원전 방사성 콘크리트 기계적 절단의 방사성 에어로졸에 대한 작업자 내부피폭선량 평가 Internal Dose Assessment of Worker by Radioactive Aerosol Generated During Mechanical Cutting of Radioactive Concrete원문보기
원전 해체 공정 중 다량의 콘크리트 방사성 폐기물의 절단 과정에서 불가피하게 방사성 에어로졸이 생성된다. 방사성 에어로졸은 인체 호흡기 흡착에 의한 내부피폭을 유발하기 때문에 작업자의 방사선 방호를 위한 내부피폭평가가 필수적으로 시행되어야 한다. 그러나 실제 작업환경의 에어로졸 특성값을 사용하기에는 선행 연구가 미비하며 콘크리트에 포함된 방사성 핵종의 수가 많기 때문에 정확한 작업자 내부피폭평가를 위해서는 상당한 시간과 인력이 필요하다. 따라서, 본 연구에서는 사전 연구된 콘크리트 에어로졸 특성값을 활용하여 원전 해체 전 절단 작업자의 내부 피폭량을 빠르게 예측할 수 있는 새로운 방법론을 제시하고자 한다. 본 연구팀은 콘크리트 절단 시 발생하는 사전 연구에서 발표된 에어로졸의 수농도 크기 분포데이터를 뉴턴-랩슨법을 이용하여 피폭평가 계산에 필요한 방사능중앙 공기중역학직경(Activity Median Aerodynamic Diameter)값으로 변환하였다. 또한 원전 정지 10년 후 비방사능 값을 ORIGEN code로 계산하였으며, 최종적으로 핵종별 예탁유효선량을 IMBA 프로그램을 이용하여 계산하였다. 핵종별 예탁유효선량값을 비교한 결과 152Eu에 의한 최대 예탁유효선량은 전체 선량값의 83.09%를 차지하고, 152Eu를 포함한 상위 5개 원소(152Eu, 154Eu, 60Co, 239Pu, 55Fe)의 경우 최대 99.63%를 차지함을 확인하였다. 따라서 원전 해체 전 콘크리트의 구성 원소 중 상위 5개 주요 원소 측정을 먼저 시행한다면 더 빠르고 원활한 방사능 피폭관리 및 해체 작업 안전성 평가가 가능할 것으로 판단된다.
원전 해체 공정 중 다량의 콘크리트 방사성 폐기물의 절단 과정에서 불가피하게 방사성 에어로졸이 생성된다. 방사성 에어로졸은 인체 호흡기 흡착에 의한 내부피폭을 유발하기 때문에 작업자의 방사선 방호를 위한 내부피폭평가가 필수적으로 시행되어야 한다. 그러나 실제 작업환경의 에어로졸 특성값을 사용하기에는 선행 연구가 미비하며 콘크리트에 포함된 방사성 핵종의 수가 많기 때문에 정확한 작업자 내부피폭평가를 위해서는 상당한 시간과 인력이 필요하다. 따라서, 본 연구에서는 사전 연구된 콘크리트 에어로졸 특성값을 활용하여 원전 해체 전 절단 작업자의 내부 피폭량을 빠르게 예측할 수 있는 새로운 방법론을 제시하고자 한다. 본 연구팀은 콘크리트 절단 시 발생하는 사전 연구에서 발표된 에어로졸의 수농도 크기 분포데이터를 뉴턴-랩슨법을 이용하여 피폭평가 계산에 필요한 방사능중앙 공기중역학직경(Activity Median Aerodynamic Diameter)값으로 변환하였다. 또한 원전 정지 10년 후 비방사능 값을 ORIGEN code로 계산하였으며, 최종적으로 핵종별 예탁유효선량을 IMBA 프로그램을 이용하여 계산하였다. 핵종별 예탁유효선량값을 비교한 결과 152Eu에 의한 최대 예탁유효선량은 전체 선량값의 83.09%를 차지하고, 152Eu를 포함한 상위 5개 원소(152Eu, 154Eu, 60Co, 239Pu, 55Fe)의 경우 최대 99.63%를 차지함을 확인하였다. 따라서 원전 해체 전 콘크리트의 구성 원소 중 상위 5개 주요 원소 측정을 먼저 시행한다면 더 빠르고 원활한 방사능 피폭관리 및 해체 작업 안전성 평가가 가능할 것으로 판단된다.
