방사성 폐기물은 원자력을 사용하는 시설에서 방사능을 포함하고 있는 물질의 형태로 처분의 대상이 되는 물체를 의미한다. 방사성 폐기물은 원자력 발전, 교육, 병원 그리고 연구와 같이 다양한 시설에서 발생하기 때문에 폐기물에 포함된 방사능의 농도 또한 당장 재활용할 수 있는 정도의 매우 낮은 수준부터 수백 년 이상 처분 기간이 필요할 정도의 높은 수준까지 다양한 범위를 가진다. International Atomic Energy ...
방사성 폐기물은 원자력을 사용하는 시설에서 방사능을 포함하고 있는 물질의 형태로 처분의 대상이 되는 물체를 의미한다. 방사성 폐기물은 원자력 발전, 교육, 병원 그리고 연구와 같이 다양한 시설에서 발생하기 때문에 폐기물에 포함된 방사능의 농도 또한 당장 재활용할 수 있는 정도의 매우 낮은 수준부터 수백 년 이상 처분 기간이 필요할 정도의 높은 수준까지 다양한 범위를 가진다. International Atomic EnergyAgency(IAEA)에서는 방사성 폐기물의 처분을 위해 폐기물에 포함된 방사능, 열 방출률 그리고 반감기 등을 고려하여 분류 체계를 권고하였다. 국내에서 발생하는 방사성 폐기물의 경우 원자력 발전에서 발생한 폐기물을 제외한 모든 방사성 폐기물은 중·저준위 폐기물로 분류된다. 중·저준위 폐기물은 처분 시 방사성 핵종의 방사능에 따라 절차가 다르게 명시되어 있으나, 방사성 폐기물에 포함된 방사능을 규제면제 준위 미만의 방사능 농도로 감소시킬 수 있다면 방사성 폐기물을 자체처분 대상으로 분류하여 처분할 수 있다. 자체처분이란 방사성 폐기물의 방사성 핵종이 규제면제 농도 이하임이 입증되어 원자력안전법의 규제대상에서 벗어나 소각, 매립과 같은 방법으로 처분할 수 있는 것을 의미한다. 현재 한국원자력의학원 또한 특정 방사성 핵종을 제외한다면 대부분의 방사성 폐기물을 저장을 통해 방사능을 감소시킨 후 자체처분을 통해 폐기물을 처분하고 있다. 하지만 방사성 핵종의 반감기가 길거나 규제면제 준위가 매우 낮은 경우 폐기물을 처분하기 위한 저장 기간이 매우 길어질 수 있다. 따라서 본 연구는 폐기물의 방사능 감소를 통해 저장 기간의 감소와 저장 시설의 효율적인 사용을 목적으로 연구가 진행되었다. 본 연구는 한국원자력의학원에서 Cyclotron을 사용해 방사성 동위원소를 생산함으로써 발생한 중·저준위 방사성 폐기물의 방사능 제거율을 4종류의 제염 물질을 토대로 평가했다. 실험에서 사용된 중·저준위 방사성 폐기물은 방사성 동위원소의 분배를 위해 사용되는 흄 후드에 장착된 납 판을 이용하였다. 폐기물의 방사능 감소를 위한 처리 방법은 연구실 규모에서 쉽게 사용할 수 있는 제염 처리방식을 채택하였고, 제염처리를 위한 물질로는 물, Alcohol (75% Ethyl Alcohol), Radiacwash (Spray mist #005-400, BIODEX Medical System INC, U.S.) 그리고 Decontamination gel (DECONGEL 1101 GEL, Cellular Bioengineering Corporation, U.S.)을 이용했다. 실험은 앞선 연구를 기반으로 납 판의 전/후면을 각각 1분씩 세척 후 검출기를 이용해 방사선량률과 방사능을 측정하였다. (Decongel 1101의 경우 납 판 전체에 도포 후 떼어내는 방식으로 제염 처리되었다.) 결과의 평가를 위해 본 연구에서는 폐기물에 포함된 방사성 핵종의 방사능을 측정할 수 있는 HPGe 반도체 검출기(IP25-2, CNBERRA Inc, U.S.)와 방사선 분광분석기(DSA-1000, CANBERRA Inc, U.S.)가 사용되었으며, 납 판의 표면에서 방출되는 표면선량률을 측정하기 위해 비례계수형 표면 오염 계측기(FH 40-L/FHZ 732GM, Thermo Fisher Scientific, Germany)가 사용되었다. 납 판의 제염처리 후 검출기를 이용해 측정한 결과 제염수, 알콜(75% 에틸 알콜), 제염젤 그리고 물의 순서대로 방사능이 많이 제거되었다. 특히, 제염수를 이용해 제염처리를 했을 경우 자체처분 규제 농도에 근사한 수준으로 방사능이 제거됨을 알 수 있었다.
