MACCS2 코드를 이용한 연구용원자로 '하나로' 설계기준사고시 비상대응조치 효과분석 Analysis of the Effectiveness of Emergency Response Measures during the Design Basis Accident of the Research Reactor 'HANARO' using MACCS2 Code원문보기
방사선비상계획은 원자력시설에 대한 사고해석을 통해 산출한 방사선원항과 기상자료에 근거한 선량평가 결과를 기초로 비상계획이 필요한 거리를 산출하고, 비상계획이 필요한 거리 내에 거주하고 있는 거주민에 대한 옥내대피, 소개, 갑상선방호 등의 보호조치 계획을 수립하는 방식으로 이루어진다. 본 연구에서는 연구용원자로 '하나로'에서 가상할 수 있는 최대사고 조건 하에서 부지내외 거주자에 대한 보호조치 전 후의 선량변화를 1년간 기상자료에 기초하여 확률론적으로 평가하고, 국제방사선방호위원회의 2007년 권고에서 제시한, 비상피폭상황에서 보호조치 이후 잔여선량으로 정의된 참조준위 개념을 사용하여, 최적의 보호조치 유형을 도출하였다. 하나로의 경우 최대 가상사고시 최적의 보호조치 유형은 반경 300 m 이내 거주자 소개, 반경 800 m 이내 거주자 옥내대피로 평가되었으며, 갑상선방호는 반경 600 m 이내 거주자에 국한하여 해당되는데 이 지역 거주자가 소개 또는 옥내대피시는 방사능방재요원 외에 필요가 없는 것으로 평가되었다.
방사선비상계획은 원자력시설에 대한 사고해석을 통해 산출한 방사선원항과 기상자료에 근거한 선량평가 결과를 기초로 비상계획이 필요한 거리를 산출하고, 비상계획이 필요한 거리 내에 거주하고 있는 거주민에 대한 옥내대피, 소개, 갑상선방호 등의 보호조치 계획을 수립하는 방식으로 이루어진다. 본 연구에서는 연구용원자로 '하나로'에서 가상할 수 있는 최대사고 조건 하에서 부지내외 거주자에 대한 보호조치 전 후의 선량변화를 1년간 기상자료에 기초하여 확률론적으로 평가하고, 국제방사선방호위원회의 2007년 권고에서 제시한, 비상피폭상황에서 보호조치 이후 잔여선량으로 정의된 참조준위 개념을 사용하여, 최적의 보호조치 유형을 도출하였다. 하나로의 경우 최대 가상사고시 최적의 보호조치 유형은 반경 300 m 이내 거주자 소개, 반경 800 m 이내 거주자 옥내대피로 평가되었으며, 갑상선방호는 반경 600 m 이내 거주자에 국한하여 해당되는데 이 지역 거주자가 소개 또는 옥내대피시는 방사능방재요원 외에 필요가 없는 것으로 평가되었다.
Nuclear emergency planning is to plan sheltering, evacuation and iodine prophylaxis for the residents living in the area where the emergency plan is needed, the area is confirmed based on the dose assessment using the source-term through an accident analysis and the data measured from meteorological...
Nuclear emergency planning is to plan sheltering, evacuation and iodine prophylaxis for the residents living in the area where the emergency plan is needed, the area is confirmed based on the dose assessment using the source-term through an accident analysis and the data measured from meteorological tower. In this study, the does change before and after protective measures was assessed stochastically based on the one year meteorological data in the condition of the maximum hypothetical accident which can be considered at the research reactor 'HANARO', and the optimized protective measures were derived based on the reference levels defined as a residual dose by ICRP 2007 recommendation which can be applied in a emergency exposure situation. The optimized protective measures for the HANARO in the maximum hypothetical accident were the evacuation to radius 300 m, the sheltering from 300 m to 800 m, the iodine prophylaxis only for the emergency workers under the protective measures for non emergency workers.
Nuclear emergency planning is to plan sheltering, evacuation and iodine prophylaxis for the residents living in the area where the emergency plan is needed, the area is confirmed based on the dose assessment using the source-term through an accident analysis and the data measured from meteorological tower. In this study, the does change before and after protective measures was assessed stochastically based on the one year meteorological data in the condition of the maximum hypothetical accident which can be considered at the research reactor 'HANARO', and the optimized protective measures were derived based on the reference levels defined as a residual dose by ICRP 2007 recommendation which can be applied in a emergency exposure situation. The optimized protective measures for the HANARO in the maximum hypothetical accident were the evacuation to radius 300 m, the sheltering from 300 m to 800 m, the iodine prophylaxis only for the emergency workers under the protective measures for non emergency workers.
