BiDAS를 적용한 원전 해체 공정 시 발생되는 방사성 에어로졸의 내부피폭 영향평가 사전 연구 A Preliminary Study on the Evaluation of Internal Exposure Effect by Radioactive Aerosol Generated During Decommissioning of NPPs by Using BiDAS원문보기
원전 해체 공정 중 절단 및 용융작업에서 발생되는 방사성 에어로졸은 작업종사자의 호흡을 통해 내부 피폭을 유발하게 된다. 이에 따라 해체 중 방사성 에어로졸로 인한 작업종사자의 내부피폭 평가가 필요한 실정이다. 정확한 내부피폭평가를 위해서는 작업종사자의 작업환경 실측값이 필요하지만 실측에 어려움이 있을 시에는 국제방사선방호위원회(ICRP)에서 제시하는 섭취량 분율 및 입자 크기 등의 권고 값을 통해 내부피폭선량을 추정할 수 있다. 본 논문에서는 입자 크기의 선정은 ICRP에서 권고하는 작업종사자의 고려 입자 크기인 $5{\mu}m$을 적용하였다. 발생량의 경우, 불가리아의 Kozloduy 부지 내의 용융시설에서 발생 된 에어로졸의 포집량 데이터를 이용하여 섭취량을 산정하였다. 또한 이를 이용해 작업종사자의 체내 및 배설물에서의 방사능 수치를 계산하고 BiDAS 전산코드를 통해 내부피폭 평가를 수행하였다. Type M이 0.0341 mSv, Type S가 0.0909 mSv로 두 흡수 형태 각각 국내 연간 선량 한도의 0.17%, 0.45% 수준을 나타내었다.
원전 해체 공정 중 절단 및 용융작업에서 발생되는 방사성 에어로졸은 작업종사자의 호흡을 통해 내부 피폭을 유발하게 된다. 이에 따라 해체 중 방사성 에어로졸로 인한 작업종사자의 내부피폭 평가가 필요한 실정이다. 정확한 내부피폭평가를 위해서는 작업종사자의 작업환경 실측값이 필요하지만 실측에 어려움이 있을 시에는 국제방사선방호위원회(ICRP)에서 제시하는 섭취량 분율 및 입자 크기 등의 권고 값을 통해 내부피폭선량을 추정할 수 있다. 본 논문에서는 입자 크기의 선정은 ICRP에서 권고하는 작업종사자의 고려 입자 크기인 $5{\mu}m$을 적용하였다. 발생량의 경우, 불가리아의 Kozloduy 부지 내의 용융시설에서 발생 된 에어로졸의 포집량 데이터를 이용하여 섭취량을 산정하였다. 또한 이를 이용해 작업종사자의 체내 및 배설물에서의 방사능 수치를 계산하고 BiDAS 전산코드를 통해 내부피폭 평가를 수행하였다. Type M이 0.0341 mSv, Type S가 0.0909 mSv로 두 흡수 형태 각각 국내 연간 선량 한도의 0.17%, 0.45% 수준을 나타내었다.
Radioactive aerosol generated in cutting and melting work during the NPP decommissioning process can cause internal exposure to body through workers' breath. Thus, it is necessary to assess worker internal exposure due to the radioactive aerosol during decommissioning. The actually measured value of...
Radioactive aerosol generated in cutting and melting work during the NPP decommissioning process can cause internal exposure to body through workers' breath. Thus, it is necessary to assess worker internal exposure due to the radioactive aerosol during decommissioning. The actually measured value of the working environment is needed for accurate assessment of internal exposure, but if it is difficult to actually measure that value, the internal exposure dose can be estimated through recommended values such as the fraction of amount of intake and the size of particles suggested by the International Committee on Radiological Protection (ICRP). As for the selection of particle size, this study applied a value of $5{\mu}m$, which is the size of particles considering the worker recommended by the ICRP. As for the amount of generation, the amount of intake was estimated using data on the mass of aerosol generated in a melting facility at a site in Kozloduy, Bulgaria. In addition, using these data, this study calculated the level of radioactivity in the worker's body and stool and conducted an assessment of internal exposure using the BiDAS computer code. The internal exposure dose of Type M was 0.0341 mSv, that of Type S was 0.0909 mSv. The two types of absorption showed levels that were 0.17% and 0.45% of the domestic annual dose limit, respectively.