방사성 폐기물은 원자력을 사용하는 시설에서 방사능을 포함하고 있는 물질의 형태로 처분의 대상이 되는 물체를 의미한다. 방사성 폐기물은 원자력 발전, 교육, 병원 그리고 연구와 같이 다양한 시설에서 발생하기 때문에 폐기물에 포함된 방사능의 농도 또한 당장 재활용할 수 있는 정도의 매우 낮은 수준부터 수백 년 이상 처분 기간이 필요할 정도의 높은 수준까지 다양한 범위를 가진다. International Atomic Energy Agency(IAEA)에서는 방사성 폐기물의 처분을 위해 폐기물에 포함된 방사능, 열 방출률 그리고 반감기 등을 고려하여 분류 체계를 권고하였다. 국내에서 발생하는 방사성 폐기물의 경우 원자력 발전에서 발생한 폐기물을 제외한 모든 방사성 폐기물은 중·저준위 폐기물로 분류된다. 중·저준위 폐기물은 처분 시 방사성 핵종의 방사능에 따라 절차가 다르게 명시되어 있으나, 방사성 폐기물에 포함된 방사능을 규제면제 준위 미만의 방사능 농도로 감소시킬 수 있다면 방사성 폐기물을 자체처분 대상으로 분류하여 처분할 수 있다. 자체처분이란 방사성 폐기물의 방사성 핵종이 규제면제 농도 이하임이 입증되어 원자력안전법의 규제대상에서 벗어나 소각, 매립과 같은 방법으로 처분할 수 있는 것을 의미한다. 현재 한국원자력의학원 또한 특정 방사성 핵종을 제외한다면 대부분의 방사성 폐기물을 저장을 통해 방사능을 감소시킨 후 자체처분을 통해 폐기물을 처분하고 있다. 하지만 방사성 핵종의 반감기가 길거나 규제면제 준위가 매우 낮은 경우 폐기물을 처분하기 위한 저장 기간이 매우 길어질 수 있다. 따라서 본 연구는 폐기물의 방사능 감소를 통해 저장 기간의 감소와 저장 시설의 효율적인 사용을 목적으로 연구가 진행되었다. 본 연구는 한국원자력의학원에서 Cyclotron을 사용해 방사성 동위원소를 생산함으로써 발생한 중·저준위 방사성 폐기물의 방사능 제거율을 4종류의 제염 물질을 토대로 평가했다. 실험에서 사용된 중·저준위 방사성 폐기물은 방사성 동위원소의 분배를 위해 사용되는 흄 후드에 장착된 납 판을 이용하였다. 폐기물의 방사능 감소를 위한 처리 방법은 연구실 규모에서 쉽게 사용할 수 있는 제염 처리방식을 채택하였고, 제염처리를 위한 물질로는 물, Alcohol (75% Ethyl Alcohol), Radiacwash (Spray mist #005-400, BIODEX Medical System INC, U.S.) 그리고 Decontamination gel (DECONGEL 1101 GEL, Cellular Bioengineering Corporation, U.S.)을 이용했다. 실험은 앞선 연구를 기반으로 납 판의 전/후면을 각각 1분씩 세척 후 검출기를 이용해 방사선량률과 방사능을 측정하였다. (Decongel 1101의 경우 납 판 전체에 도포 후 떼어내는 방식으로 제염 처리되었다.) 결과의 평가를 위해 본 연구에서는 폐기물에 포함된 방사성 핵종의 방사능을 측정할 수 있는 HPGe 반도체 검출기(IP25-2, CNBERRA Inc, U.S.)와 방사선 분광분석기(DSA-1000, CANBERRA Inc, U.S.)가 사용되었으며, 납 판의 표면에서 방출되는 표면선량률을 측정하기 위해 비례계수형 표면 오염 계측기(FH 40-L/FHZ 732GM, Thermo Fisher Scientific, Germany)가 사용되었다. 납 판의 제염처리 후 검출기를 이용해 측정한 결과 제염수, 알콜(75% 에틸 알콜), 제염젤 그리고 물의 순서대로 방사능이 많이 제거되었다. 특히, 제염수를 이용해 제염처리를 했을 경우 자체처분 규제 농도에 근사한 수준으로 방사능이 제거됨을 알 수 있었다.