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가설 설정
하나로의 경우 노심 상단 수조수의 깊이가 대략 12 m이기 때문에 1/10000로 저감되지만, 보수성을 감안하여 1/100로 저감되는 것으로 고려하였다. 따라서 입자성인 알칼리메탈 및 할로겐은 수조수에 의해 1/100로 저감된 후 원자로실로 방출되는 것으로 가정하였다.
이는 일반적인 원자력시설 사고해석시 하나로에서와 같이 외부 기상조건에 근거한 건물내 방사성물질의 지속적 환경방출을 고려하지 않기 때문이다. 일반적으로 원자력시설내 방사성물질의 환경 방출은 화재, 폭발 등으로 인한 건물내 고압으로 방사성 물질이 환경 방출되는 조건을 가정한다. 이 경우 고압이 형성된 건물내 공기가 환경으로 방출되면 자연히 건물내 압력이 낮아져서 더 이상 환경방출이 지속되지 않는다.
하나로 방사선비상계획구역 설정을 위해 가정한 설계기준사고 평가조건에서는 건물 외부 태풍조건으로 인해 건물외벽에 부압이 발생하여 원자로실 내 공기가 환경으로 누설되는 사항을 가정한다. 이때 적용한 건물 누설율은 첫날 10.
이중 채널유동 차단사고시 그 영향이 가장 크기 때문에 하나로에서 고려할 수 있는 최대 가상사고는 채널유동차단사고이며, 하나로에서 이 사고가 발생할 확률은 10-7 회/년 이하로 평가되었다. 하나로 채널유동차단사고는 노심의 냉각 채널이 차단되어 1개의 36봉 핵연료다발이 모두 용융되는 조건을 가정한다. 이 때 고려한 핵종 그룹별 누설율은 불활성기체 100%와 할로겐 50%이었다[4].
제안 방법
사고시 보호조치의 효과를 분석하기 위한 부지내 보호조치 시나리오는 1) 아무런 보호조치가 없는 경우, 2) 옥내대피만을 적용한 경우, 3) 반경300 m 이내 옥내대피 후 소개와 기타지역 옥내대피 유지를 적용한 경우, 4) 부지전체 옥내대피 후 소개를 적용한 경우로 구분하여 적용하였다. 부지 밖 일반주민 거주 지역에 대해서는 보호조치 1) 시나리오와 나머지 경우에 대해서는 모두 보호조치 2) 시나리오를 적용하였다.
사고시 보호조치의 효과를 분석하기 위한 부지내 보호조치 시나리오는 1) 아무런 보호조치가 없는 경우, 2) 옥내대피만을 적용한 경우, 3) 반경300 m 이내 옥내대피 후 소개와 기타지역 옥내대피 유지를 적용한 경우, 4) 부지전체 옥내대피 후 소개를 적용한 경우로 구분하여 적용하였다. 부지 밖 일반주민 거주 지역에 대해서는 보호조치 1) 시나리오와 나머지 경우에 대해서는 모두 보호조치 2) 시나리오를 적용하였다.
MACCS2 코드는 평가 결과를 CCDF(complementary cumulative distribution function) 형태로 제공하는데, 본 연구에서는 최대값, 99.5분위 값, 50분위 값, 평균값에 대해서만 기술하였다. 또한 본 연구에서는 초기단계에 대해서만 평가하였으므로, 평가 결과는 사고 후 7일까지에 대한 값이다.
이는 시험용원 자로에 적용 가능한 TID-14844의 방사선원항을 따랐기 때문이다[5]. 그러나 사고시 주요방출핵종인 알칼리메탈이 포함되어 있지 않아 사고 핵연료 다발내 핵종 재고량을 ORIGEN2 코드로 다시 산출하였다. 다시 산출한 사고 핵연료 다발내 핵종 재고량은 하나로의 총 중성자속인 7.
