초록 ▼

(1) 국제 방사선방호 기준의 국내 규제도입 방안 수립 국제방사선방호위원회(ICRP)는 최근 5년간 2005년에 발행을 계획하고 있는 차기 권고의 방향 설정을 위한 논의를 OECD/NEA의 CRPPH를 비롯한 전 세계의 방사선방호 전문가 및 이해당사자 등을 대상으로 광범위하게 진행하고 있다. 최근까지 ICRP와 CRPPH에서 발간해왔던 동향자료를 분석하고 ICRP 차기 권 고 개정의 배경 및 주요내용에 대하여 정리하였다. 또한, 원자력선진국의 현행 방사선방호기준 이행현황을 파악하기 위하여 제2차 원자력안전협약 국가보고서를 분석하였다

(1) 국제 방사선방호 기준의 국내 규제도입 방안 수립 국제방사선방호위원회(ICRP)는 최근 5년간 2005년에 발행을 계획하고 있는 차기 권고의 방향 설정을 위한 논의를 OECD/NEA의 CRPPH를 비롯한 전 세계의 방사선방호 전문가 및 이해당사자 등을 대상으로 광범위하게 진행하고 있다. 최근까지 ICRP와 CRPPH에서 발간해왔던 동향자료를 분석하고 ICRP 차기 권 고 개정의 배경 및 주요내용에 대하여 정리하였다. 또한, 원자력선진국의 현행 방사선방호기준 이행현황을 파악하기 위하여 제2차 원자력안전협약 국가보고서를 분석하였다. 향후 신권고 발행 후에 국내 제도에 영향을 미칠 수 있는 요소로는선량제약치, 방호의 최적화, 선원과 피폭의 제외, 자연 방사선원, 선량관계량, 환자의 방사선피폭, 환경에 대한 방사선방호 등이다. 각 요소들에 대한 현재의 주요 쟁점사항과 우선적으로 제도화에 반영되어야 할 요소를 분석하였다. ICRP 차기 권고는 ICRP 60 권고 이후의 다수의 후속 권고들의 통합과 더불어 새로운 개념들을 다수 포함하고 있으며, 이러한 권고의 국내 도입을 준비하기 위해서는 그 타당성에 관한 심층 검토와 더불어 동 분야에 대한 국내 방사선방호계의 공감대 형성이 필요하다. 따라서 ICRP의 차기 권고 개정 방향에 대한 국내 전문가 의견을 종합하고, 국내에 미칠 수 있는 영향을 분석하기 위하여 국내 방사 선분야 전문학회인 대한방사선방어학회를 통하여 기술검토를 의뢰하였다. 현재 쟁점이 되고 있는 주요 항목별로 기술검토 결과를 정리하였다. (2) 원자력시설의 방사선방호 프로그램 평가기술 개발 노형별 단위작업 고유인자/특성은 크게 작업장과 관련된 설계/설비 부분과 운영조직의 특성으로 구분될 수 있다. 운영조직의 특성은 여러 가지 경영기법과 관리요소, 조직문화, 지역특성 등이 복합적으로 작용하므로 ALARA 원칙에 근거한 작업장의 공학적 설계/설비 부분에 초점을 두어 과제를 수행하였다. 작업별 위험도에 대한 평가는 직무분석과 작업측정을 기반으로 수행하되 방사선에 관련된 요소로 불필요한 작업동작(불필요한 피폭시간)과 방사선이외의 산업안전과 산업보건을 위협하는 요소를 포함한다. 따라서 이러한 위험도의 측정은 인간공학과 일반산업의 작업관리론에 이론적 근거를 두어야 하며 Total Risk Management 개념에 맞게 작업시간의 단축과 생산성 향상을 동시에 고려해야 한다. 