세계적으로 원전의 가동 년수 증가로 인하여 증기발생기와 같은 중요 설비의 교체가 지속적으로 이루어지고 있으며, 해체 시에는 대량의 방사성 금속 폐기물이 일시에 발생한다. 이러한 방사성 폐기물을 규제해제 후에 재활용하기 위해서는 정확한 잔류방사능을 측정하여야 한다. 그러나, 원자력시설에서 발생되는 금속 폐기물은 형상이 복잡하고, 재질별 특성이 다양하기 때문에 잔류방사능을 정확히 측정하기가 어렵다. 본 연구에서는 방사성 금속 폐기물의 정확한 잔류방사능을 측정하기 위한 절차를 수립하였고, 오염 대상 선원항 평가, 시료 대표성 확보 방안, 대면적 오염도 측정 장치 제작 및 밀도에 의한 자체흡수 보정인자 등을 평가하였다. 특히, 복잡한 구조의 금속 폐기물에 대하여 시료의 대표성을 확보하기 위하여 용융시킨 후 단순한 형태의 시료를 제조하였으며, 금속의 밀도 차이에 따른 보정인자를 결정하여 방사능 측정 결과의 신뢰성을 향상시켰다.
세계적으로 원전의 가동 년수 증가로 인하여 증기발생기와 같은 중요 설비의 교체가 지속적으로 이루어지고 있으며, 해체 시에는 대량의 방사성 금속 폐기물이 일시에 발생한다. 이러한 방사성 폐기물을 규제해제 후에 재활용하기 위해서는 정확한 잔류방사능을 측정하여야 한다. 그러나, 원자력시설에서 발생되는 금속 폐기물은 형상이 복잡하고, 재질별 특성이 다양하기 때문에 잔류방사능을 정확히 측정하기가 어렵다. 본 연구에서는 방사성 금속 폐기물의 정확한 잔류방사능을 측정하기 위한 절차를 수립하였고, 오염 대상 선원항 평가, 시료 대표성 확보 방안, 대면적 오염도 측정 장치 제작 및 밀도에 의한 자체흡수 보정인자 등을 평가하였다. 특히, 복잡한 구조의 금속 폐기물에 대하여 시료의 대표성을 확보하기 위하여 용융시킨 후 단순한 형태의 시료를 제조하였으며, 금속의 밀도 차이에 따른 보정인자를 결정하여 방사능 측정 결과의 신뢰성을 향상시켰다.
It has been continuously generated the requirement for the replacement of the main components such as a steam generator due to the deterioration of the nuclear power plant all around the world. Also, a large amount of radioactive metal was generated during the decommissioning in a short period. It i...
It has been continuously generated the requirement for the replacement of the main components such as a steam generator due to the deterioration of the nuclear power plant all around the world. Also, a large amount of radioactive metal was generated during the decommissioning in a short period. It is required to make an accurate measurement of the residual radioactivity for recycling the metal waste for releasing from regulatory control. In planning the measurement procedures, the influence of geometry, self-absorption, density and other relevant factors on the representativeness of the measurements should be considered for the decommissioning metal waste. In this study, the method for measurement procedures, the source term evaluation, the ways to secure representative samples, the measurement device for wide area and the self-absorption correction factors for different density were evaluated. The metal samples for measurement were prepared for securing the simple geometry and representative by melting process. The developed correction method for measuring the radioactivity a variety density of metal waste could improve the reliability of the evaluation results for clearance.
It has been continuously generated the requirement for the replacement of the main components such as a steam generator due to the deterioration of the nuclear power plant all around the world. Also, a large amount of radioactive metal was generated during the decommissioning in a short period. It is required to make an accurate measurement of the residual radioactivity for recycling the metal waste for releasing from regulatory control. In planning the measurement procedures, the influence of geometry, self-absorption, density and other relevant factors on the representativeness of the measurements should be considered for the decommissioning metal waste. In this study, the method for measurement procedures, the source term evaluation, the ways to secure representative samples, the measurement device for wide area and the self-absorption correction factors for different density were evaluated. The metal samples for measurement were prepared for securing the simple geometry and representative by melting process. The developed correction method for measuring the radioactivity a variety density of metal waste could improve the reliability of the evaluation results for clearance.