Removing radioactive concrete is crucial in the decommissioning of nuclear power plants. However, this process generates radioactive aerosols, exposing workers to radiation. Although large amounts of radioactive concrete are generated during decommissioning, studies on the internal exposure of worke...
Removing radioactive concrete is crucial in the decommissioning of nuclear power plants. However, this process generates radioactive aerosols, exposing workers to radiation. Although large amounts of radioactive concrete are generated during decommissioning, studies on the internal exposure of workers to radioactive aerosols generated from the cutting of radioactive concrete are very limited. In this study, therefore, we calculate the internal radiation doses of workers exposed to radioactive aerosols during activities such as drilling and cutting of radioactive concrete, using previous research data. The electrical-mobility-equivalent diameter measured in a previous study was converted to aerodynamic diameter using the Newton-Raphson method. Furthermore, the specific activity of each nuclide in radioactive concrete 10 years after nuclear power plants are shut down was calculated using the ORIGEN code. Eventually, we calculated the committed effective dose for each nuclide using the IMBA software. The maximum effective dose of 152Eu constituted 83.09% of the total dose; moreover, the five highest-ranked elements (152Eu, 154Eu, 60Co, 239Pu, 55Fe) constituted 99.63%. Therefore, we postulate that these major elements could be measured first for rapid radiation exposure management of workers involved in decommissioning of nuclear power plants, even if all radioactive elements in concrete are not considered.
Removing radioactive concrete is crucial in the decommissioning of nuclear power plants. However, this process generates radioactive aerosols, exposing workers to radiation. Although large amounts of radioactive concrete are generated during decommissioning, studies on the internal exposure of workers to radioactive aerosols generated from the cutting of radioactive concrete are very limited. In this study, therefore, we calculate the internal radiation doses of workers exposed to radioactive aerosols during activities such as drilling and cutting of radioactive concrete, using previous research data. The electrical-mobility-equivalent diameter measured in a previous study was converted to aerodynamic diameter using the Newton-Raphson method. Furthermore, the specific activity of each nuclide in radioactive concrete 10 years after nuclear power plants are shut down was calculated using the ORIGEN code. Eventually, we calculated the committed effective dose for each nuclide using the IMBA software. The maximum effective dose of 152Eu constituted 83.09% of the total dose; moreover, the five highest-ranked elements (152Eu, 154Eu, 60Co, 239Pu, 55Fe) constituted 99.63%. Therefore, we postulate that these major elements could be measured first for rapid radiation exposure management of workers involved in decommissioning of nuclear power plants, even if all radioactive elements in concrete are not considered.
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문제 정의
따라서 추후에 원전 모사 콘크리트 절단시 고해상도 에어로졸 측정장비를 이용하여 인체 흡입 가능한 에어로졸 범위인 수 nm에서 10 μm에 해당 하는 실측 데이터를 확보하고자 한다.
방사성 콘크리트의 방대한 발생량에도 불구하고 원전 해체 시 발생 가능한 방사성에어로졸의 정량적 분석과 내부 피폭 연구는 금속 절단의 경우 몇몇 선행연구가 진행되었으나[6-12], 방사성 콘크리트 폐기물 처리 과정에서 발생하는 방사성 에어로졸 특성분석 연구의 경우 미비한 경향이 있다. 본 연구는 원전 해체 시 방사성 콘크리트 드릴링, 절단 과정에서 발생하는 방사성 에어로졸을 작업자가 흡입하였을 때의 원소별 내부 피폭의 정도를평가하고, 이를 기반으로 하여 작업자의 피폭량을 사전에 예측할 수 있는 기준을 제시하고자 하였다.
본 연구에서는 과거 Azarmi 연구팀이 수행한 콘크리트 의 드릴링(Drilling)과 절단(Cutting)에 따른 에어로졸 크기 분포 데이터를 분석하였다. 에어로졸을 측정하기 위하 여 Azarmi 연구팀은 고속 반응 차동 이동성 분광계(Fast response differential mobility spectrometer)를 사용하였다[13]
가설 설정
따라서 기계적 절단 방법에서는 기계적 힘에 의해 떨어진 작은 크기의 물질들이 에어로졸 형태로 분산된다. 따라서 본 연구에서는 콘크리트 기계적 절단에서 발생하는 에어로졸의 조성과 콘크리트의 조성이 동일할 것이라고 가정하였다.
