원전 해체는 일반적으로 5단계로 준비, 제염, 절단 및 철거, 폐기물 처리, 환경 복원으로 진행된다. 효율적인 원전 해체를 위해서는 작업자의 안전, 비용 대비 효과, 폐기물 최소화, 재사용 가능성 등이 고려되어야 한다. 또한, 작업자의 안전 및 측정기술이 확보되어야 원전 해체 작업의 최적 효율을 낼 수 있으며 이를 위해서는 계통 및 기기의 정확한 측정 기술이 필요하다. 원전 해체 시 현장에서 사용할 수 있는 대표적인 In-Situ 방법으로는 CZT, Gamma Camera, ISOCS 등이 있다. 본 연구에서는 대표 시료 채취 없이 원전 해체 시 현장에서 적용될 수 있는 ISOCS를 이용하여 S/G Water Chamber 지점에 대하여 측정을 수행하였다. 측정 방법은 ISOCS의 HPGe 검출기를 증기 발생기 수실 하부 중앙을 향해 위치하였으며, 이때 검출기는 주변 방사선장 감소를 위해 납 차폐체를 장착하였다. 차폐체 두께는 5 cm인 원통형 납 차폐체를 장착하였으며, 검출기 전면에는 30도 콜리메이터를 장착하여 측정을 수행하였다. 측정값에 검증을 위해 실제 측정 방법과 동일하게 Microshield를 이용하여 측정한 값과 GEANT4 코드를 이용하여 모델링 하였다. 비교 결과 $1.0{\times}10^1{\sim}1.0{\times}10^2Bq$ 정도 차이를 보였으며, 이는 측정 시 주변 방사선의 영향, 모델링의 정밀도 등으로 오차를 줄일 수 있을 것으로 보인다. 본 논문의 연구 결과를 바탕으로 측정값의 정확도 및 신뢰도를 분석하고 향후 해체 작업 시 직접 측정 방법의 적용성에 대한 신뢰도를 높이고자 한다.
원전 해체는 일반적으로 5단계로 준비, 제염, 절단 및 철거, 폐기물 처리, 환경 복원으로 진행된다. 효율적인 원전 해체를 위해서는 작업자의 안전, 비용 대비 효과, 폐기물 최소화, 재사용 가능성 등이 고려되어야 한다. 또한, 작업자의 안전 및 측정기술이 확보되어야 원전 해체 작업의 최적 효율을 낼 수 있으며 이를 위해서는 계통 및 기기의 정확한 측정 기술이 필요하다. 원전 해체 시 현장에서 사용할 수 있는 대표적인 In-Situ 방법으로는 CZT, Gamma Camera, ISOCS 등이 있다. 본 연구에서는 대표 시료 채취 없이 원전 해체 시 현장에서 적용될 수 있는 ISOCS를 이용하여 S/G Water Chamber 지점에 대하여 측정을 수행하였다. 측정 방법은 ISOCS의 HPGe 검출기를 증기 발생기 수실 하부 중앙을 향해 위치하였으며, 이때 검출기는 주변 방사선장 감소를 위해 납 차폐체를 장착하였다. 차폐체 두께는 5 cm인 원통형 납 차폐체를 장착하였으며, 검출기 전면에는 30도 콜리메이터를 장착하여 측정을 수행하였다. 측정값에 검증을 위해 실제 측정 방법과 동일하게 Microshield를 이용하여 측정한 값과 GEANT4 코드를 이용하여 모델링 하였다. 비교 결과 $1.0{\times}10^1{\sim}1.0{\times}10^2Bq$ 정도 차이를 보였으며, 이는 측정 시 주변 방사선의 영향, 모델링의 정밀도 등으로 오차를 줄일 수 있을 것으로 보인다. 본 논문의 연구 결과를 바탕으로 측정값의 정확도 및 신뢰도를 분석하고 향후 해체 작업 시 직접 측정 방법의 적용성에 대한 신뢰도를 높이고자 한다.
The decommissioning of nuclear power plants is generally executed in five steps, including preparation, decontamination, cutting/demolition, waste disposal and environmental restoration. So, for efficient decommissioning of nuclear power plants, worker safety, effects compared to cost, minimization ...
The decommissioning of nuclear power plants is generally executed in five steps, including preparation, decontamination, cutting/demolition, waste disposal and environmental restoration. So, for efficient decommissioning of nuclear power plants, worker safety, effects compared to cost, minimization of waste, possibility of reuse, etc., shall be considered. Worker safety and measurement technology shall be secured to exert optimal efficiency of nuclear power plant decommissioning work, for which accurate measurement technology for systems and devices is necessary. Typical In-Situ methods for decommissioning of nuclear plants are CZT, Gamma Camera and ISOCS. This study used ISOCS, which can be applied during the decommissioning of a nuclear power plant site without collecting representative samples, to take measurements of the S/G Water Chamber. To validate the measurement values, Microshield and the GEANT4 code was used as the actual method were used for modeling, respectively. The comparison showed a difference of $1.0{\times}10^1Bq$, which indicates that it will be possible to reduce errors due to the influence of radiation in the natural environment and the precision of modeling. Based on the research results of this paper, accuracy and reliability of measurement values will be analyzed and the applicability of the direct measurement method during the decommissioning of NPPs will be assessed.
