원전 내 방사선작업종사자 피폭량의 대부분은 계획예방정비기간 중 냉각재계통에 존재하는 $^{58}Co$, $^{60}Co$등과 같은 CRUD에 의하여 일어난다. 따라서 원전 내 방사선작업종사자의 피폭 최적관리를 위해서는 냉각재계통의 선원항을 사전에 파악할 필요가 있다. 이 연구는 원전 내 선원항을 알아보기 위해 국내 최초로 계획예방정비 기간 중 증기발생기 부근에서 CZT 반도체 검출기를 이용한 배관 직접 측정법을 사용하였다. 또한 신규원전과 노후원전에서 선원항의 차이를 알아보기 위해 두 원전에서 측정한 결과를 비교 하였고 노후원전에 대하여는 정지화학처리에 따른 선원항의 변화를 측정하였다. 노후원전에서 정지화학처리에 따른 선원항 변화는 발견되지 않았으며, 신규원전 및 노후원전의 주요 선원항은 $^{58}Co$와 $^{60}Co$ 였고, $^{59}Fe$는 신규원전에서만 $^{137}Cs$와 $^{95}Zr$는 노후원전에서만 보였다. $^{58}Co/^{60}Co$의 비율은 노후원전보다 신규원전에서 크게 나타났으며 운전연한이 증가 할수록 반감기가 긴 $^{60}Co$의 비방사능이 커지기 때문이다.
원전 내 방사선작업종사자 피폭량의 대부분은 계획예방정비기간 중 냉각재계통에 존재하는 $^{58}Co$, $^{60}Co$등과 같은 CRUD에 의하여 일어난다. 따라서 원전 내 방사선작업종사자의 피폭 최적관리를 위해서는 냉각재계통의 선원항을 사전에 파악할 필요가 있다. 이 연구는 원전 내 선원항을 알아보기 위해 국내 최초로 계획예방정비 기간 중 증기발생기 부근에서 CZT 반도체 검출기를 이용한 배관 직접 측정법을 사용하였다. 또한 신규원전과 노후원전에서 선원항의 차이를 알아보기 위해 두 원전에서 측정한 결과를 비교 하였고 노후원전에 대하여는 정지화학처리에 따른 선원항의 변화를 측정하였다. 노후원전에서 정지화학처리에 따른 선원항 변화는 발견되지 않았으며, 신규원전 및 노후원전의 주요 선원항은 $^{58}Co$와 $^{60}Co$ 였고, $^{59}Fe$는 신규원전에서만 $^{137}Cs$와 $^{95}Zr$는 노후원전에서만 보였다. $^{58}Co/^{60}Co$의 비율은 노후원전보다 신규원전에서 크게 나타났으며 운전연한이 증가 할수록 반감기가 긴 $^{60}Co$의 비방사능이 커지기 때문이다.
A lot of radiation exposure for radiation workers who are engaged in Nuclear Power Plants, especially PWRs, have been caused during the outage by CRUD, such as $^{58}Co$, $^{60}Co$, in Reactor Coolant System. And therefore we need to know source terms to achieve optimization of...
A lot of radiation exposure for radiation workers who are engaged in Nuclear Power Plants, especially PWRs, have been caused during the outage by CRUD, such as $^{58}Co$, $^{60}Co$, in Reactor Coolant System. And therefore we need to know source terms to achieve optimization of protection for the radiation workers from radiation exposure at Nuclear Power Plants efficiently. This study analyzed source terms at domestic NPPs (PWRs) nearby Steam Generator with CZT semiconductor detector using by IN-VIVO method during the outage for the first time in the country. We checked difference for the detected source terms between old and new NPP. It was performed especially to see a change of source terms by water chemistry process as well. There was not any difference by water chemistry process both NPPs. The main source terms are $^{58}Co$ and $^{60}Co$ at all NPPs. $^{59}Fe$ only appears in the new NPP. $^{137}Cs$ and $^{95}Zr$ are shown in the old NPP. The fraction of $^{58}Co/^{60}Co$ in the new NPP is higher than the old NPP for increasing the specific activity of $^{60}Co$.
A lot of radiation exposure for radiation workers who are engaged in Nuclear Power Plants, especially PWRs, have been caused during the outage by CRUD, such as $^{58}Co$, $^{60}Co$, in Reactor Coolant System. And therefore we need to know source terms to achieve optimization of protection for the radiation workers from radiation exposure at Nuclear Power Plants efficiently. This study analyzed source terms at domestic NPPs (PWRs) nearby Steam Generator with CZT semiconductor detector using by IN-VIVO method during the outage for the first time in the country. We checked difference for the detected source terms between old and new NPP. It was performed especially to see a change of source terms by water chemistry process as well. There was not any difference by water chemistry process both NPPs. The main source terms are $^{58}Co$ and $^{60}Co$ at all NPPs. $^{59}Fe$ only appears in the new NPP. $^{137}Cs$ and $^{95}Zr$ are shown in the old NPP. The fraction of $^{58}Co/^{60}Co$ in the new NPP is higher than the old NPP for increasing the specific activity of $^{60}Co$.