ICRP 119에 기술되어 있지 않은 원소인 3 H와 14C의 경 우 ICRP 134[16]를 참고하여 기술하였다. 또한 각 핵종의 콘크리트 내 결합 상태의 경우 18족 비활성 기체는 주위 원 소와 결합을 하지 않고 내부에서 기체 형태로 존재하여 인 체에 흡입되더라도 내부에서 반응하지 않는다고 가정하였고, 14C의 경우 콘크리트 속 탄소가 1중 결합의 형태로 존재 한다고 가정하였다.
발생한 에어로졸을 작업자가 전부 흡입하였다고 가정하였 고, 호흡률은 일반 작업자 호흡률(1.2 m3 /hr), 작업 시간은 방 사선 작업종사자 기준 연간 2000시간을 가정하여 적용하였다.
전체 누적 질량의 절반에 해당하는 반지름값을 선형 근사를 이용하여 계산하여 질량중앙공기중역학적 직경(MMAD, Mass Median Aerodynamic Diameter) 값을 구하였다. 입자가 전체적으로 균일하게 분포할 경우 MMAD가 AMAD와 같다고 가정하여 AMAD 값을 도출하였다[26]. 이때 도출된 AMAD 값은 절단과 정시 554.
) 값은 식 (2),(3)의 해를 수치계산법의 일종인 뉴턴-랩슨법(Newton-Raphson method)을 활용하여 계산하였다[24]. 콘크리트 절단 시 발생하는 에어로졸의 형태가 완벽한 구형이라고 가정하고 식 (4)를 이용하여 콘크리트 에어로졸 의 수농도를 질량 농도 분포로 변환하여 도출하였다.
제안 방법
흡수 형태의 입력값의 경우 절단 시 발생하는 방사성 에어로졸에 대해서는 콘크리트 내부에 존재하는 원소의 형 태를 특정하기 어렵기 때문에 ICRP 119[14], ICRP 60[15] 을 참고하여 원소가 규정할 수 없는 상태일 때 권장하는 흡 수 형태(F,M,S)와 흡수분율(f1)값을 사용하였다. 36Cl, 235U 과 같이 권장값이 두 개 이상일 경우 방사선 방호 측면에서 의 보수적 접근을 위하여 각각의 경우에 대하여 피폭 선량 을 계산한 후 높은 경우의 흡수 형태를 채택하여 사용하였다. ICRP 119에 기술되어 있지 않은 원소인 3 H와 14C의 경 우 ICRP 134[16]를 참고하여 기술하였다.
본 연구에서는 ICRP 68[29]의 조직 가중치 값을 사용하 였으며 기타 입자 침착 모델, 입자 수송 모델, 흡수 모델, 소화기 흡수 모델 등에서는 IMBA 프로그램에 내장된 ICRP 기준 값을 사용하여 계산하였다. AMAD의 경우 앞절에서 수행된 계산 값을 대입하여 내부피폭 계산을 수행하였다.
각 핵종의 비방사능 값에 콘크리트 드릴링과 절단 과정 에서 발생한 단위 부피당 총 에어로졸의 질량을 곱해 원소별 로 공기 중 방사성 농도를 구하였다. 최종 섭취량(Bq)은 식 (5)와 같이 공기 중 방사성 농도에 작업자의 호흡률 (m3/hr), 작업시간(hr)을 곱하고 방호 마스크 방호 계수를 나누어 계산하였다[30].
미국 Pacific Northwest 연구소에서 조사한 바에 따르면 해체 콘크리트에서 약 40여 종의 방사성 핵종을 확인했으며[17], 각 핵종의 비방사능(Specific activity)을 제시한 바 본 연구에서는 이를 사용하여 해체 콘크리트의 핵종별 방사능을 도출하였다. 기 수행된 원전 영구 정지 직후 콘크리트 바이오실드(Bioshield)의 중심에서부터 깊이 별(inner edge, 10 cm, 24 cm, 55 cm) 각 구성 원소의 비방사능 값을 기반으로 ORIGEN 프로그램을 활용하여 원전 정지 10년 후 비방사능 값을 계산하였다. 이는 고리 1호 기의 해체 전략(Decommissioning strategy)이 즉시 해체 (Immediate dismantling)를 가정하였기 때문이다.
논문에서는 원전 콘크리트 절단 과정 시 발생하는 방사성 콘크리트 에어로졸에 의한 내부피폭평가를 ORIGEN 전산 코드와 IMBA 프로그램을 사용하여 예탁유효선량를 계 산하여 시행하였다. 방사성 콘크리트 절단 작업시 작업자에 미치는 내부피폭량은 선량 한도인 20 mSv/y에 비해 미미한 것으로 판단되었지만, ALARA 원칙에 의거 작업자의 내부피 폭관리가 필요하며 이를 위해 선량값에 크게 영향을 미치는 상위 5개의 핵종을 선별하였다.