주요작업에 대한 사후평가기법의 개발, 원전 O/H 기간중의 목표선량 설정의 타당성 평가기법 개발 및 작업별 위험도에 대한 평가방법 개발이 연구내용에 포함되며, 원자력시설의 개인 및 작업장 감시프로그램 평가기술 개발을 위한 연구범위는 경수로와 중수로 원전의 방사선/능 측정절차 수집과 분석, 개인 방사선량관리 절차 수집과 분석, 국제 방사선방호기준에 따른 개인과 작업장 감시프로그램 분석을 위해 국제원자력기구 (IAEA) 등의 직업상 피폭 및 개인감시 안전지침 수집 및 분석이 포함된다. 작업관리 절차 및 요건개발을 위한 연구내용 및 범위는 작업의 선택기준, 계획 및 관리요건의 개발, 단위작업별 위험도 평가방법 기술 확립, 모의훈련 평가기법 기반연구 및 작업관리 규제지침 세부항목 확립이다. 작업자의 선량저감은 모의훈련 을 통하여 그 구체적인 목표를 달성할 수 있다. 이에 모의훈련 평가를 위하여 규제자의 관점에서 모의훈련 평가기법을 개발하였다. 또한 작업관리를 위한 규제지침 초안을 개발하였으며 이 규제지침 초안에는 작업관리 규제지침 세부항목을 포함 하였다. 작업관리 규제지침 세부항목에는 원전종사자의 방사선방호교육, 표면 오염관리에 관한 지침, 내부피폭 방지를 위한 방사선작업종사자의 호흡방호 프로그램, 방사선관리구역 내 공기중 오염도 측정 및 평가, 방사선감시기의 시험 및 교정에 관한 내용 등으로 구성되었다. (3) 내부피폭 선량평가 검증기술 개발 내부피폭선량평가에 대한 검증기술 확보를 위해서 우선적으로 수행되어져야 하는 주요 평가 대상 핵종의 체내오염 특성분석 및 국제적으로 권고하고 있는 측정기술에 대한 종합적 분석을 수행하였다. 일차적으로 원자력발전소 및 핵주기 시설의 체내오염평가시 주요하게 다루어져야 하는 핵종을 선별하여 인체내에서이들 방사성물질의 거동 및 평가에 고려되어져야 하는 사항을 분석하였다. 방사성물질에 의한 체내 오염량의 정확한 측정을 검증하기 위하여 국제적으로 권고하고 있는 성능검증항목을 분석하여 법제화를 위한 기본사항을 도출하였다. 또한 측정된 양으로부터 내부 피폭량의 평가는 개인의 신진대사에 따라 많은 오차를 포함하게 되므로 평가량의 품질보증을 위해서는 보다 효율적인 프로그램을 구성하여 운영되어져야 한다. 따라서 내부피폭선량평가 프로그램 구성시 고려되어져야 하는 항목을 도출하였다. 인체 내에 오염된 방사성물질 측정량의 상호비교 또는 검증을 위하여 사용될수 있는 검증시스템을 구축하였으며 기준 시료의 품질보증 확보를 위하여 시료제작 절차 및 품질보증 절차를 제시하였다. 또한 내부피폭선량평가를 위하여 사용될 수 있는 측정기술의 특성을 제시하였으며 선량평가시 고려되어져야 하는 항목을 도출하였다. 구체적인 내용은 다음 사항을 포함한다. 가. 프로그램 조직에 관한 기술기준 개발 나. 프로그램 문서화 요소에 관한 기술기준 개발 다. 개인감시 프로그램에 관한 기술기준 개발 라. 내부선량 평가프로그램에 관한 기술기준 개발 마. 품질보증에 관한 기술기준 개발 바. 기록에 관한 기술기준 개발 (4) 외부피폭 선량평가 검증기술 개발 판독기관과의 기술정보 교류항목으로 도출된 항목과 판독기관에서 요구된 정보항목을 반영하여 최근 급속히 기술이 발전하고 있는 실시간 정보공유 방법인 Web방식을 통하여 판독관련 기술기준 등의 최신 정보들의 제공할 수 있는 체제를 구축하고 또한 인적오류의 최소화를 위하여 Web 기반에서 개발된 바코드 시스템을 도입하여 성능검사 수행에 있어서 신속한 정보를 제공한다. 