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ISSN : 1738-1894(Print)
ISSN : 2288-5471(Online)
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology Vol.18 No.2 pp.157-167
DOI : https://doi.org/10.7733/jnfcwt.2020.18.2.157

Internal Dose Assessment of Worker by Radioactive Aerosol Generated During Mechanical Cutting of Radioactive Concrete

Jihye Park, Wonseok Yang, Nakkyu Chae, Minho Lee*, Sungyeol Choi*
Korea Advanced Institute of Science and Technology, 291, Daehak-ro, Yuseong-gu, Daejeon, Republic of Korea
*Corresponding Author. Sungyeol Choi, Korea Advanced Institute of Science and Technology, E-mail: sungyeolchoi@kaist.ac.kr, Tel: +82-42-350-3814 Minho Lee, Korea Advanced Institute of Science and Technology, E-mail: minholea@kaist.ac.kr, Tel: +82-42-350-3854
March 17, 2020 June 1, 2020 June 10, 2020

Abstract


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.



원전 방사성 콘크리트 기계적 절단의 방사성 에어로졸에 대한 작업자 내부피폭선량 평가

박 지혜, 양 원석, 채 낙규, 이 민호*, 최 성열*
한국과학기술원, 대전광역시 유성구 대학로 291

초록


원전 해체 공정 중 다량의 콘크리트 방사성 폐기물의 절단 과정에서 불가피하게 방사성 에어로졸이 생성된다. 방사성 에어 로졸은 인체 호흡기 흡착에 의한 내부피폭을 유발하기 때문에 작업자의 방사선 방호를 위한 내부피폭평가가 필수적으로 시 행되어야 한다. 그러나 실제 작업환경의 에어로졸 특성값을 사용하기에는 선행 연구가 미비하며 콘크리트에 포함된 방사 성 핵종의 수가 많기 때문에 정확한 작업자 내부피폭평가를 위해서는 상당한 시간과 인력이 필요하다. 따라서, 본 연구에 서는 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 예 탁유효선량을 IMBA 프로그램을 이용하여 계산하였다. 핵종별 예탁유효선량값을 비교한 결과 152Eu에 의한 최대 예탁유효선 량은 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.



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    This is an Open-Access article distributed under the terms of the Creative Commons Attribution Non-Commercial License (http://creativecommons.org/licenses/by-nc/3.0) which permits unrestricted non-commercial use, distribution, and reproduction in any medium, provided the original work is properly cited.

    1. 서론

    전 세계적으로 노후 원전의 수가 증가하고 최근 국내에 서도 고리 1호기와 월성 1호기 원전의 영구정지 및 해체가 결 정되면서 안전한 원전 해체 작업의 중요성은 더욱 커지고 있 다. 일반 건물 해체와 달리 원전 해체 작업에서는 다량의 방 사성 폐기물이 발생하게 된다. 한국에서는 원자력발전소 해 체 과정에서 발생한 방사성폐기물을 안전성 확보와 처분 효 율성 증대를 위하여 200 L 혹은 320 L 철제 드럼에 보관하도 록 규정하고 있다[1]. 원자력 발전소 특성상 거대 단일 구조 물로 이루어진 부품이 많기 때문에 폐기물 처리 규정을 충족 하기 위해서는 구조물의 절단 과정은 필수적이다. 그러나 절 단 과정에서 발생하는 방사성 에어로졸은 작업자와 주변 환 경의 방사선 노출을 야기할 수 있다.