Radioactive aerosol generated in cutting and melting work during the NPP decommissioning process can cause internal exposure to body through workers' breath. Thus, it is necessary to assess worker internal exposure due to the radioactive aerosol during decommissioning. The actually measured value of the working environment is needed for accurate assessment of internal exposure, but if it is difficult to actually measure that value, the internal exposure dose can be estimated through recommended values such as the fraction of amount of intake and the size of particles suggested by the International Committee on Radiological Protection (ICRP). As for the selection of particle size, this study applied a value of $5{\mu}m$, which is the size of particles considering the worker recommended by the ICRP. As for the amount of generation, the amount of intake was estimated using data on the mass of aerosol generated in a melting facility at a site in Kozloduy, Bulgaria. In addition, using these data, this study calculated the level of radioactivity in the worker's body and stool and conducted an assessment of internal exposure using the BiDAS computer code. The internal exposure dose of Type M was 0.0341 mSv, that of Type S was 0.0909 mSv. The two types of absorption showed levels that were 0.17% and 0.45% of the domestic annual dose limit, respectively.
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문제 정의
BiDAS는 방사선작업자 내부피폭선량평가 전산코드로 2003년 KAERI (Korea Atomic Energy Research Institute)에 의해 개발되었으며, 작업종사자의 체내 방사능 수치를 측정하여 섭취량과 예탁유효선량을 계산하는 것이 코드의 본 목적이다. BiDAS는 흡입 섭취, 경구 섭취의 섭취 경로, 단일 섭취 및 연속 섭취의 섭취형태에서 계산이 가능하며, 사용되는 방사성 핵종의 대사 모델은 ICRP-66 호흡기 모델, ICRP-30소화기 모델, ICRP-30,56,67,71 생체동역학적 모델을 사용하고 있다.
본 논문에서는 원전 해체 과정 중 용용 작업 시 발생되는 방사성 에어로졸로 인한 작업종사자의 내부피폭선량을 평가를 수행하였다. 입력 데이터로는 Kozloduy PMF 시설에서 발생된 방사성 에어로졸의 포집량을 사용하였다.
가설 설정
본 논문에서는 실제 용융 작업이 어떤 절차로 이루어지고, 공정 환경을 예측할 수 없으므로, 용융 작업 시에 발생 된 방사성 에어로졸을 작업종사자가 그 즉시 흡입한다고 가정하였다. 따라서 5.
제안 방법
5절에서 도출 및 수집한 입력 데이터를 BiDAS 전산코드에 적용하여 방사성 에어로졸로 인한 해체 작업종사자의 내부피폭평가를 수행하였다. 60Co의 경우로 Type M, Type S에 따라 내부피폭평가를 수행한 결과, 각각 0.
본 논문에서는 내부피폭선량 평가를 위해 BiDAS 전산코드를 사용하였다. Kozloduy PMF 시설에서 포집 된 방사성 에어로졸을 적용하여 내부피폭을 평가하였다. 이 중 대표 고려 핵종인 60Co의 평가를 수행했으며, 실제로 Kozloduy 용융 시설에서 발생되어 포집된 핵종들의 발생량을 살펴보면 60Co가 전체 발생량의 약 58%를 차지하고 있으며, 원전 해체 최종보고서를 참조하면 RCS (Reactor Coolant System) 등 원전 주요 기기들이 방사화생성물인 60Co으로 대부분 오염되어 있다는 것을 알 수 있다[2, 3, 4].
Kozloduy PMF 시설은 연 40주의 기간 동안 운영되므로 280일(40주)의 기준을 두어 계산하였으며, 체내, 폐, 소변 및 대변 총 네 개의 장기에서의 방사능 수치를 1,120회씩 Type M, S별로 총 2,240회 도출되었다. Fig.
)을 통해 도출할 수 있다. 본 연구에서는 국제방사선방호위원회(ICRP) 간행물 66에서 제시하는 성인남성 종사자의 경미한 작업 시 호흡률을 적용하였다. ICRP에서 권고하는 성인남성 작업종사자의 경미한 작업 시 호흡률은 1.
3절에서 언급한 핵종 별 발생량 데이터를 BiDAS 전산코드에 입력하기 위해서는 일련의 변환과정이 필요하다. 본 절에서는 저자가 확보한 데이터를 BiDAS 전산코드에 적용하기 위한 계산과정을 다루었으며, 평가 간격은 일(Day) 단위로 1년동안의 내부피폭선량을 평가 하였다. 일반적으로 해체 과정에서 내부피폭평가는 매일 측정하는 것에 한계가 있어 분기별로 측정하거나, Whole Body Detector에 오염이 감지되었을 경우에만 평가를 수행할 것으로 사료된다[9].
작업시간은 Kozloduy PMF의 연 가동 시간인 40주(280일)을 고려하여, 대표 고려 핵종인 60Co의 일일 평균 공기 중 발생량인 3.44×106×1/280 Bq에서 해당 작업공간(23,700m3) 을 나누어 일 평균 발생되는 단위 부피당 공기 중 농도를 도출하였다[10].