국부적으로 발생하는 피폭선량을 평가하기 위하여 국내 판독기관에서 운영하고 있는 말단선량계의 특성을 분석 및 운영방법, 그리고 선량평가 방법의 적절성에 대하여 검토를 수행하였으며 우리나라에 갖추어져 있는 말단선량계 평가 및 관리체제 그리고 ANSI N13.32에서 제시하고 있는 말단선량계 성능기준 및 성능 시험범주에 대한 기준, 성능평가 결과의 허용준위, 성능평가 절차에 대한 검토 및 분석을 통하여, 국내 말단선량 평가체계에 대한 기술수준 평가 및 현황을 분석 하였다. 또한, 개인선량계 성능검증을 위하여 새롭게 개정된 ANSI N13.11-2001에 추가 제시된 방사선장 분석 및 DOELAP 및 NVLAP 운영 알고리즘 체계를 분석하였다. (5) 방사성물질/방사선기기 안전성 평가기술 개발 의료 분야의 밀봉되지 아니한 방사성동위원소 사용에 대한 체계적인 방사선안전관리 기술을 향상시키기 위하여 종사자관리, 선원관리, 폐기물관리, 비상대응 등 의 주요 안전관리 항목에 대한 표준 지침서를 작성한다. 방사선기기의 설계?제작 단계에서 고려해야할 안전성 평가 요건을 크게 일반요건, 성능요건 및 구조요건별로 도출한다. 또한 방사선 위험도에 근거한 안전규제의 기반 조성을 위해 위험도평가 방법론을 분석하여 체계화한다. (6) 방사성물질 운반 안전성 평가기술 개발 국내의 원자력법령의 개정일정에 맞추어 IAEA의 최신 운반규정인 ST-1 및 미국의 10CFR Part71 규정을 검토하여 국내 법령에 반영할 운반물에 대한 규제요건 및 기술기준을 도출하였다. 국내 원자력법관련 방사성물질 포장 및 운반규정 뿐만이 아니라 IAEA 최신 운반규정인 ST-1 및 미국 10CFR71 등 외국의 방사성물질 운반규정을 조사하여 운반용기의 격납 규제요건, 후판낙하충격 규제요건, 열해석 및 열응력 규제요건을 분석하였으며 이를 바탕으로 이들 규제요건을 만족하기 위한 해석요건을 도출하였다. 운반용기의 격납, 후판낙하충격, 열해석 및 열응력 안전해석 기법을 분석하고 이를 토대로 안전해석에 사용될 수 있는 전산코드를 조사, 분석하고 신뢰성을 분석하였으며 안전해석기법을 제안하였다. 아울러, 운반물의 설계승인심사를 위한 안전성분석보고서 심사 지침을 도출하기도 하였다. (7) 정량적 ALARA 평가기술 개발 방사선 피폭 최적화 조치에 대한 국내?외 경제성 평가 기초 자료 조사를 수행 하였으며, 경제성 분석에 있어 필수적인 경제 및 비경제적 요인(factor)의 수집 및 분석에 초점을 두었다. 이에 이미 경제성 평가모델을 수립한 국가들(일본, 프랑스, 영국)을 분석대상 으로 하여 각 나라별 경제성 평가모델에 수치을 적용하여 비교?분석한 정량적 ALARA에 관한 연구를 기술하였고, 미국의 SEABROOK 원자력발전소를 탐방하여 수행한 연구결과를 국내 원자력발전소에 활용하기 위한 정성적 ALARA에 관한 내용을 기술하였으며, 정성적 및 정량적 ALARA에 관한 연구를 기초로 우리나라 실정에 가장 적합한 경제성 평가모델을 개발하여 새로운 지침을 제시하였다.