* AI 자동 식별 결과로 적합하지 않은 문장이 있을 수 있으니, 이용에 유의하시기 바랍니다.
문제 정의
실제 잔류방사능을 정확하게 측정하기 위해서는 대표 시료를 채취하여 방사능 분석을 수행한다. 본 연구에서는 금속 폐기물의 대상별로 시료채취 방안을 수립하였다. 우선 가장 일반적인 형태로서 넓은 판형과 같은 단순한 구조의 표면 오염인 경우는 scabling 방법을 이용하여 표면의 오염 시료만을 채취한다.
특히, 방사성 금속 폐기물의 경우는 규제 해제 후에 생활 소비재로 직접 재활용될 가능성이 크기 때문에 정확한 방사선학적 위해도 평가가 요구된다. 본 연구에서는 방사성 금속 폐기물의 자체처분 시에 가장 중요한 최종잔류방사능 측정 및 평가 방안을 수립하였다. 먼저, 발생되는 폐기물의 오염 선원항을 선정하였고, 시간 경과에 따른 방사능을 계산하여 방사선학적 위해도에 영향을 미칠 수 있는 평가 대상 핵종을 결정하였다.
원자력시설에서 발생하는 금속 폐기물의 경우는 그 형상이 복잡하고 다양하기 때문에 기존의 방사성 폐기물 자체처분 절차를 이용해서 처리하기는 어려운 상황이다. 본 연구에서는 복잡한 구조의 금속 폐기물의 잔류방사능 측정 시에 요구되는 대표시료 채취 방법과 방사능 측정 시의 측정 신뢰도 확보 방안에 대한 절차를 수립하였다. 또한, 이러한 수립 절차에 따른 방사성 오염 선원항 평가, 밀도가 큰 금속 시료에 요구되는 보정인자 등을 포함한 최종잔류방사능 측정법을 확립하였다.
제안 방법
방사성 표면오염도 측정 시의 작업자의 피폭 가능성을 줄이고, 작업의 시간을 단축하기 위하여 대면적의 오염도를 자동으로 측정할 수 있는 측정 장치를 개발하였다. 대면적 오염도 자동 측정장치는 Fig. 3과 같으며, 측정하고자 하는 대상 표면의 오염도를 일정한 속도를 스캔한 후에 그 측정 결과를 위치 정보와 결합하여 오염도 준위를 시각화할 수 있도록 제작하였다. 대면적 오염도 측정의 적용성을 시험하기 위하여 알파선과 베타선 선원을 이용하여 측정하였다.
3과 같으며, 측정하고자 하는 대상 표면의 오염도를 일정한 속도를 스캔한 후에 그 측정 결과를 위치 정보와 결합하여 오염도 준위를 시각화할 수 있도록 제작하였다. 대면적 오염도 측정의 적용성을 시험하기 위하여 알파선과 베타선 선원을 이용하여 측정하였다. 알파선과 베타선의 오염도는 각각 전체 이동경로에 따른 계수값으로 표시하며 이를 다시 2차원으로 mapping하여 전체 면적에 대하여 오염 준위를 나타낼 수 있도록 하였다.
본 연구에서는 복잡한 구조의 금속 폐기물의 잔류방사능 측정 시에 요구되는 대표시료 채취 방법과 방사능 측정 시의 측정 신뢰도 확보 방안에 대한 절차를 수립하였다. 또한, 이러한 수립 절차에 따른 방사성 오염 선원항 평가, 밀도가 큰 금속 시료에 요구되는 보정인자 등을 포함한 최종잔류방사능 측정법을 확립하였다.
먼저, 발생되는 폐기물의 오염 선원항을 선정하였고, 시간 경과에 따른 방사능을 계산하여 방사선학적 위해도에 영향을 미칠 수 있는 평가 대상 핵종을 결정하였다. 또한, 최종잔류방사능 측정 결과의 신뢰도에 가장 영향을 미칠 수 있는 시료 대표성을 확보하기 위하여 대상 시료들을 표면오염과 체적오염으로 구분하여 대표시료 채취 방법을 수립하였다. 특히, 시료 대표성 확보가 어려운 복잡한 형상의 금속류의 경우는 용융한 후에 주괴 형태로 만들어 측정함으로써 시료의 균질성을 확보할 수 있었다.
