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ISSN : 1738-1894(Print)
ISSN : 2288-5471(Online)
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology Vol.18 No.2(E) pp.317-325
DOI : https://doi.org/10.7733/jnfcwt.2020.18.2(E).317

The Assessment of Exposure Dose of Radiation Workers for Decommissioning Waste in the Radioactive Waste Inspection Building of Low and Intermediate-Level Radioactive Waste Disposal Facility

Rin-Ah Kim*, Ho-Seog Dho, Tae-Man Kim, Chun-Hyung Cho
Korea Radioactive Waste Agency, 174, Gajeong-ro, Yuseong-gu, Daejeon, Republic of Korea
Corresponding Author. Rin-Ah Kim, Korea Radioactive Waste Agency, E-mail: krina26@korad.or.kr, Tel: +82-42-601-5357
May 29, 2020 ; July 10, 2020 ; August 11, 2020

Abstract


The Korea Radioactive Waste Agency plans to expand the storage capacity of radioactive waste by constructing a radioactive waste inspecting building to solve the problem of the lack of inspection space and drum-handling space in the radioactive waste receipt and storage building for the first-stage disposal facility. In this study, the exposure doses of radiation workers that handle new disposal containers for decommissioning waste in the storage areas of the radioactive waste inspecting building were calculated using the Monte Carlo N-particle transport code. The annual collective dose was calculated as a total of 84.8 man-mSv for 304 new disposal containers and an estimated annual 306 working hours for the radiation work. When the 304 new disposal containers (small/medium type) were stored in the storage areas, it was found that 25 radiation workers should be involved in acceptance/disposal inspection, and the estimated exposure dose per worker was calculated as an average annual value of 3.39 mSv. When the radiation workers handle the small containers in high-radiation dose areas, the small containers should be shielded further by increasing the concrete liner thickness to improve the work efficiency and radiation safety of the radiation workers. The results of this study will be useful in establishing the optimal radiation working conditions for radiation workers using the source term and characteristics of decommissioning waste based on actual measurements.



경주 중·저준위방사성폐기물 처분시설의 방폐물검사건물에서 해체 방사성폐기물 대상 방사선작업종사자의 피폭선량 평가 및 작업조건 도출

김 린아*, 도 호석, 김 태만, 조 천형
한국원자력환경공단, 대전광역시 유성구 가정로 174

초록


한국원자력환경공단은 처분시설 내 1단계 인수·저장구역의 인수검사 공간 및 드럼 취급 공간 부족에 대한 문제를 해결하기 위하여 방폐물검사건물을 건설하여 저장·처리능력을 확충할 예정이다. 본 연구에서는 MCNP 코드를 이용하여 방폐물검사 건물 내 저장구역에서 취급하는 해체 방사성폐기물 대상 신형처분용기를 대상으로 작업종사자의 피폭선량을 평가하였다. 평가결과, 시설 내 저장 가능한 최대 용기 개수(304개)와 방사선작업에 대한 연간 예상 작업시간(약 306시간)에 대하여 연 간 집단선량은 총 84.8 man-mSv로 계산되었다. 시설 내 총 304개의 신형처분용기(소형/중형 타입)가 저장 완료된 시점에 서 인수검사, 처분검사를 위한 작업종사자의 투입인력은 총 25명, 작업종사자 당 예상피폭선량은 연평균 3.39 mSv로 산출 되었다. 소형용기 취급 시 작업종사자의 고방사선량 작업에 따른 작업효율과 방사선적 안전성 확보를 위해서는 콘크리트 라이너의 두께를 증가시키는 추가적인 차폐가 필요할 것으로 평가되었다. 향후 본 연구를 바탕으로 실측기반의 해체폐기 물의 선원항과 특성을 활용하여 방사선작업 당 작업시간 및 투입인력을 산출함으로써 작업종사자의 최적의 방사선작업조 건을 도출할 수 있을 것으로 사료된다.