따라서, 본 연구에서는 MACCS2 컴퓨터코드를 활용하여, ‘하나로’ 설계기준사고에 따른 방사성물질 환경방출 조건에 대해 연구원 부지에서의 1년간 기상 관측자료와 비상발령, 사고상황전파, 보호조치유형 결정, 통보 등 의사결정 및 적용시간, 부지내 건물의 차폐성능을 반영하여 보호조치 별 효과를 분석하였으며, 이를 토대로 국제방사선방호위원회의 비상피폭상황 하에서의 참조준위 개념을 반영하여, 부지전체에 대한 최적화된 보호조치 전략을 도출하였다.
2013년의 경우 한반도에 태풍이 한 번도 상륙한 적이 없었고 강우량도 많지 않아 평가조건의 다양성이 적용될 수 있도록 태풍이 2회에 걸쳐 상륙하였던 2012년도 기상자료를 사용하였다. 또한, 방출지점의 건물에 의한 와류 효과가 반영될 수 있도록 하나로건물의 폭 43 m 및 지상 고도 27 m를 적용하였으며, 건물누설에 의한 방출이기 때문에 필터를 경유하지 않은 입자에 대한 건침적 속도로 MACCS2 코드가 제시하는 0.01 msec-1를 적용하였다. 1년간 기상자료에 근거한 확률론적 선량평가를 위한 기상자료 샘플링 방식은 년 중 일간 무작위 샘플링방식을 선택하였다.
방사선비상계획 수립관점에서 확률론적영향 평가 코드인 MACCS2 컴퓨터 코드를 사용하여 하나로 설계기준사고시 최적의 비상대책 수립방안을 모색하였다. 보호조치 효과에 있어서는 옥내대피만 적용하여도 적용하기 전의 값에 비해 37% 내지 51%로 피폭선량이 저감됨을 알 수 있었으며, 옥내대피로 선량이 저감되는 지역 중에서 소개가 필요한 지역을 결정함에 있어 ICRP의 2007 권고에 기술된 비상피폭상황에서의 잔여선량 개념의 참조준위가 매우 유용함을 확인할 수 있었다.
방사선비상계획을 수립하기 위해, 하나로 설계기준사고시 방사선원항과 연구원 부지 내 10 m 고도의 5년간 기상관측자료를 근거로 산출한 대기확산인 자의 누적확률분포를 구하여, 국소 방위에 대해 큰 값으로부터 99.5분위 수와 부지전체에 대해 95분위 수에 속하는 값 중 큰 값을 선택하여 거리별 선량을 평가하였다.
DOE)이 발간한 안전성분석을 위한 MACCS2 코드 적용지침에 제시된 분류를 적용하여 Xe, Kr은 1 그룹으로 Cs, Rb는 2 그룹으로 Br, I는 3 그룹으로 분류하였다[6]. 사고핵연료로부터의 방출율은 1 그룹 및 3 그룹은 기존의 TID-14844에 제시된 100% 및 50%를 각각 적용하였으며, 2그룹은 TID-14844에는 1%만을 고려하고 있기 때문에 IAEA의 연구용원자로사고시 방사선원항 유도 및 방사선원항분석에 대한 안전보고서의 부록 6에 제시된 사례[7]와 NUREG-1465의 PWR의 사고전개과정 중 Early In-Vessel 단계까지의 방출율[8]을 반영하여 30%를 적용하였다. 하나로의 경우 사고 핵연료다발에서 방출된 핵분열생성물은 수조수를 거친 후 원자로실로 방출된다.
5분위 수와 부지전체에 대해 95분위 수에 속하는 값 중 큰 값을 선택하여 거리별 선량을 평가하였다. 이 선량평가 결과에 따라 소개, 옥내대피 및 갑상선방호가 필요한 거리를 확인한 후 방사선비상계획 필요거리로 600~ 800 m를 산출하였다[1]. 하나로에 대한 방사선비상 계획은 청색비상 또는 적색비상 수준이 되면 부지전체 비필수요원에 대한 부지경계(하나로 반경 800 m) 밖으로의 소개를 적용하고 있다[2].
이 평가결과가 더 타당하지만, 이 누설율 적용시 사고로 인한 주변선량이 지극히 낮아 보호조치의 효과를 분석할 수 없으며, 정부로부터 승인받은 하나로 방사선비상계획구역 설정을 위한 선량평가 결과와도 차이가 크기 때문에 기존 하나로 방사선비상계획구역 설정시 적용한 건물 누설량을 적용하였다.
특히 통제구역 외부지역에 대한 소개의 경우 방사선비상대응기구 발족 이후에나 가능할 것이다. 이러한 현황을 반영하여 보호조치 적용시간을 하나로 반경 200 m 안쪽 지역과 바깥쪽 지역에 대해 표 2와 같이 설정하였다.