변환 된 결과를 이용하여 공기역학적 직경에 따른 에어로졸 질 량 분포도 및 방사능중앙 공기중역학직경(AMAD, Activity Median Aerodynamic Diameter)값을 도출하였고, 도출 된 AMAD값과 국제방사선방호위원회(ICRP, International Commission on Radiological Protection)의 권고값을 사용 하여(ICRP 119[14], ICRP 60[15], ICRP 134[16]) IMBA 프로 그램을 통해 방사성 에어로졸의 선량계수(Dose coefficient factor)를 도출하였다. 또한 Evans 연구팀에서 수행된 원전 영구정지 직후 각 구성 원소별 비방사능(Specific activity) 계산 값[17]을 기반으로 ORIGEN을 활용하여 원전 영구정지 10년 후 비방사능 값을 계산하였다. 이를 이용하여 원전 즉 시 해체를 가정하였을 때 발생하는 원소별 작업자의 연간 내 부피폭량을 계산하였다.
미국 Pacific Northwest 연구소에서 조사한 바에 따르면 해체 콘크리트에서 약 40여 종의 방사성 핵종을 확인했으며[17], 각 핵종의 비방사능(Specific activity)을 제시한 바 본 연구에서는 이를 사용하여 해체 콘크리트의 핵종별 방사능을 도출하였다. 기 수행된 원전 영구 정지 직후 콘크리트 바이오실드(Bioshield)의 중심에서부터 깊이 별(inner edge, 10 cm, 24 cm, 55 cm) 각 구성 원소의 비방사능 값을 기반으로 ORIGEN 프로그램을 활용하여 원전 정지 10년 후 비방사능 값을 계산하였다.
논문에서는 원전 콘크리트 절단 과정 시 발생하는 방사성 콘크리트 에어로졸에 의한 내부피폭평가를 ORIGEN 전산 코드와 IMBA 프로그램을 사용하여 예탁유효선량를 계 산하여 시행하였다. 방사성 콘크리트 절단 작업시 작업자에 미치는 내부피폭량은 선량 한도인 20 mSv/y에 비해 미미한 것으로 판단되었지만, ALARA 원칙에 의거 작업자의 내부피 폭관리가 필요하며 이를 위해 선량값에 크게 영향을 미치는 상위 5개의 핵종을 선별하였다. 152Eu로 인해 발생하는 작업 자 내부피폭값은 전체 피폭량값의 58.
콘크리트 드릴링과 절단 시 발생하는 에어로졸의 분포 는 Azarmi연구팀의 이동도 직경(Mobility diameter)에 따른 에어로졸 수분포 연구 결과[13]를 바탕으로 MATLAB을 통 해 구현한 수치해석 방법을 이용하여 이동도 직경을 공기 역학적 직경(Aerodynamic diameter)으로 변환하였다. 변환 된 결과를 이용하여 공기역학적 직경에 따른 에어로졸 질 량 분포도 및 방사능중앙 공기중역학직경(AMAD, Activity Median Aerodynamic Diameter)값을 도출하였고, 도출 된 AMAD값과 국제방사선방호위원회(ICRP, International Commission on Radiological Protection)의 권고값을 사용 하여(ICRP 119[14], ICRP 60[15], ICRP 134[16]) IMBA 프로 그램을 통해 방사성 에어로졸의 선량계수(Dose coefficient factor)를 도출하였다. 또한 Evans 연구팀에서 수행된 원전 영구정지 직후 각 구성 원소별 비방사능(Specific activity) 계산 값[17]을 기반으로 ORIGEN을 활용하여 원전 영구정지 10년 후 비방사능 값을 계산하였다.
본 연구에서는 ICRP 68[29]의 조직 가중치 값을 사용하 였으며 기타 입자 침착 모델, 입자 수송 모델, 흡수 모델, 소화기 흡수 모델 등에서는 IMBA 프로그램에 내장된 ICRP 기준 값을 사용하여 계산하였다. AMAD의 경우 앞절에서 수행된 계산 값을 대입하여 내부피폭 계산을 수행하였다.