하지만 본 연구에서는 방사성 에어로졸의 실측 Data를 확보하지 못하여, ICRP에서 권고하는 5 μm로 설정하였다[7].
대상 데이터
본 논문에서는 Kozloduy Nuclear Power Plant의 해체 용융 사례에서 포집된 공기 중 60Co 발생량을 적용하였으며, 에어로졸의 입자크기 실측치는 확보하지 못해, 국제방사선방호위원회에서 권고하는 작업종사자의 고려 입자 크기인 5 μm를 적용하였다.
핵종 별 발생량은 작업종사자의 호흡률과 함께 섭취량에 직접적으로 관련이 있기 때문에, 내부피폭평가를 수행하기 위해서는 가장 먼저 결정되어야 한다. 본 연구에서 핵종 별 발생량 데이터는 Kozloduy NPP에서 수행한 해체 구조물의 용융 시 발생 된 방사성 에어로졸 포집량을 적용하였다. Kozloduy NPP는 불가리아의 2,000 MWe 원자력 발전소로(VVER-400/230) 2010년 10월 11일에 해체를 시작하였으며, 절단되었거나 용융의 대상이 되는 폐기물들을 부지 내 AB-02 (Auxiliary Building-02)에 위치한 PMF (Plasma Melting Facility)에 이송되어 용융을 수행하였다.
용융 과정 중 Impactor로 포집 된 방사성 에어로졸의 연 평균 발생량은 Table 1에 정리하여 나타내었다[4]. 이 중 본 논문에서는 대표 고려 핵종인 60Co의 발생량을 적용하였으며, 실제로 원전 해체 시 가장 고려되거나 제염 대상이 되는 핵종이다.
본 논문에서는 원전 해체 과정 중 용용 작업 시 발생되는 방사성 에어로졸로 인한 작업종사자의 내부피폭선량을 평가를 수행하였다. 입력 데이터로는 Kozloduy PMF 시설에서 발생된 방사성 에어로졸의 포집량을 사용하였다. 본 연구에서는 60Co을 대표 핵종으로 선정하여 평가하였는데 이는 Maine Yankee, Connecticut Yankee NPP 등의 보고서를 참조한 결과, 해체 시 가장 고려되는 방사성 핵종이 60Co이기 때문이며, 또한 Kozloduy PMF 시설에서 방사성 에어로졸 발생량의 약 58%를 60Co가 차지하고 있다.
이론/모형
본 논문에서는 내부피폭선량 평가를 위해 BiDAS 전산코드를 사용하였다. Kozloduy PMF 시설에서 포집 된 방사성 에어로졸을 적용하여 내부피폭을 평가하였다.
성능/효과
60Co의 경우로 Type M, Type S에 따라 내부피폭평가를 수행한 결과, 각각 0.0341 mSv, 0.0909 mSv로 평가되었다. Type M과 Type S에서의 예탁유효선량의 차이는 0.
BiDAS 전산코드를 통해 예탁유효선량을 평가한 결과, 60Co 로 인해 발생되는 작업종사자의 예탁유효선량은 Type M에서 0.0341 mSv, Type S에서 0.0909 mSv로 평가되었다. 이는 국내 연간 허용선량과 비교해 보았을 때, 각각 0.
내부피폭평가 전산코드에는 대표적으로 IMBA, IMIE, BiDAS, LUDEP, IDSS, GENMOD 등이 있으며, 본 논문에서는 이 중 내부피폭선량평가 국제상호비교에서 제시 된 문제들에 대해서 IMIE와의 섭취량 및 예탁유효선량 평가 결과 비교에서 평균 -3.93~0.00% 오차로 양호한 결과를 보여준 BiDAS 전산코드를 선정하여 수행하였다[8].
입력 데이터로는 Kozloduy PMF 시설에서 발생된 방사성 에어로졸의 포집량을 사용하였다. 본 연구에서는 60Co을 대표 핵종으로 선정하여 평가하였는데 이는 Maine Yankee, Connecticut Yankee NPP 등의 보고서를 참조한 결과, 해체 시 가장 고려되는 방사성 핵종이 60Co이기 때문이며, 또한 Kozloduy PMF 시설에서 방사성 에어로졸 발생량의 약 58%를 60Co가 차지하고 있다.
Kozloduy PMF 시설에서 포집 된 방사성 에어로졸을 적용하여 내부피폭을 평가하였다. 이 중 대표 고려 핵종인 60Co의 평가를 수행했으며, 실제로 Kozloduy 용융 시설에서 발생되어 포집된 핵종들의 발생량을 살펴보면 60Co가 전체 발생량의 약 58%를 차지하고 있으며, 원전 해체 최종보고서를 참조하면 RCS (Reactor Coolant System) 등 원전 주요 기기들이 방사화생성물인 60Co으로 대부분 오염되어 있다는 것을 알 수 있다[2, 3, 4].