일본은 방재지침에서 시험연구로 방사선비상계획구역 설정을 위한 평가시 사고조건으로, 방출지속시간을 24시간으로 정하였다[12]. 이와 같이 사고 해석시 장기간 다량의 환경누설을 일반적으로 고려하지 않기 때문에, 본 연구에서는 환경 방출율로 30 %day-1을 적용하였으며, 방출기간은 1일로 국한하고, 방출고도는 가장 높은 선량을 유발하는 지표면 방출을 적용하였다.
대상 데이터
기타 계산조건으로서, 환경방출시 기상자료는 한국원자력연구원 부지 기상탑 10 m 고도에서 2012년 1년간 관측한 풍향, 풍속, 대기안정도 및 강우량 자료를 사용하였다. 2013년의 경우 한반도에 태풍이 한 번도 상륙한 적이 없었고 강우량도 많지 않아 평가조건의 다양성이 적용될 수 있도록 태풍이 2회에 걸쳐 상륙하였던 2012년도 기상자료를 사용하였다. 또한, 방출지점의 건물에 의한 와류 효과가 반영될 수 있도록 하나로건물의 폭 43 m 및 지상 고도 27 m를 적용하였으며, 건물누설에 의한 방출이기 때문에 필터를 경유하지 않은 입자에 대한 건침적 속도로 MACCS2 코드가 제시하는 0.
기타 계산조건으로서, 환경방출시 기상자료는 한국원자력연구원 부지 기상탑 10 m 고도에서 2012년 1년간 관측한 풍향, 풍속, 대기안정도 및 강우량 자료를 사용하였다. 2013년의 경우 한반도에 태풍이 한 번도 상륙한 적이 없었고 강우량도 많지 않아 평가조건의 다양성이 적용될 수 있도록 태풍이 2회에 걸쳐 상륙하였던 2012년도 기상자료를 사용하였다.
성능/효과
방사선비상계획 수립관점에서 확률론적영향 평가 코드인 MACCS2 컴퓨터 코드를 사용하여 하나로 설계기준사고시 최적의 비상대책 수립방안을 모색하였다. 보호조치 효과에 있어서는 옥내대피만 적용하여도 적용하기 전의 값에 비해 37% 내지 51%로 피폭선량이 저감됨을 알 수 있었으며, 옥내대피로 선량이 저감되는 지역 중에서 소개가 필요한 지역을 결정함에 있어 ICRP의 2007 권고에 기술된 비상피폭상황에서의 잔여선량 개념의 참조준위가 매우 유용함을 확인할 수 있었다. 이 권고에 따르면 하나로 반경 250 m 내부는 옥내대피만으로 정당화되지 않으며 소개가 필요한 범위로 분석된다.
아무런 보호조치를 취하지 않은 경우에 대비하여 옥내대피를 적용했을 때 거리별 유효선량의 변화가 그림 4와 같은데, 보호조치를 취하지 않았을 때에 대비하여 옥내대피를 적용하였을 때의 피폭선량이 37% 내지 51% 수준으로 저감되었다. 국제방사선방호위원회(ICRP)는 2007 권고에서 비상시 피폭한도를 잔여선량으로서 참조준위로 제시하였다[3].
5 mSv 이내로 제한되지만 이는 보호조치 기준자체가 정당화되는 범위 중 최적화된 값으로 설정된 것으로서, 이 기준 이하에서의 보호조치 적용은 이득보다는 손해가 커서 정당화되지 않는다. 한편 본 연구에서 적용한 환경방출 수준은 사고 전개특성을 감안할 때 지나치게 보수적이라는 점과 실제 확률적으로 이와 같은 사고전개 가능성이 거의 없다는 점을 고려하고, ICRP가 제시한 비상피폭상황 하에서 보호조치 후 잔여선량 개념의 참조준위 20~100 mSv를 적용할 때, 하나로 설계기준 사고시 소개범위는 하나로 통제구역 내부와 높은 선량이 나타나는 NNE, ENE, E 방향에 위치한 한전원자력연료(주) 직원에 국한하여 반경 300 m까지 적용하는 것이 타당하다. 기타 지역은 기본적으로 옥내대피를 유지하고 환경감시결과에 기초하여 보호조치를 결정하는 것이 ‘하나로’ 설계기준사고에 있어 최적화된 방호전략으로 이해된다.