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문제 정의
측정시스템을 통해 검출된 핵종의 정량적 분석을 위해서는 추출된 냉각재의 실측을 통한 핵종분석 결과와 전산모사를 통한 Geometry 해석 등의 일련의 과정을 통한 사전 교정이 수행되어야 하나, 핵종별 검출 비율은 동일 측정에 대한 핵종별 검출신호의 크기를 비교하는 것으로 평가가 가능하다. 따라서 본 연구에서는 신규원전과 노후원전에 대해 검출된 핵종의 종류와 상대검출 비율을 정성적으로 평가하였으며, 평가결과 향후 정량적 분석을 위해서는 Geometry 해석 이외에 추가적으로 계통 내 CRUD 침적과 정지화학처리 시 시간에 따른 냉각제 내 핵종분포 추이에 대한 분석이 필요함을 확인하였다.
본 연구는 CZT를 이용한 선원항 모니터링 및 피폭선량 예측기술 개발 과제의 일환으로 수행되었다. 또한 현장 측정에 도움을 주신 고리, 한빛, 한울, 월성발전소의 많은 관계자분들께 지면을 통해 감사의 말씀을 드립니다.
본 연구는 보다 강화된 방호최적화를 위한 ICRP 103 권고 및 원전 내 선원항 분석의 해외 사례와 CZT 반도체 검출기의 발전에 힘입어 CZT 반도체 검출기를 이용하여 국내 최초 원전 내 배관직접측정법(In-Vivo)으로 신규원전(상업운전 5년 이하) 및 노후원전(상업운전 20년 이상)에 대한 선원항 분석을 실시하였다.
제안 방법
CZT 반도체 검출기를 사용하여 국내 원전 중 신규 및 노후 원전의 증기발생기 주변 Cold Leg와 Inlet Manway 두 지점에 대해 배관직접측정법으로 선원항 분석을 수행하였다. 또한 노후원전에서는 정지화학처리 전․후 선원항 분석을 추가로 수행 하였다.
과산화수소 처리 전 과정은 노후원전 증기 발생기의 Cold Leg에서만 측정을 수행 하였고, 측정시간은 28,600초, 측정시 선량률은 약 450±50 μSvh-1였다.
노후원전에서는 정지화학처리(화학적 방법으로 배관내 CRUD를 제거하는 기술) 과정에 따른 핵종 변화도 같이 보기 위하여 정지화학처리 과정인 과산화수소처리 전과 정지화학처리 후 두 가지 상황에 대하여 측정을 하였다(Table. 1). 과산화수소 처리 전 과정은 노후원전 증기 발생기의 Cold Leg에서만 측정을 수행 하였고, 측정시간은 28,600초, 측정시 선량률은 약 450±50 μSvh-1였다.
노후원전의 측정위치(Fig. 2)는 증기발생기 C(3-loop type S/G)의 Cold Leg과 Hot Leg쪽 Inlet Manway 입구(덮개가 제거된 상태) 두 곳이었고, 신규원전(OPR-1000)의 측정위치(Fig. 3) 또한 Cold Leg과 Inlet Manway 입구(덮개가 제거된 상태)로 같은 위치에서 측정 하였다(신규 원전의 경우 Cold Leg이 두 개인 관계로, 원자로에서 S/G을 바라볼 때 왼쪽 편 Cold Leg를 측정 함).
CZT 반도체 검출기를 사용하여 국내 원전 중 신규 및 노후 원전의 증기발생기 주변 Cold Leg와 Inlet Manway 두 지점에 대해 배관직접측정법으로 선원항 분석을 수행하였다. 또한 노후원전에서는 정지화학처리 전․후 선원항 분석을 추가로 수행 하였다. 측정시스템을 통해 검출된 핵종의 정량적 분석을 위해서는 추출된 냉각재의 실측을 통한 핵종분석 결과와 전산모사를 통한 Geometry 해석 등의 일련의 과정을 통한 사전 교정이 수행되어야 하나, 핵종별 검출 비율은 동일 측정에 대한 핵종별 검출신호의 크기를 비교하는 것으로 평가가 가능하다.
본 연구는 CZT 반도체 검출기(Ritec SDP310/Z/20, FWHM≤22 keV @662 keV, Riga, Latvia)과 다채널분석기(GBS Elecktronik GmbH MCA-166모델, Radeberg, Germany)을 사용하여 계획예방정비 기간 중 신규원전및 노후원전의 증기발생기 부근에서 감마스펙트럼을 배관직접측정법으로 측정하였다.