    Korea Institute of Energy Technology Evaluation and Planning
    20181510300870

    1. 서론

    경주 중·저준위방사성폐기물 처분시설에서는 2015년부 터 방사성폐기물 10만 드럼 처분용량의 1단계 동굴처분시설 이 운영 중이며, 12.5만 드럼을 처분하기 위한 2단계 표층처 분시설 공사가 진행 중이다. 향후 원전 해체 방사성폐기물의 발생과 1, 2단계 처분시설이 동시 운영됨에 따라 처분시설에 반입되는 방사성폐기물의 인수량이 대폭 증가할 것이다. 방 사성폐기물 관리시설인 인수저장건물은 발생자로부터 인수 한 방사성폐기물을 최종 처분하기 이전 임시저장, 검사 등의 기능을 수행하는 처분시설의 필수 부속 공간이다. 현재 경 주 처분시설은 1단계 7,000드럼(200 L 기준) 저장 용량의 인 수ㆍ저장 공간을 운영하고 있으나, 방사성폐기물의 관리 수 량이 현재의 약 2배일 때를 대비한 공간 확보가 필요하다. 따 라서 한국원자력환경공단(이하 ‘공단’)에서는 2단계 처분시 설 운영 시점에 10,000드럼 저장 용량의 방폐물검사건물을 신축하여 저장·처리 능력을 확대하고자 한다[1]. 인수저장건 물의 운영자는 운영 중 작업종사자와 일반 대중에 미치는 방 사선량을 규제한도 이내로 유지하고 ALARA 지침을 만족하 기 위해 적절한 방사선방호를 해야 한다[2].

    본 연구에서는 건설 예정인 방폐물검사건물 내 저장구역 에서 취급하는 해체 방사성폐기물 대상 신형처분용기가 저 장되는 상황을 가정하여 작업종사자의 피폭선량을 평가하였 다. 작업종사자의 방사선적 안전성 확보를 위하여 방사선작업 당 작업시간 및 투입인력을 산출함으로써 작업종사자에 대 한 최적의 방사선작업 조건을 도출하고자 한다.

    2. 본론

    2.1 방폐물검사건물

    Fig. 1은 경주 처분시설의 기존 인수저장건물과 건설 예 정인 방폐물검사건물의 조감도이다. 공단은 방사성폐기물 과 관련하여 인수, 인수검사, 처분검사, 처분용기 포장 공정 과 같은 주요 방사선 작업을 수행한다. 인수저장건물은 인 수, 저장, 처분적합성 검사를 수행하는 공간으로 각 기능을 수행하기 위한 적절한 공간이 마련되어야 한다. 운반차량의 인수저장건물 진입 및 출차, 운반용기 개폐, 운반용기에서 방 사성폐기물 드럼 인출 및 하역, 빈 운반용기 임시저장 및 반 출, 방사성폐기물 임시저장, 인수검사, 처분검사, 처분용기 장입, 처분용기 적재 및 보관 등 운영절차 순서에 따라 방사 선 작업을 수행한다[3]. 공단에서는 이러한 운영절차에 따라 세부작업에 대한 투입인력과 작업시간을 산출하고 매년 방 사선안전관리계획을 수립하여 작업종사자의 피폭선량을 관 리한다. 작업종사자의 법적 선량한도(연간 50 mSv를 넘지 않는 범위 내에서 5년간 100 mSv)에서 평균피폭선량한도인 20 mSv·y-1 초과를 방지하기 위하여 공단에서는 처분시설 운 영을 위한 자체관리선량을 설정하여 관리 중이다. 현재 공단 자체관리선량의 기준은 4 mSv·y-1 (5년간 20 mSv) 이하이다 [4]. Table 1은 현재 공단에서 수행하는 방사선작업에 대한 작업종사자의 피폭선량 관리를 위한 세부 작업항목과 작업 시간을 보여준다. 매년 인수 및 처분 계획과 작업 내용에 따 라 작업종사자가 취급하는 용기 개수로 연간 예상 작업시간 을 산출 한 후, 작업종사자의 예상피폭선량을 도출한다[5,6].

    본 연구에서는 방폐물검사건물 내 방사선관리구역인 저장구역에서만 작업을 고려하였다. 따라서 Table 1의 주요 방사선작업 중 인수검사와 처분검사를 선정하였으며 지게 차, 취급 용기에 대한 결속장치와 집게용구(그리퍼)의 체결, 고정, 분해 등의 작업을 포함하여 작업종사자가 근접하여 수행하는 방사선 작업에 대한 선량평가를 수행하였다[7,8]. Table 1의 작업시간은 200 L 드럼 기준이며 신규 개발 중인 대형 처분용기에 대한 작업시간은 현재 사용 중인 IP2 운반 용기의 취급 소요시간인 10분/용기를 적용하였다.