    에어로졸은 대기 중에 떠도는 고체 또는 액체의 미세한 입자로 2 nm에서 100 μm 이상까지 다양한 크기를 가진다[2]. 에어로졸은 크기에 따라 인체 호흡기 내부에 침적되는 부위 에 차이가 발생하며 11 μm 이상의 에어로졸은 호흡기에 흡 입되지 않는다. 그러나 일반적으로 에어로졸의 크기가 작아 질수록 입이나 코, 인두, 1차 기관지, 2차 기관지, 말단 기관 지, 세 기관지, 폐포관 및 폐포의 순으로 점차 호흡기 깊은 곳에 침적되는 경향성을 보인다[3]. 호흡기 내부에 침적된 에어로졸은 기관지염, 폐렴 등 다양한 호흡기질환을 일으킨 다. 방사성 에어로졸은 호흡기질환뿐만 아니라 절단 작업자 의 내부 피폭을 발생시키는 주요 선원 항이다. 따라서 작업 자의 방사선학적 안전을 위하여 절단 작업자의 내부피폭을 사전에 평가하고 이를 바탕으로 방사성 에어로졸로 인한 작 업자의 과 피폭을 방지하는 적절한 작업환경 및 작업 시간을 도출하는 것은 매우 중요하다.

    해체 시 발생하는 방사성 콘크리트 폐기물의 양은 전체 폐기물량의 큰 부분을 차지한다. 과거 국내에서 수행된 연구 로 1, 2호기 해체의 경우 전체 방사성 폐기물의 약 68%를 콘 크리트 폐기물이 차지하였고[4], 미국의 Main Yankee 원전 (860 MWe, PWR) 해체의 경우 전체 방사성 폐기물의 64.4% 를 콘크리트 폐기물이 차지하였다[5]. 방사성 콘크리트의 방 대한 발생량에도 불구하고 원전 해체 시 발생 가능한 방사성 에어로졸의 정량적 분석과 내부 피폭 연구는 금속 절단의 경 우 몇몇 선행연구가 진행되었으나[6-12], 방사성 콘크리트 폐 기물 처리 과정에서 발생하는 방사성 에어로졸 특성분석 연 구의 경우 미비한 경향이 있다. 본 연구는 원전 해체 시 방사 성 콘크리트 드릴링, 절단 과정에서 발생하는 방사성 에어로 졸을 작업자가 흡입하였을 때의 원소별 내부 피폭의 정도를 평가하고, 이를 기반으로 하여 작업자의 피폭량을 사전에 예 측할 수 있는 기준을 제시하고자 하였다.

    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. 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 방법 론을 제시하였다.

    2. 해체 콘크리트 절단 시 방사성 에어로졸

    2.1 콘크리트 절단 시 에어로졸 발생 원리

    콘크리트 절단 방법에는 크게 기계적 절단, 열적 절단, Abrasive waterjet, Explosive demolition 등 다양한 방법이 있다. 건설 및 해체 현장에서 주로 쓰이는 콘크리트의 절단 방법은 기계적 절단으로, 기계적 절단은 열적 절단보다 독성 가스 발생량이 적고, Abrasive waterjet 방식보다 발생하는 방사성 폐기물의 양이 적으며 Explosive demolition 방식보 다 훨씬 적은 분진을 방출하는 장점이 있다[18].

    기계적 절단은 기계를 이용하여 자르고자 하는 물질에 힘을 가해 마찰을 발생시켜 물질을 절단한다. 이때 기계의 물 리적인 힘으로 절단하고자 하는 물질의 표면에서 작은 입자 들, 즉 에어로졸이 생성되게 된다. 만약 절단 물질이 취성 재 료(Brittle material)이면, 극한 응력(Ultimate stress) 도달해 서 절단 물질로부터 입자들을 분리시키며, 연성 재료(Ductile material) 이라면 국부적 경화가 일어난 후 국부적으로 균열이 생기며 분리된다[19]. 따라서 기계적 절단 방법에서 는 기계적 힘에 의해 떨어진 작은 크기의 물질들이 에어로졸 형태로 분산된다. 따라서 본 연구에서는 콘크리트 기계적 절 단에서 발생하는 에어로졸의 조성과 콘크리트의 조성이 동 일할 것이라고 가정하였다.