따라서 측정 대상에 대한 사전 정보가 있어야 정확한 핵종 판별이 가능하다. 본 연구에서는 같은 가압경수로형 원전에서 선원항 분석을 했던 해외 원전의 결과[8,13,14]와 국내 원전의 1차 냉각수를 샘플링하여 직접 분석한 핵종들을 근거로 검출예상 핵종표를 만들었다 (Table. 3).
신규원전의 경우 Inlet Manway에서 5,500초 동안 2.5 mSvh-1에서 측정 하였고, Cold Leg에서는 20,000초 동안 350±50 μSvh-1에서 측정 하였다(Table. 2).
이것을 위해서는 선원항의 분포 및 배관 등의 Geometry 보정이 우리 원전의 실정에 맞게 되어야 한다. 측정에 사용된 시스템은 우리 실정에 맞게 개발중인 검출시스템지만 아직 선원항의 분포 및 배관 등의 Geometry 정보가 반영이 되지 않아 검출 핵종의 정성적 분석만 수행하였다.
국제방사선방호위원회는 지난 2007년 권고에서 정당화, 방호최적화, 선량한도 적용의 3대 방호 기본원칙을 도출 하였다. 특히, 방호최적화를 위해 선원, 피폭상황 또는 피폭자 유형에 관계없이 선원중심의 개념을 사용하였다[1]. 또한 보다 적극적인 방호최적화를 위해서 선량제약치(Dose Constraint )와 참조준위(Reference Level) 개념을 연계해서 사용하기를 권고하고 있다[2].
600 keV 이하 저에너지 영역에서는 노이즈가 심하여 51Cr 검출 판정이 어려웠지만, 노후원전보다 신규원전의 51Cr peak가 크게 나타났다.
분석 결과로는 정지화학처리에 따른 검출핵종의 유의미한 변화는 볼 수 없었으며, 검출 위치에 따른 핵종의 변화 또한 볼 수 없었다. 신규원전에서 검출된 선원항은 51Cr, 95Nb, 58Co, 54Mn, 59Fe, 60Co, 124Sb 이었으며 노후 원전은 51Cr, 137Cs, 95Zr, 95Nb, 58Co, 54Mn, 60Co, 124Sb 였다.
5와 같다. 전체적인 Peak의 위치 및 스펙트 럼의 형태는 일치 했지만(검출된 핵종이 같음), 선량률이 큰 Inlet Manway에서 보다 명확한 Compton Edge를 보여 주었다. 측정 위치에 따른 핵종 간 정량적 분포는 얻지 못하였다.
주요 핵종은 신규 및 노후원전 모두 58Co과 60Co였고, 신규원전에서는 59Fe가 노후원전에서는137Cs와 95Zr가 검출되었다.
질의응답
핵심어
질문
논문에서 추출한 답변
원전 내 방사선작업종사자 피폭량의 대부분은 무엇에 의하여 일어나는가?
원전 내 방사선작업종사자 피폭량의 대부분은 계획예방정비기간 중 냉각재계통에 존재하는 $^{58}Co$, $^{60}Co$등과 같은 CRUD에 의하여 일어난다. 따라서 원전 내 방사선작업종사자의 피폭 최적관리를 위해서는 냉각재계통의 선원항을 사전에 파악할 필요가 있다.
3대 방호 기본원칙이란?
국제방사선방호위원회는 지난 2007년 권고에서 정당화, 방호최적화, 선량한도 적용의 3대 방호 기본원칙을 도출 하였다. 특히, 방호최적화를 위해 선원, 피폭상황 또는 피폭자 유형에 관계없이 선원중심의 개념을 사용하였다[1].
선원항의 원인인 CRUD란 무엇인가?
일반적으로 원전에서 작업하는 종사자들에게 피폭을 유발하는 물질(이하 선원항：Source Terms)원인은 CRUD (Chalk River Unidentified Deposit)로 잘 알려져 있다. CRUD는 원전내 1차 냉각계통(RCS: Reactor Coolant System)에서 생성된 부식물이 냉각수를 따라 원자로에 유입이 되고, 고온의 원자로에서 중성자 또는 감마와 반응하여 방사화 된 것이다. 이렇게 생성된 CRUD는 1차 냉각계통 내 냉각수를 따라 이동하다 증기발생기(S/G: Steam Generator)나 기타 배관 내 침착이 된다.
참고문헌 (14)
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ICRP. The 2007 Recommendations of the Internatioal Commission on Radiological Protection. ICRP Publication 103. 2007:93-98.
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