    2.2 해체 방사성폐기물 대상 처분용기 및 선원항

    현재 1단계 처분시설에서 사용되고 있는 처분용기는 200 L 드럼 16개, 320 L 드럼 9개를 한꺼번에 담을 수 있는 사각 콘 크리트 두 종류와 HIC 원형 콘크리트 용기 한 종류로 세가지 종류만 보유하고 있다. 그러나 실제 1, 2단계 처분시설 운영 시 처분대상은 원전 운영 방사성폐기물뿐만 아니라 해체 방사 성폐기물도 고려해야 한다. 처분대상 용기로는 320 L, 폴리에 텔렌용기, HIC용기, 울진 C1/C2/C4형 콘크리트용기, 고리원 형 콘크리트용기, 고리4-Pack 콘크리트용기, PC-HIC용기 등 이 있다[9]. 현재 2단계 처분시설은 200 L 낱 드럼으로 처분 정치 개념이 수립되어 별도의 처분용기가 없기 때문에 공단에 서는 다양한 형상을 가지는 해체 방사성폐기물의 특성과 처분 시설의 특성, 운영 편이성 및 처분안전성을 고려하여 해체 방 사성폐기물 대상 신규 처분용기를 개발 중이다.

    본 연구에서는 ‘원전 해체 방사성폐기물 포장, 운반, 처 분용기 개발’ 기술개발과제에서 개발 중인 해체 방사성폐기 물 대상 신형처분용기(안) 중 소형사이즈, 중형사이즈 두 종 류의 용기(Fig. 2)를 선정하였다[10]. 소형용기는 발생 수량 은 작지만 2단계 처분시설 내 처분하는 용기 중 선원항의 세 기가 가장 큰 RV/RVI 폐기물 대상 포장/처분 겸용용기이며, 중형용기는 발생 수량이 가장 많을 것으로 예상하는 금속폐 기물 대상 포장/운반/처분 겸용용기다. Table 2에서 소형용 기와 중형용기에 대한 상세내용이 나타나 있다.

    소형용기는 상하 17 mm, 측면 4 mm 두께의 금속용기로 콘크리트 라이너 49 mm 차폐가 적용되었다. 포장물의 허용 설계중량은 15 ton으로 RV/RVI 폐기물을 용기 내 100% 적 재했을 때 포장물은 13.3 ton으로 설계중량을 만족한다. 또 한 허용 설계중량이 35 ton인 중형용기는 6 mm 두께의 금속 용기이다. 금속폐기물을 100% 적재했을 때, 포장물의 허용 설계중량 35 ton을 초과하기 때문에 허용 설계중량에 맞춰 콘 크리트 그라우팅된 금속폐기물을 용기 내 100% 적재하였다.

    방사선원항은 방사능특성평가 자료 분석으로 도출해야 하지만 현재 해체 방사성폐기물의 정확한 방사선원항 도출이 어렵기 때문에 신형처분용기에 적재 가능한 최대 방사선량이 적용되었다. 이때 처분용기 외부 방사선량률 관점에서 작업 종사자의 피폭선량 평가 시 고려되는 방사성핵종은 감마선 방 출 핵종으로 인수검사 시 확인되어야 할 14가지 필수 핵종 중 외부 방사선량률에 미치는 영향이 극미한 베타선 방출 핵종 과 감마선을 방출하는 자핵종에 의한 방사선적 영향은 고려하 지 않았다. 따라서 금속폐기물을 구성하는 방사성핵종(54Mn, 59Fe, 60Co, 137Cs) 중 감마선 방출 핵종인 60Co만 존재하는 상황 을 가정하였다. 60Co은 1회 붕괴 시 1.172 MeV와 1.332 MeV 의 두 가지 에너지 감마선을 100% 방출하며 이를 고려하여 내 용물의 총 감마선량을 적용하였다. 소형용기는 포장/처분 겸 용용기로 포장물 인수기준인 표면방사선량률이 10 mSv·h-1 이하를 만족하는 60Co의 최대 비방사능인 6.20×103 Bq·g-1, 내용물의 중량 11.6 ton으로 총 감마선량은 7.19×1010 Bq으 로 계산된다. 중형용기는 포장/운반/처분용기를 겸용하는 용기로 운반물 외부표면에서의 방사선량률인 2 mSv·h-1를 만 족하는 60Co의 최대 비방사능 4.40×102 Bq·g-1, 내용물 중량 34 ton으로 총 감마선량 2.70×1010 Bq이 적용되었다.