인체의 방사선량 내부 피폭 평가 코드에는 IMIE (Individual Monitoring of the Internal Exposure), LUDEP (Lung Dose Evaluation Program), BiDAS (Integrated Modules for Bioassay Analysis), IMBA (Integrated Modules for Bioassay Analysis) 등 다양한 종류가 있다. 본 연구에서는 ICRP의 인체 호흡기 모델을 적용하였을 때 PLEIADES에 의해 계산 된 배설율 및 전신/장기 보유율과 오차 1% 이하 기준을 충족 하는 IMBA 프로그램을 사용하였다[27].
이를 이용하여 원전 즉 시 해체를 가정하였을 때 발생하는 원소별 작업자의 연간 내 부피폭량을 계산하였다. 연간 내부피폭량을 기반으로 원자 력 발전소 해체 전 절단 작업자의 내부 피폭량을 사전에 예 측하기 위하여 평가대상 방사성 원소들을 선별하고, 이를 활 용하여 해체 작업 중 작업자의 안전 측면에서 중요한 방사 능 피폭관리 및 해체 작업 안전성 평가에서의 새로운 방법론을 제시하였다.
위의 dM/dlogDp 값과 변환한 dlogDp 값을 이용하여 각 공기중역학적직경 별 누적 질량 분포를 확인하였다. 전체 누적 질량의 절반에 해당하는 반지름값을 선형 근사를 이용하여 계산하여 질량중앙공기중역학적 직경(MMAD, Mass Median Aerodynamic Diameter) 값을 구하였다.
이는 고리 1호 기의 해체 전략(Decommissioning strategy)이 즉시 해체 (Immediate dismantling)를 가정하였기 때문이다. 이때 즉시 해체시 평균 원전 정지 10년 후 해체를 진행한다는 점을 고려하여 본 연구진은 원전 정지 10년 후 비방사능 값을 계산하여 이용하였다[20].
또한 Evans 연구팀에서 수행된 원전 영구정지 직후 각 구성 원소별 비방사능(Specific activity) 계산 값[17]을 기반으로 ORIGEN을 활용하여 원전 영구정지 10년 후 비방사능 값을 계산하였다. 이를 이용하여 원전 즉 시 해체를 가정하였을 때 발생하는 원소별 작업자의 연간 내 부피폭량을 계산하였다. 연간 내부피폭량을 기반으로 원자 력 발전소 해체 전 절단 작업자의 내부 피폭량을 사전에 예 측하기 위하여 평가대상 방사성 원소들을 선별하고, 이를 활 용하여 해체 작업 중 작업자의 안전 측면에서 중요한 방사 능 피폭관리 및 해체 작업 안전성 평가에서의 새로운 방법론을 제시하였다.
값을 이용하여 각 공기중역학적직경 별 누적 질량 분포를 확인하였다. 전체 누적 질량의 절반에 해당하는 반지름값을 선형 근사를 이용하여 계산하여 질량중앙공기중역학적 직경(MMAD, Mass Median Aerodynamic Diameter) 값을 구하였다. 입자가 전체적으로 균일하게 분포할 경우 MMAD가 AMAD와 같다고 가정하여 AMAD 값을 도출하였다[26].
콘크리트 드릴링과 절단 시 발생하는 에어로졸의 분포 는 Azarmi연구팀의 이동도 직경(Mobility diameter)에 따른 에어로졸 수분포 연구 결과[13]를 바탕으로 MATLAB을 통 해 구현한 수치해석 방법을 이용하여 이동도 직경을 공기 역학적 직경(Aerodynamic diameter)으로 변환하였다. 변환 된 결과를 이용하여 공기역학적 직경에 따른 에어로졸 질 량 분포도 및 방사능중앙 공기중역학직경(AMAD, Activity Median Aerodynamic Diameter)값을 도출하였고, 도출 된 AMAD값과 국제방사선방호위원회(ICRP, International Commission on Radiological Protection)의 권고값을 사용 하여(ICRP 119[14], ICRP 60[15], ICRP 134[16]) IMBA 프로 그램을 통해 방사성 에어로졸의 선량계수(Dose coefficient factor)를 도출하였다.
흡수 형태의 입력값의 경우 절단 시 발생하는 방사성 에어로졸에 대해서는 콘크리트 내부에 존재하는 원소의 형 태를 특정하기 어렵기 때문에 ICRP 119[14], ICRP 60[15] 을 참고하여 원소가 규정할 수 없는 상태일 때 권장하는 흡 수 형태(F,M,S)와 흡수분율(f1)값을 사용하였다. 36Cl, 235U 과 같이 권장값이 두 개 이상일 경우 방사선 방호 측면에서 의 보수적 접근을 위하여 각각의 경우에 대하여 피폭 선량 을 계산한 후 높은 경우의 흡수 형태를 채택하여 사용하였다.