    2.2 해체 콘크리트 핵종별 방사능 평가

    미국 Pacific Northwest 연구소에서 조사한 바에 따르 면 해체 콘크리트에서 약 40여 종의 방사성 핵종을 확인 했으며[17], 각 핵종의 비방사능(Specific activity)을 제시 한 바 본 연구에서는 이를 사용하여 해체 콘크리트의 핵 종별 방사능을 도출하였다. 기 수행된 원전 영구 정지 직 후 콘크리트 바이오실드(Bioshield)의 중심에서부터 깊이 별(inner edge, 10 cm, 24 cm, 55 cm) 각 구성 원소의 비 방사능 값을 기반으로 ORIGEN 프로그램을 활용하여 원 전 정지 10년 후 비방사능 값을 계산하였다. 이는 고리 1호 기의 해체 전략(Decommissioning strategy)이 즉시 해체 (Immediate dismantling)를 가정하였기 때문이다. 이때 즉 시 해체시 평균 원전 정지 10년 후 해체를 진행한다는 점을 고려하여 본 연구진은 원전 정지 10년 후 비방사능 값을 계 산하여 이용하였다[20].

    3. 해체 콘크리트 에어로졸의 방사능중앙 공기중역학직경(AMAD)

    3.1 콘크리트 절단 시 에어로졸 크기 분포

    본 연구에서는 과거 Azarmi 연구팀이 수행한 콘크리트 의 드릴링(Drilling)과 절단(Cutting)에 따른 에어로졸 크 기 분포 데이터를 분석하였다. 에어로졸을 측정하기 위하 여 Azarmi 연구팀은 고속 반응 차동 이동성 분광계(Fast response differential mobility spectrometer)를 사용하였 다[13].

    실험에 사용된 이동성 분광계(DMS50, CAMBUSTION) 는 전기적 이동도 등가 직경(Electrical mobility equivalent diameter)에 의거하여 입자의 크기를 계산하며, 주로 5~560 nm 정도의 크기를 가진 입자 범위에서 주로 사용한다. 그러 나, 작업자의 내부피폭 계산을 위해서는 전기적 이동도 직경 을 호흡기 내부의 침적과 연관된 공기중역학적 직경으로 변 화시켜야 하며 수농도가 아닌 질량 농도 분포분석을 통해 방 사능 AMAD을 도출해야 한다.

    3.2 에어로졸 직경의 상관관계

    에어로졸의 등가 지름이란, 불규칙 형상 에어로졸 입 자(Irregular aerosol particle)와 동일한 특정 물리적 성질 을 갖는 구형 입자의 지름을 뜻한다[21]. 전기적 이동도 직 경(Electrical mobility diameter)이란 특정 불규칙 형상 입 자(Irregular particle)들과 전기적 유도 움직임(Electricallyinduced motion)이 같은 구형의 입자의 지름을 뜻한다. 공 기역학적 직경이란 특정 불규칙 형상 입자와 작용 받는 중력 과 관성이 같은 입자의 지름을 이야기한다. 서로 다른 등가 지름들은 특정식을 통하여 서로 변환이 가능하며, 식 각각은 에어로졸 입자의 특성들을 설명할 수 있다[22].

    스토크스 직경(Stokes diameter)이란, 특정 입자와 침강 속도(Settling velocity)와 밀도가 같은 가상의 구형 입자의 반지름을 뜻한다. 공기중역학적 직경은 특정 입자와 침강 속 도가 같고, 밀도가 1000 kg/m3인 가상의 구형 입자의 반지 름을 뜻한다[21].

    이동도 직경과 스토크스 직경은 식 (1)과 같은 상관관계 식을 통하여 변환이 가능하다[23].

    d m C c ( d m ) = d s × χ t C c ( d s )
    (1)

    (dm = 이동도 직경(Mobility diameter), ds = 스토크스 직경(Stokes diameter), Cc = 커닝험 보정계수(Cunningham correction factor), χt = 형상 계수(Shape factor))

    커닝험 보정계수(Cc)는 에어로졸과 같이 입자의 크기가 유체의 평균 자유 행정도(λ, Mean free path) 보다 작을 때, 연속체 영역과 자유 분자 흐름 사이의 유체를 이동시키는 입 자의 항력을 예측할 수 있게 한다. 식 (2)를 이용하면 모든 고체 입자에 대하여 오차범위 2.1% 안으로 커닝험 보정계수 를 구할 수 있다.