1과 같이 확립하였다. 먼저, 금속 폐기물이 발생한 시점에서 직접 판단 기준은 아니지만 핵종분석 결과의 신뢰도를 간접적으로 입증하기 위한 유용한 참조값으로서 전체 발생 폐기물에 대한 표면선량율을 측정한다. 자체처분이 가능한 폐기물의 표면 방사선량률은 자연방사선준위의 범위이므로, 측정된 표면방사선량률이 자연방사선준위를 초과하는 폐기물에 대해서는 일단 국부적으로 핵종이 편중되어 존재할 가능성을 재확인해야 한다.
본 연구에서는 방사성 금속 폐기물의 자체처분 시에 가장 중요한 최종잔류방사능 측정 및 평가 방안을 수립하였다. 먼저, 발생되는 폐기물의 오염 선원항을 선정하였고, 시간 경과에 따른 방사능을 계산하여 방사선학적 위해도에 영향을 미칠 수 있는 평가 대상 핵종을 결정하였다. 또한, 최종잔류방사능 측정 결과의 신뢰도에 가장 영향을 미칠 수 있는 시료 대표성을 확보하기 위하여 대상 시료들을 표면오염과 체적오염으로 구분하여 대표시료 채취 방법을 수립하였다.
방사성 표면오염도 측정 시의 작업자의 피폭 가능성을 줄이고, 작업의 시간을 단축하기 위하여 대면적의 오염도를 자동으로 측정할 수 있는 측정 장치를 개발하였다. 대면적 오염도 자동 측정장치는 Fig.
자체흡수는 측정용기와 검출기의 기하학적인 구조를 정확히 알고, 시료가 동일한 재질로 균일하게 채워져 있는 경우에는 계산에 의해 자기흡수를 구할 수 있다. 본 연구에서는 일반적으로 사용되는 측정 용기인 원통형과 마리넬리 형에 대하여 MCNP 코드를 이용하여 선원의 밀도에 따른 자체흡수 보정인자를 결정하였다.
대면적 오염도 측정의 적용성을 시험하기 위하여 알파선과 베타선 선원을 이용하여 측정하였다. 알파선과 베타선의 오염도는 각각 전체 이동경로에 따른 계수값으로 표시하며 이를 다시 2차원으로 mapping하여 전체 면적에 대하여 오염 준위를 나타낼 수 있도록 하였다. 측정 결과 알파선과 베타선에 대하여 국소오염 지점을 정확히 측정할 수 있다는 것을 확인 하였다.
이러한 측정 절차를 바탕으로 최종잔류방사선/능 측정 시에 요구되는 대면적 표면오염도 측정장치를 개발하였으며, 금속 시료의 방사능 측정 시에 가장 큰 요차요인이 될 수 있는 밀도 차이에 따른 효율 보정인자를 결정하였다. 이를 통하여 현재까지 자체처분이 어려운 복잡한 구조의 방사성 금속 폐기물의 정확한 잔류방사능 측정 및 안전성 향상을 통한 신뢰도를 확보하여 재활용성을 증대 시킬 수 있을 것이다.
최종잔류방사능 측정이 완료된 방사성 금속 폐기물에 대하여 일반 폐기물로 전환되어 재활용될 수 있는 다양한 시나리오에 대하여 국내여건을 고려하여 피폭선량을 평가하였다. 특히, 방사성 금속 폐기물은 일반적인 금속 폐기물의 재활용 처리 단계와 동일하게 해체 및 세절한 후에 재활용을 위해서 제철 공장으로 이송되어 용융된다.
표면선량과 오염도 측정을 한 후에는 최종 잔류방사능을 평가하기 위하여 대표시료를 채취하여 핵종별 방사능 분석을 수행한다. 측정 대상의 방사능 농도는 측정결과의 정확성뿐만 아니라 그 물체로부터 시료를 채취하는 방법에도 크게 의존한다.
대상 데이터
측정 대상의 방사능 농도는 측정결과의 정확성뿐만 아니라 그 물체로부터 시료를 채취하는 방법에도 크게 의존한다. 대표시료는 모집단 폐기물 약 200 kg 마다 또는 매 1 m2 면적당 오염을 대표할 수 있는 약 1 kg의 대표시료를 채취한다[7].
