초록 ▼

Ⅲ. 연구개발의 내용 및 범위
현재 국내에는 경수로 뿐 아니라 중수로가 운영중에 있으며 부지선정을 위한 국내기술기준은 비교적 잘 마련되어 있으나 중수로의 경우 원자로특성으로 인한 원전수출국 기술기준의 존중 원칙에 따라 평가방법론에 있어 차이를 나타낸다. 이러한 이유로 규제자와 신청자간에 혼란을 겪게 되어 명실상부하게 우리나라가 원전수출국으로 발돋움하고 있는 입장에서 국내 방사선방호기술의 취약성을 드러내고 있다. 이러한 취약성을 극복하고 기술자립의 근간을 마련하기 위해서는 먼저 국내·외의 기술기준 및 평가방법론 비교 분석을 통한

Ⅲ. 연구개발의 내용 및 범위
현재 국내에는 경수로 뿐 아니라 중수로가 운영중에 있으며 부지선정을 위한 국내기술기준은 비교적 잘 마련되어 있으나 중수로의 경우 원자로특성으로 인한 원전수출국 기술기준의 존중 원칙에 따라 평가방법론에 있어 차이를 나타낸다. 이러한 이유로 규제자와 신청자간에 혼란을 겪게 되어 명실상부하게 우리나라가 원전수출국으로 발돋움하고 있는 입장에서 국내 방사선방호기술의 취약성을 드러내고 있다. 이러한 취약성을 극복하고 기술자립의 근간을 마련하기 위해서는 먼저 국내·외의 기술기준 및 평가방법론 비교 분석을 통한 각국의 방사선방호 기술기준의 이해가 우선시 되어야 하며, 이를 통해 부지선정을 위한 국내고유의 대기확산 및 선량평가기술, 평가해석에 대한 최적기술을 제시하고자 한다.
방사선에 의한 인체보호를 위해 적용되는 방사선방호량은 그동안 전 세계에서 축적된 역학자료와 과학기술의 발달에 따른 측정 및 모사기술의 향상으로 지속적으로 변화하며 기본원칙은 유사하지만 적용에 있어서는 각 나라마다 차이를 나타낸다. 우리나라는 국제방사선방호위원회의 신권고 (ICRP-60)를 수용하여 운영중 방사성유출물에 대해서는 명확히 법제화되어 있으나 가상 사고에 대해서는 아직까지 법제화되어 있지 못하다. 정상운영과 사고에 대한 방사선방호량의 적용 차이로 신청자와 규제자간에는 혼란을 겪을 수 있으므로 본 연구를 통해 이에 대한 대책방안도 함께 제시한다. 세부적으로는 노형별 사고특성을 반영한 방사선원 분석, 부지대표 대기확산인자를 도출하기 위한 기상자료 활용기간 및 통계처리 방법의 최적화, 방사성물질의 대기거동에 대한 물리적현상 반영의 최적화, 대기확산결과로부터 인체피폭영향을 평가할 수 있는 선량평가모델의 개발 등 국내고유의 부지선정 평가기술의 골격을 수립한다. 또한 국내 원전은 모두 해안에 위치하고 있으며 이러한 지리적 특수성에 따른 평가체계의 적절성, 좁은 국토에 높은 인구밀도를 갖는 국내의 사회·환경적 특수성으로 인한 다수호기 건설·운영에 대한 평가체계의 적절성 고찰을 통해 국내 고유의 선량평가체계(안)를 제시하고, 중·장기적 관점에서 수학적 모델 및 규제평가체계 개선을 위한 방향을 도출한다.

Abstract ▼

III. Scope and Contents
Although domestic technical standards for the evaluation of the site suitability have been well prepared, the evaluation method shows a difference between LWR and CANDU. For this reason, there are a variety of arguments between the licenser and the licensee. To resolve the

III. Scope and Contents
Although domestic technical standards for the evaluation of the site suitability have been well prepared, the evaluation method shows a difference between LWR and CANDU. For this reason, there are a variety of arguments between the licenser and the licensee. To resolve the arguments, it is important to understand the technical standards on radiation protection between different reactor types. Through the peer review of different technical standards, authors established a Korean framework for evaluating of atmospheric dispersion and subsequent radiological dose in hypothetical accidental releases to the environment, and proposed the optimized analysis technique considering geographical and socio-environmental features of a site. The quantity of radiation protection is changable with time as a result of epidemiological survey, improvement on the techniques of measurement and computational simulation. Even if a basic principle for radiation protection of each countries is similar, its applicative process shows a difference due to the reactor design and socio-cultural features. In Korean nuclear regulations, the standards on radioactive effluents in routine releases have been well prepared, while there is no standard on radiological dose in hypothetical accidental releases so far. Therefore, it may cause a argument between the licenser and the licensee. To overcome these situations, the following studies are carried out.
- analysis of radioactive source term with different reactor types
- optimization of meteorological observation period and statistical approach which is able to simulate a representative atmospheric dispersion
- optimization of the application of physical processes which affect atmospheric dispersion
- development of a radiological dose assessment model linked with the results of atmospheric dispersion
In addition, authors made a master plan for improving the domestic regulatory system reflecting geographical features of NPP sites and the status of multi-NPPs operation in a site in a midlong-term viewpoint.