Radioactive waste refers to an object of disposal in the form of a substance contaning radioactivity in a facility that uses nuclear power. Since radioactive waste is generated in a variety of facilities such as nuclear power plant, education, hospitals and research. Therefore, the radioactivity con...
Radioactive waste refers to an object of disposal in the form of a substance contaning radioactivity in a facility that uses nuclear power. Since radioactive waste is generated in a variety of facilities such as nuclear power plant, education, hospitals and research. Therefore, the radioactivity contained in waste also ranges from very low levels that can be immediately recycled to high levels that require disposal periods of several hundred years or more. The IAEA recommended a classification system for the disposal of radioactive waste, taking into account the radioactivity, heat generation rate, and half-life contained in the waste. In the case of radioactive waste generated in Korea, except for the waste generated from nuclear power plant, all radioactive waste is classified as Intermediate and Low level waste. When disposing of Intermediate and Low level waste, procedures are specified differently depending on the activity of the radionuclides included. However, if the radioactivity contained in the radioactive waste can be reduced to a radioactive concentration below the exemption level, the radioactive waste can be classified for self-disposal. Self-disposal means that radionuclides in radioactive waste can be disposed of by methods such as incineration and landfill, out of the scope of the Nuclear Safety Act, as it has been proven that the radionuclide concentration is below the exemption level. Currently, Korea Institute Radiological & Medial Sciences (KIRAMS) is also disposing of most radioactive waste through self-disposal after reducing radioactivity through storage, except for certain radionuclides. However, if the half-life of radionuclides is long or the level of exemption is very low, the storage period for disposing of waste can be very long. Therefore, this study was conducted for the purpose of reducing the storage period and efficient use of storage facilities by reducing the radioactivity of waste. This study evaluated the rate of radioactivity removal of each decontamination substance by using four types of decontamination materials for intermediate and low level radioactive waste generated by using cyclotron at KIRAMS. The intermediate and low level radioactive waste used in the experiment used lead plates mounted on fume hoods used for the distribution of radioactive isotopes. An easily available decontamination treatment method at the laboratory scale was adopted as a treatment method for reducing radioactivity in radioactive waste. And water, alcohol (75% Ethyl alcohol), decontamination water (Spray mist #005-400, BIODEX Medical System INC, U.S.), and decontamination gel (DECONGEL 1101 GEL, Cellular Bioengineering Corporation, U.S.) were used as materials for decontamination treatment. Based on the previous study, the front and rear surfaces of the lead plate were washed for 1 minute each, and the surface dose rate and radioactivity were measured using a detector. (In the case of decontamination gel, it was decontaminated by applying it to the entire lead plate and then removing it) For the evaluation of the results, in this study, an HPGe semiconductor detector (IP25-2, CANBERRA Inc, U.S.) and a radiation spectroscopy analyzer (DSA-1000, CANBERRA Inc, U.S.) that can measure the radioactivity of radionuclides contained in waste were used. In order to measure the surface dose rate emitted from the surface of the lead plate, a digital survey meter(FH-40-L/FMZ 732GM, Thermo Fisher Scientific, Germany) was used. As a result of measuring the lead plate after decontamination using detector, a lot of radioactivity was removed in the order of decontamination water–alcohol (75% Ethyl alcohol)-decontamination gel–water. In particular, when decontamination was treated using decontaminated water, radioactivity was removed to a level approximately the concentration of self-disposal regulations.