대상 데이터
36Cl, 235U 과 같이 권장값이 두 개 이상일 경우 방사선 방호 측면에서 의 보수적 접근을 위하여 각각의 경우에 대하여 피폭 선량 을 계산한 후 높은 경우의 흡수 형태를 채택하여 사용하였다. ICRP 119에 기술되어 있지 않은 원소인 3 H와 14C의 경 우 ICRP 134[16]를 참고하여 기술하였다. 또한 각 핵종의 콘크리트 내 결합 상태의 경우 18족 비활성 기체는 주위 원 소와 결합을 하지 않고 내부에서 기체 형태로 존재하여 인 체에 흡입되더라도 내부에서 반응하지 않는다고 가정하였고, 14C의 경우 콘크리트 속 탄소가 1중 결합의 형태로 존재 한다고 가정하였다.
이론/모형
이동도 직경(dp)값에 해당하는 공기역학적 직경(da) 값은 식 (2),(3)의 해를 수치계산법의 일종인 뉴턴-랩슨법(Newton-Raphson method)을 활용하여 계산하였다[24]. 콘크리트 절단 시 발생하는 에어로졸의 형태가 완벽한 구형이라고 가정하고 식 (4)를 이용하여 콘크리트 에어로졸 의 수농도를 질량 농도 분포로 변환하여 도출하였다.
성능/효과
방사성 콘크리트 절단 작업시 작업자에 미치는 내부피폭량은 선량 한도인 20 mSv/y에 비해 미미한 것으로 판단되었지만, ALARA 원칙에 의거 작업자의 내부피 폭관리가 필요하며 이를 위해 선량값에 크게 영향을 미치는 상위 5개의 핵종을 선별하였다. 152Eu로 인해 발생하는 작업 자 내부피폭값은 전체 피폭량값의 58.91~83.09%를 차지하 였고, 선별된 5개 핵종(152Eu, 154Eu, 60Co, 239Pu, 55Fe)의 경우 99.19~99.63%를 차지하였다. 방사성 에어로졸의 계측 및 내 부피폭평가를 위해서는 에어로졸에 포함된 다수의 핵종을 분석해야 함으로 많은 시간과 인력이 추가될 수 밖에 없다.
97×10-4 Sv/y로 최대값을 확인했다. 이때 5개 핵종(152Eu, 154Eu, 60Co, 239Pu, 55Fe)의 선량값이 전체 선량값의 99% 이상을 차지함을 확인하였다. 콘크리트 절단작업시 발생하는 최대 내부피폭량은 연평균 작업자 개인 피폭 선량 한도인 20 mSv/y와 비교해 보았을 때 각각 1.
후속연구
또한, 콘크리트에 포함된 다양한 핵종데이터의 일부 부재 혹 은 분석의 지연이 발생할 경우 방사선학적 안전성의 문제로 발전될 가능성이 있다. 따라서 본 연구에서 도출한 5개 주요 핵종 분석이 우선적으로 이루어 진다면 신속한 작업자의 피 폭관리 및 해체 작업 안전성 평가가 가능할 것이라 기대된다. 추후 콘크리트 절단시 발생하는 에어로졸의 실측 데이터를 반영하여 본 연구에서 제시한 신속한 내부 피폭평가 방법안 의 검증이 가능할 것으로 기대한다.
또한, 본 연구에 사 용된 에어로졸 수농도 분포의 측정데이터가 1 μm 이하 에어로졸의 분포만 포함하여 내부피폭평가 결과가 저평가되었을 가능성이 있으며, 콘크리트 내 방사성 동위원소 비율은 원전 운전 기록에 따른 중성자 조사량에 따라 크게 변화하기 때문에 실제 샘플링 분석이 필요하다.
따라서 본 연구에서 도출한 5개 주요 핵종 분석이 우선적으로 이루어 진다면 신속한 작업자의 피 폭관리 및 해체 작업 안전성 평가가 가능할 것이라 기대된다. 추후 콘크리트 절단시 발생하는 에어로졸의 실측 데이터를 반영하여 본 연구에서 제시한 신속한 내부 피폭평가 방법안 의 검증이 가능할 것으로 기대한다.
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