Abstract ▼

(1) Establishment of an introductory measure for the assimilation of the international radiological protection standards into the Korean national regulation implementation: The ICRP has been stimulating discussions among radiological protection professionals, stakeholder and many others in the inter

(1) Establishment of an introductory measure for the assimilation of the international radiological protection standards into the Korean national regulation implementation: The ICRP has been stimulating discussions among radiological protection professionals, stakeholder and many others in the international organizations around the world such as Expert Advisory Group for the Evolutionary Radiological Protection System (EAGERPS) of Commission on Radiological Protection and Public Health Organization (CRPPH) for Economic Cooperation Development/Nuclear Energy Agency (OECD/NEA) during the past five years, on the best way of expressing the protection philosophy for the publication of its recommendations, which it hopes will be by 2005 first then changed into by 2006. The recent documents and reports published by the ICRP and CRPPH of OECD/NEA are intensively reviewed and the historical background for the changes in and major contents of the next recommendations are put in order. Also, the national reports for the second review meeting on the IAEA's nuclear safety convention are reviewed to understand the implementation status of the current international radiological protection standards in the leading countries for the nuclear energy applications. There are seven issues, which would affect the Korean radiation protection system after the next ICRP recommendations will be published. They are dose constraint, optimisation of radiological protection, exclusion of radioactive sources and exposures, natural radioactive sources, dosimetry related quantities, medical exposures to the patients, and radiological protection for the environment. The currently major debating issues for each element and elements that have to be reflected into the national institutionalization were analysed. The next recommendations by the ICRP would be a unification of the numerous subsequent ICRP recommendations post the recommendations in ICRP Publication 60, and also include many new concepts and ideas. It is necessary to review in-depth the validity to prepare the assimilation of the recommendations by the ICRP into the Korean national legislation, and to build a good consensus among the national radiological protection professional community for the issues. Therefore, to sum up the comments on the changes in the direction of the next ICRP recommendations by the Korean radiological protection professionals and investigate the effects on the Korean regulations affected by the recommendations, technical reviews are requested through Korea Association for Radiation Protection (KARP) for the professional comments. The results of the technical reviews by the KARP are summarized in terms of major items with the disputed points. (2) Development of a regulatory assessment methodology for the radiation protection programs at the Korean nuclear power plants: The inherent factors and characteristics of the unit job according to the reactor types are largely classified into the design and installation parts related to the work places and the characteristics of the operational organization. Because the characteristics of the operational organization are operating mixed with the various management techniques, control elements, organizational culture and regional characteristics, a study focused on the engineering design and installation parts in the work places based on the ALARA principle is conducted. The evaluation of risks according to the individual job is conducted based on the analyses of the tasks and measurements of working times and it should include the elements related to the radiation such as unnecessary task actions or movement (e. g, unnecessary exposure times) and those elements that intimidate the industrial safety and health beside the radiological safety. Hence, the measurement of these risks should base its theoretical grounds on the human engineering and job controls in the general industry. And shortening the working time and enhancing the productivity should be simultaneously considered to comply with a concept of the total risk management. The development of the post evaluation techniques for the major maintenance tasks, validity assessment techniques for the establishment of a goal in the exposure doses during the refueling outage of a nuclear power plant and risk assessment techniques according to the radiation jobs are included in the scopes of the study while the study scopes of the development of the assessment techniques for the work area monitoring programs include the collection and analysis of the measurement procedures for the radiations/radioactivities at the nuclear power plants with both pressurized water reactors (PWRs) and pressurized heavy water reactos (PHWRs) types, personal radiation dose control procedures and safety guidelines for the occupational exposure and personnel monitoring recommended by the International Atomic Energy Agency (IAEA) to analyze the personnel and working area monitoring programs according to the international radiological protection standards, respectively. The contents and scopes of the study to develop the procedures and requirements for the job controls are setting-up the criteria to select the radiation jobs, developing the planning and control requirements for the radiation jobs, establishing the risk assessment methodology according to the unit radiation jobs, conducting a base study of the assessment technology for the mock-up training and establishing the detailed items of the regulatory guidelines for the job controls. Also, to evaluate the mock-up training, assessment techniques for the mock-up training are developed and the draft regulatory guidelines include the detailed items of the regulatory guidelines for the job controls. The detailed items of the regulatory guidelines for the job controls consist of the radiological protection program for the radiation workers at the NPPs, guidelines for the control of the surface contamination, respiratory protection program for the workers to be prevented from the internal exposures, measurement and assessment of the contaminants in air in the radiation controlled areas and test and calibration of the fixed radiation monitors. (3) Development of a regulatory validation and verification (V&V) methodology for the internal radiation dose assessment: Analysis on the characteristics of the internal contamination from the major radionuclides being conducted with priority