호기를 포함한 해외 원전의 DCGL이 시나리오에 따라 유사하게 유도됨을 확인하였다. 최종적으로 부지 개방 후 시나리오에 따른 선량 기간별 평가를 수행하여 산업 작업자 시나리오를 적용시키는 경우, 거주 농부 시나리오보다 약 30년이 앞당겨져 부지 개방 기준을 만족할 것으로 예상된다. 선량 평가의 경우, Rancho Seco 원전의 샘플을 이용하였으므로 농도 차이가 있을 것을 감안하여 추후에 고리 1호기의 특성화조사에 따라 부지 특성 농도 값으로 변경하여 선량 평가가 실행 가능할 것이다. 이를 통해, 국내 잔류 방사능 핵종 목록 및 부지 평가 시나리오를 결정하는 방법론에 대해서 분석하고 DCGL을 유도하여 부지 재이용 방안 기준 정립에 도움이 되고자 한다.
국내 원자력 발전소인 고리 1호기의 영구 운영 정지에 따라 부지 개방 및 재이용에 관련된 규제 지침과 해제 절차가 필요하다. 본 연구에서는 MARSSIM과 그에 근거한 해외 원자력 발전소의 운영허가종료계획서(License Termination Plan, LTP)의 절차를 참조하여, 국내 환경에 적합한 핵종 및 시나리오를 고려한 고리 1호기 원자력 발전소 해체 부지의 잔류방사능 유도농도 (Derived Concentration Guideline Levels, DCGLs) 를 RESRAD 코드의 확률론적 분석을 통해서 유도하였다. RESRAD 코드의 확률론적 분석을 수행하기 위해 코드 내 매개변수의 취급 단계를 분석하였다. 매개변수 민감도 분석을 통해 불확실성을 정량화시켜서 계산된 확률 선량으로부터 고리 1호기의 지표 토양 및 건물에 대한 DCGLw 및 DCGLEMC 유도를 위한 면적인자를 도출하였다. 고리 1호기를 포함한 해외 원전의 DCGL이 시나리오에 따라 유사하게 유도됨을 확인하였다. 최종적으로 부지 개방 후 시나리오에 따른 선량 기간별 평가를 수행하여 산업 작업자 시나리오를 적용시키는 경우, 거주 농부 시나리오보다 약 30년이 앞당겨져 부지 개방 기준을 만족할 것으로 예상된다. 선량 평가의 경우, Rancho Seco 원전의 샘플을 이용하였으므로 농도 차이가 있을 것을 감안하여 추후에 고리 1호기의 특성화조사에 따라 부지 특성 농도 값으로 변경하여 선량 평가가 실행 가능할 것이다. 이를 통해, 국내 잔류 방사능 핵종 목록 및 부지 평가 시나리오를 결정하는 방법론에 대해서 분석하고 DCGL을 유도하여 부지 재이용 방안 기준 정립에 도움이 되고자 한다.
In accordance with the suspension of operation of Kori Unit 1, the domestic nuclear power plant, procedures and limitations related to site release and reuse after decommissioning are required. In this study, the Derived Concentration Guideline Levels (DCGLs) of the decommissioned site of Kori Unit ...
In accordance with the suspension of operation of Kori Unit 1, the domestic nuclear power plant, procedures and limitations related to site release and reuse after decommissioning are required. In this study, the Derived Concentration Guideline Levels (DCGLs) of the decommissioned site of Kori Unit 1 Nuclear Power Plant were derived by probabilistic analysis of RESRAD codes adapting it to the domestic environment considering the nuclides and scenarios. Through treating the parameters to perform probabilistic analysis of the RESRAD code, uncertainties were quantified by the parameter sensitivity analysis. DCGLw for surface soil and building of Kori Unit 1 and area factors for DCGLEMC were derived from calculated probabilistic dose. It was confirmed that the DCGLs of the compared nuclear power plants including Kori Unit 1 were similarly derived according to the scenario. Finally, in the dose evaluation, the differences in the compliance period of site release criteria were confirmed according to the scenario. Applying industrial worker scenario, it is expected that the site release criteria will be met by about 30 years ahead of the residential farmer scenario. Since the samples of Rancho Seco NPP were used, it could be different from the dose evaluation of the actual Kori Unit 1. As the characterization of Kori Unit 1 progresses, more accurate dose evaluation will be possible if the site specific concentrations are obtained. Through analyzing the methodology for determining the list of residual radionuclides and applying suitable site evaluation scenario in Kori Unit 1 NPP, this study will help to establish standards for site reuse after decommissioning by deriving DCGL.
In accordance with the suspension of operation of Kori Unit 1, the domestic nuclear power plant, procedures and limitations related to site release and reuse after decommissioning are required. In this study, the Derived Concentration Guideline Levels (DCGLs) of the decommissioned site of Kori Unit 1 Nuclear Power Plant were derived by probabilistic analysis of RESRAD codes adapting it to the domestic environment considering the nuclides and scenarios. Through treating the parameters to perform probabilistic analysis of the RESRAD code, uncertainties were quantified by the parameter sensitivity analysis. DCGLw for surface soil and building of Kori Unit 1 and area factors for DCGLEMC were derived from calculated probabilistic dose. It was confirmed that the DCGLs of the compared nuclear power plants including Kori Unit 1 were similarly derived according to the scenario. Finally, in the dose evaluation, the differences in the compliance period of site release criteria were confirmed according to the scenario. Applying industrial worker scenario, it is expected that the site release criteria will be met by about 30 years ahead of the residential farmer scenario. Since the samples of Rancho Seco NPP were used, it could be different from the dose evaluation of the actual Kori Unit 1. As the characterization of Kori Unit 1 progresses, more accurate dose evaluation will be possible if the site specific concentrations are obtained. Through analyzing the methodology for determining the list of residual radionuclides and applying suitable site evaluation scenario in Kori Unit 1 NPP, this study will help to establish standards for site reuse after decommissioning by deriving DCGL.
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