    C c = 1 + λ d [ 2.34 + 1.05 e x p ( 0.39 d λ ) ]
    (2)

    (Cc = 커닝험 보정 계수, λ = 평균 자유 행정도(공기의 평 균 자유 행정도 = 0.666 μm), d = 에어로졸의 지름)

    불규칙 형상 입자 사이의 공기중역학적 직경과 스토크스 직경은 식 (3)과 같은 상관관계식을 통해 변환이 가능하다[23].

    d a = d s ( C c ( d s ) C c ( d a ) ) 1 / 2 ( ρ s ρ 0 ) 1 / 2
    (3)

    (ds = 입자의 스토크스 직경, da = 입자의 공기역학적 직 경, ρs = 스토크스 입자의 밀도, ρ0 = 표준 입자 밀도(Standard particle density), Cc = 커닝험 보정계수)

    3.3 에어로졸의 질량 농도 분포 및 AMAD 도출

    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.

    Mass = π D 3 ρ 6
    (4)

    (D = 입자의 지름, 이 경우 스토크스 직경, ρ = 입자의 밀 도(콘크리트의 밀도 = 3.15 g/cm3[25]))

    위의 dM/dlogDp 값과 변환한 dlogDp 값을 이용하여 각 공기중역학적직경 별 누적 질량 분포를 확인하였다. 전체 누 적 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 554.1 nm, 드릴링 과정 시 576.1 nm로 확인되었다.

    4. 방사성 콘크리트 절단 작업자의 내부피폭 선량 평가

    4.1 내부피폭선량 평가코드

    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].

    IMBA 프로그램은 방사성 핵종의 섭취, 이동, 배설과 관련된 메커니즘을 계산할 수 있도록 제작된 프로그램으로 ICRP 권고안의 방사선 가중치, 조직 가중치 등을 반영하여 선량평가를 수행한다[28]. 내부피폭선량을 계산하기 위해 서는 입자 침착 모델(Deposition), 입자 수송 모델(Particle transport), 흡수 모델(Absorption), 소화기 흡수 모델(GI tract) 등을 설정해야 한다. 에어로졸의 물리적 특성인 방사 성 에어로졸의 핵종별 흡입량(Bq), 밀도(g/cm3), AMAD의 경우 실측된 값을 대입하는 것이 바람직하며 실측값이 없는 경우에는 ICRP 권고값을 대입할 수 있다.

    본 연구에서는 ICRP 68[29]의 조직 가중치 값을 사용하 였으며 기타 입자 침착 모델, 입자 수송 모델, 흡수 모델, 소화 기 흡수 모델 등에서는 IMBA 프로그램에 내장된 ICRP 기준 값을 사용하여 계산하였다. AMAD의 경우 앞절에서 수행된 계산 값을 대입하여 내부피폭 계산을 수행하였다.

    4.2 방사성 에어로졸 섭취량 산정

    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 계 산하였다[30].

    섭취량(Bq) = 공기 중 방사성 농도 ( Bq/m 3 ) × 호흡률 ( m 3 /hr ) × 작업 시간(hr) 방호 마스크 방호계수
    (5)

    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.

    4.3 방사성 에어로졸 핵종별 흡수 형태에 따른 선량 계수 결정

    핵종별 섭취량을 산정했다면 작업자의 내부피폭선량은 식 (6)과 같이 핵종별 선량 계수를 사용하여 간단히 계산할 수 있다[30].