to establish the validation technology for the internal exposure dose assessment and comprehensive analysis on the measurement techniques recommended by the international organizations are carried out. As the primary step, by selecting the radionuclides having to be handled with priority in the internal contamination assessment of the personnel at the nuclear power plants and fuel cycle facilities, metabolic behaviors of these radionclides in the body and factors to be considered during the internal dose assessment are analyzed. To verify the exact measurement of the contaminant quantity from the radionuclides in the body, basic requirements for the national legislation are derived from the analysis of the performance test items recommended by international organizations. Also, because the internal exposure assessment from the measurement quantity include numerous errors according to the metabolic behavior by an individual, more effective quality assurance and control program for the good quality control of the measurement quantity should be implemented and operating. Hence, the items to be considered when the dose assessment is made are derived. The specific contents are as follow: 1) Development of the technical standards for the organization of the internal dosimetry program 2) Development of the technical standards for the documentation of the internal dosimetry program 3) Development of the technical standards for the individual monitoring program 4) Development of the technical standards for the internal dose evaluation program 5) Development of the technical standards for the quality assurance program 6) Development of the technical standards for the record keepings (4) Development of a regulatory validation and verification (V&V) methodology for the external radiation dose assessment: Reflecting the derived technical information exchanging items with and information items requested by the dosimetry services, a system, which is, lately, the rapidly developing technique to share information on the real time basis through the web form and to be able to provide brand new information such as technical standards related to the dosimetry processing has been established. To minimize the human errors, introducing a bar code system that is developed on the web base provides the rapid information in conducting the performance tests. To evaluate the exposure doses locally occurring, technical reviews by analyzing the characteristics of the extremity dosimeters, operation method of the extremity onitoring services and investigation of the appropriateness of the extremity dose assessment method are conducted. Through the reviews and analyses on the evaluation of the doses with and control system of the extremity dosimeters conducted y the dosimetry services, performance criteria for the extremity dosimeters and standards for the performance test categories, tolerance levels of the performance tests and performance test procedures suggested by ANSI N13.32, the evaluation of the technical level of the Korean national evaluation system for the extremity doses and status are analyzed. Also, the additionally suggested radiation fields by newly revised ANSI N13.11-2001 to test the performances of the personnel dosimeters and algorithm systems operated by the Department of Energy Laboratory Accreditation Program (DOELAP) and National Voluntary Laboratories Accreditation Program (NVLAP) are analyzed. (5) Development of an assessment methodology for safety of the radioactive sources and radiation devices The standard guides for the major safety control items of the radiation workers control, radioactive sources control, radioactive wastes control and emergency preparedness are prepared. The safety assessment requirements to be considered at the design and fabrication stages of the radiation devices are derived according to the terms of generic, performance and structural requirements. To establish the infrastructure of the safety regulations based on the radiation risks, the risk assessment methodologies are analyzed and systematized. (6) Development of a regulatory assessment methodology for transportation safety of the radioactive materials: The regulatory requirements and technical standards have been developed by reviewing the IAEA regulations (ST-1) and 10 CFR Part 71 of the US, and the most of them are adopted in the Act and ministry notices in accordance with the revision schedule of Atomic Energy Act and ministry orders. During the study of the regulatory requirements for the containment integrity of, backdrop falling impacts on, thermal and thermal stress analysis on the shipping casks have been studied by investigating the codes and standards for the package and transport of the radioactive materials stipulated not only in Korean Atomic Energy Laws, Atomic Energy Acts, Enforcement Decrees and Enforcement Regulations but also in recent codes and standards recommended in ST-1 by the IAEA and implemented in 10CFR71 by the US NRC. The analytic requirements to satisfy these regulatory requirements based on the above study have been investigated. Also the safety analysis techniques for the containment integrity of, backdrop falling impacts on, thermal and thermal stress analysis on the shipping casks have been investigated. With the results based on the investigation, several computer codes for the safety analysis of the shipping casks and the reliability of the codes have been further studied, and the safety analysis methodologies of the shipping casks been published. And a review guide for the safety analysis report for a package designing approval is derived. (7) Development of a quantitative ALARA assessment methodology: Investigation of the basic data for the national and international economy assessment of the optimization measures for the radiation exposures have been conducted. In the economy assessment, necessary economic and non-economic factors are focused to be collected and analyzed. For this purpose, countries who have already established the models with the economy assessment such as Japan, France and Great Britain are selected for the analyses. And a quantitative ALARA study conducted by comparing and analyzing the economy assessment models with the application of the values calculated according to the respective countries is described. The contents of the quantitative ALARA to be applied to the Korean nuclear power plant with the results of the in-depth ALARA study conducted at Seabrook nuclear power plant in the U.S. are also described. Based on both the quantitative and qualitative ALARA studies, the economy assessment model most appropriate for the Korean realities is developed and new guideline for the ALARA implementation is proposed.