Radioactive waste refers to an object of disposal in the form of a substance contaning radioactivity in a facility that uses nuclear power. Since radioactive waste is generated in a variety of facilities such as nuclear power plant, education, hospitals and research. Therefore, the radioactivity contained in waste also ranges from very low levels that can be immediately recycled to high levels that require disposal periods of several hundred years or more. The IAEA recommended a classification system for the disposal of radioactive waste, taking into account the radioactivity, heat generation rate, and half-life contained in the waste. In the case of radioactive waste generated in Korea, except for the waste generated from nuclear power plant, all radioactive waste is classified as Intermediate and Low level waste. When disposing of Intermediate and Low level waste, procedures are specified differently depending on the activity of the radionuclides included. However, if the radioactivity contained in the radioactive waste can be reduced to a radioactive concentration below the exemption level, the radioactive waste can be classified for self-disposal. Self-disposal means that radionuclides in radioactive waste can be disposed of by methods such as incineration and landfill, out of the scope of the Nuclear Safety Act, as it has been proven that the radionuclide concentration is below the exemption level. Currently, Korea Institute Radiological & Medial Sciences (KIRAMS) is also disposing of most radioactive waste through self-disposal after reducing radioactivity through storage, except for certain radionuclides. However, if the half-life of radionuclides is long or the level of exemption is very low, the storage period for disposing of waste can be very long. Therefore, this study was conducted for the purpose of reducing the storage period and efficient use of storage facilities by reducing the radioactivity of waste. This study evaluated the rate of radioactivity removal of each decontamination substance by using four types of decontamination materials for intermediate and low level radioactive waste generated by using cyclotron at KIRAMS. The intermediate and low level radioactive waste used in the experiment used lead plates mounted on fume hoods used for the distribution of radioactive isotopes. An easily available decontamination treatment method at the laboratory scale was adopted as a treatment method for reducing radioactivity in radioactive waste. And water, alcohol (75% Ethyl alcohol), decontamination water (Spray mist #005-400, BIODEX Medical System INC, U.S.), and decontamination gel (DECONGEL 1101 GEL, Cellular Bioengineering Corporation, U.S.) were used as materials for decontamination treatment. Based on the previous study, the front and rear surfaces of the lead plate were washed for 1 minute each, and the surface dose rate and radioactivity were measured using a detector. (In the case of decontamination gel, it was decontaminated by applying it to the entire lead plate and then removing it) For the evaluation of the results, in this study, an HPGe semiconductor detector (IP25-2, CANBERRA Inc, U.S.) and a radiation spectroscopy analyzer (DSA-1000, CANBERRA Inc, U.S.) that can measure the radioactivity of radionuclides contained in waste were used. In order to measure the surface dose rate emitted from the surface of the lead plate, a digital survey meter(FH-40-L/FMZ 732GM, Thermo Fisher Scientific, Germany) was used. As a result of measuring the lead plate after decontamination using detector, a lot of radioactivity was removed in the order of decontamination water–alcohol (75% Ethyl alcohol)-decontamination gel–water. In particular, when decontamination was treated using decontaminated water, radioactivity was removed to a level approximately the concentration of self-disposal regulations.
주제어
#Thalium Cyclotron Decontamination 방사성 폐기물 제염 Radioactive waste
학위논문 정보
저자
허재승
학위수여기관
고려대학교 대학원
학위구분
국내석사
학과
보건안전융합과학과
지도교수
김정민
발행연도
2021
총페이지
viii, 55장
키워드
Thalium Cyclotron Decontamination 방사성 폐기물 제염 Radioactive waste
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