    내부피폭선량(Sv) = Σ 선량계수(Sv/Bq) × 섭취량(Bq)
    (6)

    그러나 선량 계수는 에어로졸의 특성에 따라 값이 크게 달 라진다. 에어로졸 크기와 밀도에 따라 호흡기 내부에 침착되 는 위치가 달라지며, 흡수 유형에 따라 에어로졸이 호흡기 조 직을 벗어나 혈관, 림프관 등을 통해 다른 장기 조직으로 이동 할 수 있다. 흡수 형태(Absorption type)는 에어로졸의 화학 적 성질에 따라 용해도가 높으면 흡수 유형 F (Fast), 용해도가 낮으면 S (slow), 중간인 경우 M (Moderate)을 사용한다. 흡 수 속도가 느릴수록 호흡기에 머무는 시간이 길어지므로 국부 적인 피폭선량이 증가한다. 반대로 흡수 속도가 빠를수록 호 흡기를 제외한 기타 장기에 가해지는 선량이 증가할 수 있다.

    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 사용하였 다. ICRP 119에 기술되어 있지 않은 원소인 3H와 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 가정하였 고, 14C의 경우 콘크리트 속 탄소가 1중 결합의 형태로 존재 한다고 가정하였다.

    4.4 작업자 예탁유효선량 계산

    작업자의 내부피폭량 계산을 통하여 콘크리트 드릴링 의 경우 깊이 10 cm에서 3.78×10-4 Sv/y, 절단의 경우 깊이 10 cm에서 3.97×10-4 Sv/y로 최대값을 확인했다. 이때 5개 핵종(152Eu, 154Eu, 60Co, 239Pu, 55Fe)의 선량값이 전체 선량값 의 99% 이상을 차지함을 확인하였다. 콘크리트 절단작업시 발생하는 최대 내부피폭량은 연평균 작업자 개인 피폭 선량 한도인 20 mSv/y와 비교해 보았을 때 각각 1.89%, 1.98%에 해당하며 작업자의 과피폭 위험은 미미하다고 판단되지만, ALARA 원칙에 따라 피폭관리가 필요하다. 또한, 본 연구에 사 용된 에어로졸 수농도 분포의 측정데이터가 1 μm 이하 에어 로졸의 분포만 포함하여 내부피폭평가 결과가 저평가되었을 가능성이 있으며, 콘크리트 내 방사성 동위원소 비율은 원전 운전 기록에 따른 중성자 조사량에 따라 크게 변화하기 때문 에 실제 샘플링 분석이 필요하다. 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.

    5. 결론

    본 논문에서는 원전 콘크리트 절단 과정 시 발생하는 방 사성 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 58.91~83.09%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. 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.

    Acknowledgements

    This work was financially supported by the National Research Foundation of Korea (NRF) by a grant funded by the Ministry of Science and ICT, Republic of Korea (Grant No. NRF-2017M2A8A4018596), and the Ministry of Education of the, Republic of Korea (Grant No. NRF- 2019S1A5A2A03046683).

    Figure

    JNFCWT-18-2-157_F1.gif

    Experimental schematic of aerosol measurement during concrete drilling and cutting.

    JNFCWT-18-2-157_F2.gif

    Relationship of various types of equivalent aerosol diameters.

    JNFCWT-18-2-157_F3.gif

    Correlation with irregular particle, stokes’ equivalent sphere, and aerodynamic equivalent sphere.

    JNFCWT-18-2-157_F4.gif

    Particle size distribution of number concentration of aerosol during the concrete cutting and drilling operation according to aerosol diameter. ((a): Mobility diameter, (b): Aerodynamic diameter).

    JNFCWT-18-2-157_F5.gif

    Mass distribution of generated aerosols during concrete cutting and drilling according to aerodynamic diameter.

    Table

    The calculated specific activity of each nuclide in radioactive concrete at 10 years after the NPP shutdown using the ORIGEN code

    IMBA Input values for absorption type (F,M,S) and absorption ratio (f1) of isotopes

    Total committed effective dose and the comprisal of element chosen by priority of generation of committed effective dose during the concrete drilling

    Total committed effective dose and the comprisal of element chosen by priority of generation of committed effective dose during the concrete cutting

    Reference

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