우선 가장 일반적인 형태로서 넓은 판형과 같은 단순한 구조의 표면 오염인 경우는 scabling 방법을 이용하여 표면의 오염 시료만을 채취한다. 시료 채취는 1 m2 면적당 폐기물 표면오염을 대표할 수 있는 약 1 kg의 대표시료 채취하며, 표면적이 1 m2 미만인 경우는 몇 개의 시료를 합쳐서 1 m2 당 1 kg의 시료를 채취한다.
특히, 가압경수로형 원자로의 경우에는 원자로 및 냉각계통의 주 재질인 Fe, Cr, Ni 합금과 기타 구동부 및 베어링의 재료인 Co 합금의 부식 생성물로서 Table 1과 같은 중성자 핵반응에 의하여 주로 생성된다. 이들 부식 생성물의 기간 경과에 따른 방사능 변화율을측정하였으며, 이를 통하여 실제 자체처분 안전성 평가시의 대상 핵종을 선정하였다.
이론/모형
금속 폐기물의 자체처분을 위해 RESRAD-RECYCLE 전산코드를 이용하여 피폭선량을 평가하며, 개인에 대한 연간 피폭선량이 10 μSv yr-1 미만이거나 집단에 대한 연간 피폭선량이 1 man·Sv yr-1미만이라는 것을 입증해야 한다.
성능/효과
알파선과 베타선의 오염도는 각각 전체 이동경로에 따른 계수값으로 표시하며 이를 다시 2차원으로 mapping하여 전체 면적에 대하여 오염 준위를 나타낼 수 있도록 하였다. 측정 결과 알파선과 베타선에 대하여 국소오염 지점을 정확히 측정할 수 있다는 것을 확인 하였다.
후속연구
또한, 방사성 폐기물을 자체처분하기 위해서는 감마선 뿐만 아니라 알파선 또는 베타선 방출핵종에 대한 방사능도 분석해야한다. 감마선을 방출하는 핵종의 농도는 HPGe 검출기와 같은 감마핵종 분석기를 이용하여 비교적 쉽게 측정할 수 있다.
특히, 방사성 금속 폐기물은 일반적인 금속 폐기물의 재활용 처리 단계와 동일하게 해체 및 세절한 후에 재활용을 위해서 제철 공장으로 이송되어 용융된다. 이 후 다양한 제품으로 재활용되어 유통되며, 이러한 전체 과정을 대상으로 예상 피폭선량을 도출하기 위한 시나리오를 적용하여 평가하여야 한다. 금속 폐기물의 자체처분을 위해 RESRAD-RECYCLE 전산코드를 이용하여 피폭선량을 평가하며, 개인에 대한 연간 피폭선량이 10 μSv yr-1 미만이거나 집단에 대한 연간 피폭선량이 1 man·Sv yr-1미만이라는 것을 입증해야 한다.
이러한 측정 절차를 바탕으로 최종잔류방사선/능 측정 시에 요구되는 대면적 표면오염도 측정장치를 개발하였으며, 금속 시료의 방사능 측정 시에 가장 큰 요차요인이 될 수 있는 밀도 차이에 따른 효율 보정인자를 결정하였다. 이를 통하여 현재까지 자체처분이 어려운 복잡한 구조의 방사성 금속 폐기물의 정확한 잔류방사능 측정 및 안전성 향상을 통한 신뢰도를 확보하여 재활용성을 증대 시킬 수 있을 것이다.
질의응답
핵심어
질문
논문에서 추출한 답변
원자력시설에서 발생한 금속 폐기물 처리는 어떻게 하는가?
방사성 폐기물을 재활용하기 위해서는 오염 핵종에 대한 정확한 사전 정보가 필요하며, 이들 발생된 폐기물의 선원항을 평가하여 최종 재활용 시의 정확한 핵종별 규제 해제 농도를 도출할 수 있다. 원자력시설에서 발생한 금속 폐기물의 경우는 즉시 처리하지 않고, 일정기간 방사능 감쇄를 거친 후에 처리를 하게 된다. 이러한 시간 경과에 따른 선원항별 방사능 잔존비를 평가한 결과는 Fig.