목차 Contents

• 요 약 문 ...4
• Summary ...18
• Contents ...38
• 목 차 ...40
• 표 목 차 ...44
• 그림목차 ...50
• 제 1 장 연구개발과제의 개요 ...53
• 제 2 장 국내외 기술개발현황 ...60
• 제 3 장 연구개발 수행 내용 및 결과 ...62
• 제1절 국제 방사선방호 기준의 국내 규제도입 방안 수립 ...62
• 1. 국제 방사선방호정책 변화의 배경 ...62
• 2. 국제 방사선방호기준 이행 동향 ...79
• 3. 방사선방호 신개념 제도화 요소 ...86
• 4. 제도화 영향 기초 조사 ...94
• 참고문헌 ...127
• 부록 1. 방사선방호체계에 대한 주요검토보고서 ...128
• 부록 2. ICRP 차기권고(안) 요약...139
• 제2절 원자력시설의 방사선방호 프로그램 평가기술 개발 ...149
• 1. 주요작업 평가기법 개발 ...149
• 2. 작업관리 절차 및 요건개발 ...202
• 3. 작업선택기준 ...243
• 4. 모의훈련의 평가 ...244
• 참고문헌 ...248
• 부록 2-1. 계획예방정비기간중 방사선방호계획 작성지침에 관한 규제요건 및 과학기술부고시(안) ...250
• 제3절 내부피폭 선량평가 검증기술 개발 ...255
• 제3절의1 직접측정에 의한 내부피폭선량 품질보증 기술기준 개발 ...255
• 1. 프로그램 조직 ...255
• 2. 프로그램 문서화 ...259
• 3. 섭취감시 프로그램에 관한 기술적 사항 ...263
• 4. 내부선량평가 프로그램 ...305
• 5. 측정장비의 품질보증 ...313
• 6. 기 록 ...326
• 7. 참고문헌 ...329
• 제 3 장의 2 간접측정에 의한 내부피폭선량 품질보증 기술기준 개발 ...330
• 8. 간접법에 의한 내부피폭 선량계측의 접근 ...332
• 부록 3-1. 최소검출방사능(MDA)의 산출...401
• 부록 3-2. 성능시험을 위한 상대편중 및 상대정밀도의 산출...404
• 제4절 외부피폭 선량평가 검증기술 개발 ...406
• 1. 말단선량계 및 보조선량계 평가지침 개발 ...406
• 2. 외부피폭선량평가 검증기술 개발 ...446
• 3. 결 론 ...448
• 제5절 방사성물질/방사선기기 안전성 평가 기술 개발...452
• 1. 서 론 ...452
• 2. 의료분야 개봉선원 취급유형별 안전성 평가 ...452
• 3. 방사선기기의 취급 단계별 안전성 확보 요건 도출 ...462
• 4. 위해도 기반 분석 및 규제 기술 개발 ...482
• 5. 결 론 ...501
• 제6절 방사성물질 운반 안전성 평가기술 개발 ...513
• 1. 개 요 ...513
• 2. 방사성물질 운반 안전규제 요건 ...514
• 3. 방사선차폐 및 핵임계 안전해석검증기술 개발 ...519
• 4. 낙하충격 및 타격충격 안전해석 검증기술 ...524
• 5. 운반용기 격납 안전성 검증기술 개발 ...531
• 6. 열해석 및 열응력 안전해석 검증기술 개발 ...533
• 7. 운반용기 침수압력 안전해석 검증기술 개발 ...535
• 8. 운반용기 관통충격 안전해석 검증기술 개발 ...538
• 9. 운반용기 압축하중 안전해석 검증기술 개발 ...540
• 10. 안전성분석보고서 심사지침 ...542
• 11. 결론 ...554
• 제7절 정량적 ALARA 평가기술 개발...556
• 1. 서론 ...556
• 2. 정량적 ALARA에 관한 연구...557
• 3. 정성적 ALARA에 관한 분석...579
• 4. 우리나라의 최적 경제성 평가모델 ...584
• 제 4 장 연구개발 목표 달성도 및 관련분야의 기여도 ...587
• 제 5 장 연구개발결과의 활용계획 ...589
• 제 6 장 연구개발과제에서 수집한 해외 과학기술 정보 ...590