The decommissioning of nuclear power plants is generally executed in five steps, including preparation, decontamination, cutting/demolition, waste disposal and environmental restoration. So, for efficient decommissioning of nuclear power plants, worker safety, effects compared to cost, minimization of waste, possibility of reuse, etc., shall be considered. Worker safety and measurement technology shall be secured to exert optimal efficiency of nuclear power plant decommissioning work, for which accurate measurement technology for systems and devices is necessary. Typical In-Situ methods for decommissioning of nuclear plants are CZT, Gamma Camera and ISOCS. This study used ISOCS, which can be applied during the decommissioning of a nuclear power plant site without collecting representative samples, to take measurements of the S/G Water Chamber. To validate the measurement values, Microshield and the GEANT4 code was used as the actual method were used for modeling, respectively. The comparison showed a difference of $1.0{\times}10^1Bq$, which indicates that it will be possible to reduce errors due to the influence of radiation in the natural environment and the precision of modeling. Based on the research results of this paper, accuracy and reliability of measurement values will be analyzed and the applicability of the direct measurement method during the decommissioning of NPPs will be assessed.
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제안 방법
그리고 선원에서 발생하는 감마선은 무작위 방향으로 발생시켜 설정한 Collimator에서 측정된 값의 평균을 도출하였다. ISOCS의 지오메트리 설계 방법과 GEANT4 코드가 몬테칼로 기반으로 지오메트리를 구성하기 때문에 Microshield를 이용한 측정값을 추가하여 분석을 수행하였다. 위에서 설정한 값을 바탕으로 측정한 값은 Table 3과 같다.
본 연구에서는 대표 시료 채취 없이 원전 해체 시 현장에서 적용될 수 있는 ISOCS를 이용하여 S/G Water Chamber 지점에 대하여 측정을 수행하였고, 측정값에 검증을 위해 실제 측정 방법과 동일하게 GEANT4를 이용하여 모델링 하였다.
ISOCS는 핵종별 방사능 정량 평가가 가능하고 측정 대상체 크기 및 형상과 관계없이 직접 측정이 가능한 장점을 가지고 있다. 이러한 특징들을 바탕으로 원자로 냉각재계통의 주요 기기에 대한 방사선원을 분석하기 위하여 2016년 6월 계획예방정비기간에 ISOCS를 이용하여 직접 측정을 수행하였다.
대상 데이터
EPRI에서 권고하는 측정 지점은 Fig. 2와 같으며, 본 연구에서는 권고하는 측정 지점을 바탕으로 고리 1호기 계통 제염 전/후 방사선량률 측정 지점 26곳 선정 지점인 RCS 내 S/GWater Chamber를 측정 지점을 선정하였다.
선택적 측정 지점 중 한 곳인 S/G Water Chamber Internal Surface를 측정지점으로 선정하여 방사능 측정을 수행하였다. ISOCS의 HPGe 검출기를 증기발생기 수실 하부 중앙을 향해 위치하였으며, 이때 검출기는 주변 방사선장 감소를 위해 납 차폐체를 장착하였다.
cc에서 Bq로 환산하는 입력문을 사용하였다. 시뮬레이션은 원전 제염 및 해체 시 고려되는 감마 핵종 및ISOCS를 이용하여 측정되었던 핵종을 바탕으로 선정하였으며, 본 연구에서는 54Mn, 60Co, 95Nb, 124Sb에 대한 선원을 발생시켰다. 계산 값은 선원에서 발생되는 감마선을 각각 50000번 발생시켰다.
데이터처리
계산 값은 선원에서 발생되는 감마선을 각각 50000번 발생시켰다. 그리고 선원에서 발생하는 감마선은 무작위 방향으로 발생시켜 설정한 Collimator에서 측정된 값의 평균을 도출하였다. ISOCS의 지오메트리 설계 방법과 GEANT4 코드가 몬테칼로 기반으로 지오메트리를 구성하기 때문에 Microshield를 이용한 측정값을 추가하여 분석을 수행하였다.
직접 측정 방법인 ISOCS와 간접 측정 방법인 Microshield, GEANT4를 이용한 코드 모델링 계산 값 비교 수행하였으며,잔류 방사능 비교 평가를 통해 직접 측정 방법의 신뢰도를 재고하였다. ISOCS와 Microshield, GEANT4를 비교 분석한 결과 약 1.
이론/모형
계통 및 기기에 대한 In-Situ 측정 방법 중 ISOCS를 이용한 측정 방법을 선정하였다. ISOCS는 핵종별 방사능 정량 평가가 가능하고 측정 대상체 크기 및 형상과 관계없이 직접 측정이 가능한 장점을 가지고 있다.