잔류방사능 측정 결과의 신뢰도를 확보해야 하는 까닭은?
원전에서 발생하는 증기발생기와 같은 대형 금속폐기물의 경우는 구조가 복잡하고 오염 선원항이 다양하다. 이러한 방사성 폐기물을 자체처분하기 위해서는 잔류방사능 측정 결과의 신뢰도를 확보해야 한다. 방사성 금속 폐기물의 잔류방사선/능을 측정하기 위한 다양한 기술들이 존재하며, 대형 폐기물의 경우는 형상이 복잡하기 때문에 발생 시점에서 그 형태 및 측정 목적에 맞는 적합한 검출기가 선정되어야 한다.
감마선 방출핵종의 농도 분석법은?
또한, 방사성 폐기물을 자체처분하기 위해서는 감마선 뿐만 아니라 알파선 또는 베타선 방출핵종에 대한 방사능도 분석해야한다. 감마선을 방출하는 핵종의 농도는 HPGe 검출기와 같은 감마핵종 분석기를 이용하여 비교적 쉽게 측정할 수 있다. 그러나, 알파 및 베타방출 핵종의 경우 화학적인 추출 및 정제과정을 통해 핵종을 선택적으로 분리한 후에 측정해야하며, 이러한 방법은 그 과정에 매우 복잡하고, 상당한 비용과 시간이 필요하다.
참고문헌 (15)
OECD/NEA. Nuclear decommissioning: Recycling and reuse of scrap metals. Paris France. 1996.
김계홍, 박찬희, 정종헌, 이근우, 서범경. 배관 내부 방사능 오염도 측정용 ZnS(Ag)/BC-408 phoswich 검출기 개발. 방사선방어학회지. 2006;31(3): 123-128.
Meyer KE. Rapid/low-cost radiological characterization of residual uranium and technetium in contaminated scrap metal piles. 2004 WM'04 Conference, February 29 - March 4. Tucson USA.
Lorenzen J, Lindberg M. Decontamination-melting of uranium-contaminated metal. 2000 WM'00 Conference, February 27 - March 2, Tucson USA.
Hwang DS. Melting decontamination of the dismantled metal waste from the uranium conversion plant. 2009 ISRSM, November 4 - 6, Daejeon Korea.
Anmdersson L. Recycling of contaminated metals for free release. 1999 WM'99 Conference, February 28 - March 4, Tucson USA.
김완태. 방사선/폐기물 분야 규제지침(안) 개발. KINS/RR-733. 2009.
Hong DS, Ji YY, Kang IS, Kim TK, Ryu WS. Cost-benefit analysis for the regulatory clearance of soil and concrete waste at KAERI. 2010 WM2010 Conference, March 7 - 11, Phonenix USA.
ICRP. Radiation protection principles for the disposal of solid rdioactive waste. ICRP Publication 46. 1985.
IAEA. Application of the concepts of exclusion, exemption and clearance. Safety Standards Series No. RS-G-1.7, Vienna. 2004.
홍상범, 이봉재, 정운수. 연구로 1, 2호기 해체 철재 폐기물의 규제해제농도기준(안) 도출을 위한 연구. 방사성폐기물학회지. 2004;2(1):61-67.
VF. FRM-02 series free release monitor. data sheet VF B-06-B0002a. http://www.vf.eu/data/files/b-06-b0002a-130527-frm-02-series-28-en.pdf.
Yamanaka T, Yamaguchi N, Ishikura T, Oguri D. The technical development on residual radioactivity measurement during decommissioning. 2003 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE11), April 20-23, Tokyo Japan.
황기하, 이상철, 강상희, 이건재, 정찬우, 안상면, 김태욱, 김경덕, 허영희, 송명재. 국내 원전 대상의 척도인자를 활용한 핵종재고량 규명 방법의 개발. 방사성폐기물학회지. 2004;2(1):77-85.
IAEA. Determination and use of scaling factors for waste characterization in nuclear power plants. IAEA Nuclear Energy Series No. NW-T-1.18. Vienna. 2009.
※ AI-Helper는 부적절한 답변을 할 수 있습니다.