질의응답
핵심어
질문
논문에서 추출한 답변
방사선비상계획은 어떻게 이루어지는가?
방사선비상계획은 원자력시설에 대한 사고해석을 통해 산출한 방사선원항과 기상자료에 근거한 선량평가 결과를 기초로 비상계획이 필요한 거리를 산출하고, 비상계획이 필요한 거리 내에 거주하고 있는 거주민에 대한 옥내대피, 소개, 갑상선방호 등의 보호조치 계획을 수립하는 방식으로 이루어진다. 본 연구에서는 연구용원자로 '하나로'에서 가상할 수 있는 최대사고 조건 하에서 부지내외 거주자에 대한 보호조치 전 후의 선량변화를 1년간 기상자료에 기초하여 확률론적으로 평가하고, 국제방사선방호위원회의 2007년 권고에서 제시한, 비상피폭상황에서 보호조치 이후 잔여선량으로 정의된 참조준위 개념을 사용하여, 최적의 보호조치 유형을 도출하였다.
방사선비상계획을 수립하기 위해 어떻게 평가하였는가?
30 MW 열출력을 가진 연구용원자로 ‘하나로’에 대한 방사선비상계획은 ‘하나로’의 설계기준사고(DBA)를 기준으로 수립되었다. 방사선비상계획을 수립하기 위해, 하나로 설계기준사고시 방사선원항과 연구원 부지 내 10 m 고도의 5년간 기상관측자료를 근거로 산출한 대기확산인 자의 누적확률분포를 구하여, 국소 방위에 대해 큰 값으로부터 99.5분위 수와 부지전체에 대해 95분위 수에 속하는 값 중 큰 값을 선택하여 거리별 선량을 평가하였다. 이 선량평가 결과에 따라 소개, 옥내대피 및 갑상선방호가 필요한 거리를 확인한 후 방사선비상계획 필요거리로 600~ 800 m를 산출하였다[1].
하나로에서 고려하는 제한사고 중 최대 가상사고는 무엇인가?
연구용원자로에서 확률론적으로 발생빈도가 10–6 회/년 이하의 사고를 제한사고라고 명명하는데, 연구용원자로 ‘하나로’에서 고려하는 제한사고에는 설계기준 지진사고, 비임튜브 파손사고, 채널유동 차단사고가 있다. 이중 채널유동 차단사고시 그 영향이 가장 크기 때문에 하나로에서 고려할 수 있는 최대 가상사고는 채널유동차단사고이며, 하나로에서 이 사고가 발생할 확률은 10-7 회/년 이하로 평가되었다. 하나로 채널유동차단사고는 노심의 냉각 채널이 차단되어 1개의 36봉 핵연료다발이 모두 용융되는 조건을 가정한다.
참고문헌 (13)
황원태, 이종태, 한문희, 김은한, 최근식, 이창우, 강병위. 하나로시설의 방사선비상계획구역 기초지역 설정을 위한 기초자료. KAERI/TR-2831. 2004.
The United States Atomic Energy Commission. Calculation of distance factors for power and test reactor site. TID-14844. USA. 1962:14.
The United States Department of Energy. MACCS2 Computer Code Application Guidance for Documented Safety Analysis. USA. 2004.
International Atomic Energy Agency. Derivation of the source Term and Analysis of the Radiological Consequences of Research Reactor Accidents. SS No. 53. Vienna. 2008:114.
Soffer L, Burson SB, Ferrel CM, Lee RY, Ridgely JN. Accident Source Terms for Light-Water Nuclear Power Plants. NUREG-1465. U.S. Nuclear Regulatory Commission. 1995:13-20.
Chanin D, Young ML, Randall J, Jamali K. Code Manual for MACCS2: Volume 1, User's Guide. NUREG/CR-6613, SAND97-0594 Vol.1. U.S. Department of Energy. 1998.
International Atomic Energy Agency. Actions to Protect the Public in an Emergency due to Severe Conditions at a Light Water Reactor. EPR-NPP Public Protective Actions 2013. Vienna. 2013:91.
원자력안전위원회. 원자력시설 등의 방재대책에 대하여. 일본. 1980:47.
International Atomic Energy Agency. Criteria for Use in Preparedness and Response for a Nuclear or Radiological Emergency. General Safety Guide No. GSG-2. Vienna. 2011:11.
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