후속연구
따라서 추후 절단 공정 시에 발생되는 방사성 에어로졸의 실측 Data를 확보하여 평가를 수행한다면, 해체 공정 시 작업종사자의 내부피폭에 대한 정확한 판단과 이에 따른 과 피폭의 방지, 절단 공정 적용 기술의 타당성을 제시할 수 있을 것으로 사료된다. 본 저자는 추후 절단과정에서 발생하는 방사성 에어로졸의 정확한 값을 통해 방사성 에어로졸로 인한 내부피폭 평가를 수행할 예정이다.
따라서 추후 절단 공정 시에 발생되는 방사성 에어로졸의 실측 Data를 확보하여 평가를 수행한다면, 해체 공정 시 작업종사자의 내부피폭에 대한 정확한 판단과 이에 따른 과 피폭의 방지, 절단 공정 적용 기술의 타당성을 제시할 수 있을 것으로 사료된다. 본 저자는 추후 절단과정에서 발생하는 방사성 에어로졸의 정확한 값을 통해 방사성 에어로졸로 인한 내부피폭 평가를 수행할 예정이다.
질의응답
핵심어
질문
논문에서 추출한 답변
에어로졸이란 무엇인가?
에어로졸이란 ‘분산상은 고체 또는 액체의 입자로 되어 있으며 분산 매체는 기체로 되는 콜로이드계이다’라고 정의되어 있다. 보통 에어로졸이라고 부를 때는 대기중에 부유하고 있는 입자크기가 비교적 작고, 전체적으로서는 상당한 시간의 경과에도 그 상태가 지속될 수 있는 것을 대상으로 하는 경우가 많다.
방사성 에어로졸이란 무엇인가?
원전 해체 공정 시 발생되는 방사성 에어로졸은 작업종사자의 흡입으로 인해 인체 내부의 호흡기 및 주요 장기에 침적되어 내부 피폭을 유발하게 된다. 방사성 에어로졸은 유체 속에 떠있는 고체나 액체의 미세한 방사성 물질을 뜻하며 해체 과정에서 용융, 절단 작업 시에 주로 발생하게 된다. 그 입자 크기는 0.
방사성 에어로졸의 입자 크기 분포가 내부비폭 방사선량에 영향을 미치는 주요인자인 이유는?
방사성 에어로졸의 입자 크기 분포는 작업종사자의 흡입에 의한 내부피폭 방사선량에 영향을 미치는 주요인자이다. 앞서 설명했듯이, 미세한 입자의 방사성 에어로졸은 상대적으로 큰 방사성 에어로졸 입자보다 체내에 오랜 시간 체류하게 되어 전신 또는 장기에서 장기간의 피폭을 야기하게 된다. 이처럼 입자의 크기에 따라 인체에 미치는 영향이 달라지기 때문에 해체 현장 작업자의 에어로졸 흡입에 의한 내부 방사선량을 평가하기 위해서는 입자 크기의 분포를 결정해야 한다.
참고문헌 (10)
M. Lippmann and R. E. Albert, "The Effect of Particle Size on the Regional Deposition of Inhaled Aerosols in the Human Respiratory Tract", American Industrial Hygiene Association Journal, 30(3), 257-275 (2007).
P. Aker, T. Feigenbaum, M. Meisner, and M. Thomas, "Maine Yankee Decommissioning Experience Report", Electric Power Research Institute, EPRI Detailed Experience Report, ENT000164 (2012).
S. Bushart, B. Couture, J. Fan, R. Haight, and C. Melin, "Connecticut Yankee Decommissioning Experience Report", Electric Power Research Institute, EPRI Technical Report, 1013511 (2006).
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J.I. Lee, J.L. Kim, and B.H. Kim, "International Exercise on Internal Dose Assessment in Korea", J. Radiol. Prot., 36(2), 64-70 (2011).
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B.H. Kim, S.Y. Young, T.Y. Lee, and J.L. Jang, "Development of Environmental Radiation Protection Technology", Korea Atomic Energy Research Institute, KAERI Final Research Report, KAERI/RR-2801/2006 (2006).
J.M. Valdivieso, "Decommissioning Strategy & Method & Design Characteristics and Action Plan for Decommissioning", Proc. of the 2018 WES Education, May 28-June 1, 2018, Republic of Korea.
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Energiewerke Nord, "Environmental Impact Assessment Report for the Facility for Treatment and Conditioning of Radioactive Waste with a High Volume Reduction Factor at Kozloduy Nuclear Power Plant", EWN Final Report, P5Cd03Rev.02-EIA-R-Chapter 4 (2013).
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