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제 출 문 ... 2
• 보고서 요약서 ... 4
• 요 약 문 ... 5
• SUMMARY ... 8
• CONTENTS ... 12
• 목 차 ... 14
• 그림 목차 ... 17
• 표 목 차 ... 19
• 제 1 장 연구개발과제의 개요 ... 21
• 제 2 장 국내외 기술개발 현황 ... 23
• 제 3 장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 25
• 제 1 절 사고시 기술기준 및 평가방법론 ... 25
• 1. 경수로 기술기준분석 ... 25
• 가. 미국의 기술기준 ... 25
• 나. 국내 기술기준 ... 28
• 2. 중수로 기술기준분석 ... 28
• 3. 사고시 방사선원 분석 ... 30
• 가. 방사선원 산출방법 ... 30
• 나. 방사선원 비교 ... 40
• 4. 국내외 평가방법론 비교분석 ... 44
• 가. 방사성물질의 대기 이동 및 확산 개관 ... 44
• 나. 주요 코드에서 대기확산모델링 ... 50
• 다. 코드의 규제활용 ... 59
• 라. 피폭선량 기준치의 비교 ... 62
• 제 2 절 ADDAM 코드의 국내적용 ... 64
• 1. 배경 ... 64
• 2. ADDAM 코드의 검토 ... 65
• 가. 대기확산인자 값의 불연속성 ... 65
• 나. 결과의 검증 ... 67
• 다. 대기확산인자와 피폭선량과의 관계 ... 70
• 라. 국내고시의 이행 ... 70
• 3. 캐나다 원자력공사 (AECL) 기술자문 ... 71
• 제 3 절 사고시 대기확산인자 최적평가방안 정립 ... 72
• 1. 원전부지별 기상분석 ... 72
• 2. 부지별 대기확산인자 비교 ... 77
• 3. 대기확산인자 최적평가방법 ... 77
• 가. 풍속등급의 분류에 따른 대기확산인자 ... 77
• 나. 기상자료 활용기간에 따른 대기확산인자 ... 80
• 다. 건물와류효과에 따른 대기확산인자 ... 81
• 제 4 절 사고시 선량평가 최적방안 정립 ... 82
• 1. 대기확산모델과 연계한 선량평가모델 ... 82
• 2. 노형간 선량평가결과 ... 86
• 3. 향후 개선 또는 검토가 필요한 사항 ... 86
• 가. 선량계수의 적용 ... 86
• 나. 요오드의 화학적형태 ... 87
• 다. 호흡률 ... 89
• 제 5 절 국내고유 규제이행 사고시 선량평가체계(안) 수립 ... 90
• 1. 지형 및 환경적요소 반영한 평가방안 ... 90
• 가. 부지선정 관련용어 및 기준 ... 90
• 나. 국내특성을 반영한 선량평가방안 ... 91
• 2. ICRP 신권고 방사선방호량 적용성 검토 ... 94
• 가. 국내현황분석 ... 94
• 나. 국외 현황분석 ... 102
• 제 6 절 규제이행 개선방안 도출 ... 129
• 1. 대기확산 및 선량평가 모델개선 방안 ... 129
• 가. 배경 및 문제점 ... 129
• 나. 개선방향 및 건의사항 ... 130
• 2. 국내기술기준 및 평가방법 개선방안 ... 132
• 제 7 절 종합검토의견 ... 134
• 1. 연구수행기관의 종합의견 ... 134
• 가. ADDAM 코드의 인허가 활용 ... 134
• 나. 국내기술기준 개선 ... 137
• 2. 규제기관의 종합의견 ... 138
• 가. ADDAM 코드의 인허가 활용 ... 138
• 나. 국내기술기준 개선 ... 138
• 제 4 장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 139
• 1. 연구목표 및 달성도 ... 139
• 2. 관련 분야에의 기여도 ... 141
• 제 5 장 연구개발결과의 활용계획 ... 143
• 제 6 장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 145
• 제 7 장 참고문헌 ... 147
• 별첨 1 : ADDAM 코드에 대한 AECL 기술자문 ... 151
• 서 지 정 보 양 식 ... 169
• BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET ... 170