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미국의 원전 해체관련 부지특성 및 최종상태 조사를 위한 방사성 오염 핵종 결정 방법에 대한 분석
A Radionuclides Suite Selection for Site Characterization and Final Status Survey in the U.S. NPPs 원문보기

Journal of nuclear fuel cycle and waste technology = 방사성폐기물학회지, v.14 no.3, 2016년, pp.267 - 277  

조붕비 (부산대학교) ,  전여령 (대구가톨릭대학교) ,  김용민 (대구가톨릭대학교) ,  이종세 (한양대학교) ,  안석영 (부산대학교)

초록
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노후 원전 해체의 경우 부지 특성 및 최종 상태 조사 보고서에 해당 부지내 잔존가능성이 있는 방사성 핵종 정보에 대한 내용을 포함하여야 한다. 미국 NRC의 경우 이에 해당하는 해체기술관련문서(DTBD)를 부지 특성 조사시에 부지이력조사(HSA)와 같이 사업자 측이 제출하도록 규제하고 있다. 또한 해체기술관련문서는 방사선학적 부지 조사와 해체완료계획서에 포함되어야 하는 내용으로써 부지 규제 해제와 재이용에 관해서 중요한 자료를 제공한다. 이 논문은 부지 별 잠재적 핵종에 대해 미국 원전의 해체 사례중 부지 특성 및 최종 상태조사 과정에서 결정하는 방법론을 분석하고 2017년 고리 1호기의 영구 운전정지 후 이루어질 해체 과정에 필수적인 규제 지침과 기술적 근거 수립에 도움이 되고자 한다.

Abstract ▼ AI-Helper 아이콘AI-Helper

For the decommissioning of a nuclear power plant, a site characterization and final status survey require a site-specific suite of radionuclides that could potentially still be present in the site during or after the decontamination processes. The United States Nuclear Regulatory Commission (U.S. NR...

주제어

#원전해체   #방사선학적 부지조사   #부지특성조사   #최종상태조사  

AI 본문요약
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문제 정의

  • 특히 원전 부지의 규제 해제와 무제한 또는 제한적 재이용을 앞두고 부지 규제 해제기준에 대해서 규제기관에서 고시안이 준비되고 있다[1]. 본 연구는 부지해제기준이 마련되는 경우 부지 해제 기준을 만족하는지 해체 사업자(국내의 경우 운영자)가 부지해제기준의 만족 여부를 증빙하기 위해서 규제기관에 제시해야 할 기술적 근거와 규제기관이 조사 및 검토할 내용 중, 부지 별 잔존 핵종 선택과 관련된 기술적 배경에 대해 미국의 해체 원전 사례를 중심으로 분석하고 국내에 적합한 방법론에 대해서 기술하였다.
  • 부지 특성 및 최종상태조사시 해당 부지내 잔존가능성이 있는 방사성 핵종 정보를 구하기 위해서 미국 해체 원전의 경우를 분석하여 이론적으로 잠재적 핵종 목록을 도출하는 과정에 대해서 분석해 보았다. 그 절차는 다음과 같이 요약할 수 있다(Fig.
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참고문헌 (13)

  1. Y. Bae, Y. Kim, S. Ahn, and C. M. Kim, "An Integrative Review on Domestic Site Release Criteria of Nuclear Power based in the Analysis of Foreign Site Release Criteria", J. Kor. Soc. Rad., 9(5), 269-277 (2015). 

    원문보기 상세보기 crossref

  2. U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC), "Long-Lived Activation Products in Reactor Materials", NUREG/CR-3474 (1984). 

  3. U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC), "Residual Radionuclide Contamination Within and Around Commercial Nuclear Power Plants", NUREG/CR-4289 (1986). 

  4. U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC), "Technology, Safety and Cost of Decommissioning", NUREG-0130 (1978). 

  5. U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC), "Consolidated NMSS Decommissioning Guidance, Characterization, Survey, and Determination of Radiological Criteria", NUREG-1757, Vol.2 (2003). 

  6. National Council on Radiation Protection and Measurements, A Handbook of Radioactivity Measurements Procedures (NCRP Report No. 58), 2nd ed., 247-302, NCRP, Bethesda (1985). 

  7. Sacramento Municipal Utility District, "Radionuclides for Characterization During Rancho Seco Nuclear Generating Station Characterization or Final Status Surveys", Rancho Seco Decommissioning Technical Basis Document DTBD-04-001 Rev.2 (2005). 

  8. U.S. Environmental Protection Agency(EPA), "Limiting Values of Radionuclide Intake and Air Concentration and Dose Conversion Factors for Inhalation, Submersion, and Ingestion", Federal Guidance Report No.11, EPA-520/1-88-020 (1988). 

  9. Sacramento Municipal Utility District, Rancho Seco Nuclear Generating Station License Termination Plan, Chapter 6 (2006). 

  10. Pacific Gas and Electric Company, "Radionuclide Selection for DCGL Development", Enclosure 4, PG&E Letter HBL-13-008 (2012). 

  11. U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC), "Residual Radioactive Contamination from Decommissioning.", NUREG/CR-5512, Vol.1 (1992). 

  12. E. W. Abelquist, Decommissioning Health Physics - A Handbook for MARSSIM Users, 2nd ed., 85-134, CRC Press, Boca Raton (2014). 

  13. J. H. Cheong, "A Mathematical Model to Evaluate the Radiological Risks for the Reuse of Decommissioning Site", J. Kor. Rad. Waste Soc., 4(4), 353-363 (2006). 

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