성능/효과
4는 비교 결과를 그래프로 나타낸 것이다. 비교 결과 ISOCS와 Microshield의 계산 값은 60Co과 95Nb를 제외한 나머지 핵종은 비슷한 수치를 보였으며, GEANT4와 비교 결과 역시 60Co과 95Nb를 제외한 나머지 핵종은 비슷한 수치를 보였다. 이는 GEANT4 코드를 이용한 모델링이 다양한 적용성을 바탕으로 직접 측정과 선원 분석의 신뢰도 재고 면에서 활용될 수 있을 것으로 보인다[8].
후속연구
직접 측정 방법인 ISOCS와 간접 측정 방법인 Microshield, GEANT4를 이용한 코드 모델링 계산 값 비교 수행하였으며,잔류 방사능 비교 평가를 통해 직접 측정 방법의 신뢰도를 재고하였다. ISOCS와 Microshield, GEANT4를 비교 분석한 결과 약 1.0×101Bq의 차이를 보였으며, 주변 방사선 영향, 모델링의 정밀화를 바탕으로 원전 해체 시 효율적인 작업을 수행하는 사전 연구가 될 수 있을 것으로 보인다. 향후 추가적인 측정을 통해 결과 값을 재고한다면 해체 시 잔류 방사능 평가 등 다양한 연구의 기초자료로 활용될 수 있을 것으로 사료된다.
비교 결과 ISOCS와 Microshield의 계산 값은 60Co과 95Nb를 제외한 나머지 핵종은 비슷한 수치를 보였으며, GEANT4와 비교 결과 역시 60Co과 95Nb를 제외한 나머지 핵종은 비슷한 수치를 보였다. 이는 GEANT4 코드를 이용한 모델링이 다양한 적용성을 바탕으로 직접 측정과 선원 분석의 신뢰도 재고 면에서 활용될 수 있을 것으로 보인다[8].
향후 정밀화 정도, GEANT4 모델링을 통한 기기 모델링은 재질의 열처리 및 배관 성분비의 정확도, 직접 측정 시 주변 방사선 영향 등을 고려하여 정확한 모델링을 통해 평가를 수행한다면 더 신뢰성 있는 결과 값을 얻을 수 있을 것으로 판단된다.
0×101Bq의 차이를 보였으며, 주변 방사선 영향, 모델링의 정밀화를 바탕으로 원전 해체 시 효율적인 작업을 수행하는 사전 연구가 될 수 있을 것으로 보인다. 향후 추가적인 측정을 통해 결과 값을 재고한다면 해체 시 잔류 방사능 평가 등 다양한 연구의 기초자료로 활용될 수 있을 것으로 사료된다.
질의응답
핵심어
질문
논문에서 추출한 답변
원전 해체는 어떠한 단계로 진행되는가?
원전 해체는 일반적으로 5단계로 준비, 제염, 절단 및 철거, 폐기물 처리, 환경 복원으로 진행된다. 효율적인 원전 해체를 위해서는 작업자의 안전, 비용 대비 효과, 폐기물 최소화, 재사용 가능성 등이 고려되어야 한다.
ISOCS란 어떠한 방법인가?
ISOCS는 측정 대상물이 대형이거나 매우 복잡하여 표준 선원 제작이 불가능한 이유로 직접 교정을 수행할 수 없는 경우 이용할 수 있는 측정 방법이다. 하지만 신뢰성 있는 분석을 위해서는 반드시 측정하고자 하는 기하학적 구조를 정확히 알고 있어야 한다.
ISOCS에서 신뢰성 있는 분석을 위해서는 특히 어떠한 것들이 중요한가?
하지만 신뢰성 있는 분석을 위해서는 반드시 측정하고자 하는 기하학적 구조를 정확히 알고 있어야 한다. 특히, 검출기와 대상체의 기하학적 구조뿐만 아니라, 내부의 구성 물질, 선원의 분포 등이 매우 중요하다. 따라서 ISOCS의 활용은 내부구조가 정확히 알려진 경우, 특히 선원 및 매질이 균질하고 그 구성 물질이 알려진 경우에 대하여 최적의 결과를 얻을 수 있다.
참고문헌 (9)
Massaut Vincent, "Decontamination for Decommissioning Decontamination of Building and concrete", Belgian Nuclear Research Centre, SCK CEN.
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H.M. Jun, J.H. Kim, J.J. Song, T.U. Kang, J.C. Lee, K.H. Han, and J.S. Seo, "Radioactivity Measurement and efficacy evaluation of 152Eu Radioactive Standard Source of Using the ISOCS", Proc. of the KRS 2016 Spring Conference, 14(1), May 25-27, 2016, Mokpo.
G.J. Choi, Study of the Simulation of GEM by Geant4 (2015).
GEANT4 User's Guide for Application Developers, Geant4 Collaboration (2016).
Electric Power Research Institute, "Application of the EPRI Standard Radiation Monitoring Program for PWR Radiation Field Reduction", Electric Power Research Institute Report, EPRI-1015119 (2007).
Korea Institute of Energy Technology Evaluation and Planning, Development of Decontamination Technology of Reactor Coolant System and Dismantled Equipment for NPP Decommissioning, 20141510300310 (2014).
Korea Institute of Energy Technology Evaluation and Planning, Assessment of the Radiological Inventory for Decommissioning of Nuclear Power Plants, 201315103 00310 (2013).
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