    2.3 해체 방사성폐기물 대상 작업종사자 피폭 선량 계산

    2.3.1 MCNP 코드 모델링

    본 연구에서는 방폐물검사건물 내부 포장물을 임시저장 하는 저장구역에서 피폭선량률 평가에 주로 사용되는 몬테 카를로 전산해석방법인 MCNP6(ver1.0) 코드를 이용하였다 [11]. 방폐물검사건물은 강수로부터 포장물을 보호할 수 있 도록 지붕이 있는 콘크리트 구조물로서 벽체는 0.83 m 두께 의 일반콘크리트로 모사하였다[12]. Fig. 3와 같이 저장구역 은 1개의 처분검사구역과 저장고Ⅱ으로 분류된다. 용기와 건물의 벽체 이외에 구조물(크레인, 지게차 등)은 모델링에 서 제외되었다. Table 3 및 Fig. 3~4와 같이 각 저장구역에 는 설계도면에 따라 저장 가능한 신형처분용기를 최대한 배 치하였고, 총 304개의 용기가 가득 차 있다고 가정하였다. 방 폐물검사건물에서 고려한 각 저장구역에서의 해체 방사성 폐기물 대상 신규처분용기 배치와 작업종사자의 측정위치는 Fig. 4와 같으며, 각 저장구역별 모든 용기의 저장 완료시점 에서 작업종사자의 피폭선량 평가를 수행하였다. 선량평가 지점은 각 저장구역에서 처분용기 표면으로부터 30 cm 떨어 진 위치, 작업종사자의 피폭 방사선량을 판독하기 위하여 착 용하는 개인선량계의 착용 위치 지점과 같이 약 100 cm 높이 에서 F4 tally (Volume detector)로 계산하였다.

    처분용기 2종에 대한 모델링은 Fig. 5와 같다. 해석결과 는 MCNP 코드의 통계적 점검결과에서 제시하는 5% 미만의 상대오차를 확인하여 계산결과의 신뢰성을 확인하였다[13]. 선속-선량률 환산인자는 ICRP 74를 적용하였다.

    2.3.2 MCNP 코드 계산결과

    MCNP6(ver1.0) 코드를 이용하여 방폐물검사건물 내 저장구역에서 총 304개의 신형처분용기 저장완료시점에서 의 작업종사자의 피폭선량을 계산하였다. Table 4에서 작업 종사자의 피폭선량률을 확인할 수 있다. 처분검사구역에서 RV/RVI용 소형용기로 인한 피폭선량이 1.94 mSv·h-1로 가장 높은 값이며, 취급하는 용기 개수가 가장 작은 중형용기를 저장한 저장고 I, 저장고 Ⅱ에서 0.11 mSv·h-1로 가장 낮은 피폭선량률을 보인다. 해석결과 피폭선량률은 저장구역별 적재된 용기 배열과 취급 용기의 개수에 영향을 받는다. 처 분검사구역, 저장고 I, Ⅱ, Ⅲ에서의 용기의 전체 면적을 방 사선원항으로 본다면 각 433.95 m3, 325.07 m3, 325.07 m3, 869.48 m3이며 작업종사자는 적재된 용기의 가로방향에서 정 중앙에 위치한다고 가정하였다. 특히 중형용기 대상 가로 길이가 8열로 적재된 저장고 Ⅲ에서 피폭선량이 가장 크며, 가로길이가 3열로 적재된 저장고 I, Ⅱ에서 작업종사자는 가 장 적은 피폭을 받았다. 해석결과는 MCNP 코드의 통계적 점 검결과에서 제시하는 상대오차 5% 미만의 값으로 계산결과 의 신뢰성을 확인하였다[13].

    처분용기 2종에 대한 모델링은 Fig. 5와 같다. 해석결과 는 MCNP 코드의 통계적 점검결과에서 제시하는 5% 미만의 상대오차를 확인하여 계산결과의 신뢰성을 확인하였다[13]. 선속-선량률 환산인자는 ICRP 74를 적용하였다.

    Table 5는 신형처분용기 304개에 대한 저장구역 당 세 부 작업항목 당 작업시간을 산출한 결과이다. 인수검사와 처분검사에 대한 연간 총 작업시간은 약 305.5시간으로 산 출되었다. 처분검사구역에서 소형용기 16개(소형용기용 운반용기8개), 중형용기 64개에 대한 연간 총 작업시간은 약 81.7시간이다. 저장고 I는 48개의 중형용기가 저장되며, 연간 총 작업시간은 약 48시간으로 계산되었다. 저장고 Ⅱ는 저장고 I과 동일하다. 저장고 Ⅲ에서 중형용기 128개에 대한 연간 총 작업시간은 약 127.8시간으로 계산되었다.

    Table 6는 Table 4과 Table 5로부터 작업종사자의 피폭 선량률과 세부항목별 작업시간 결과로부터 세부항목에 대 한 작업종사자 투입인력과 연간 예상 피폭선량을 산출한 결 과이다. 각 세부항목에 대한 연간 집단선량률은 총 84.83 man-mSv이다.

    이러한 계산결과는 집단선량으로 작업종사자 개인에 대 한 관리선량 초과를 방지하기 위해서는 공단 자체 관리선량인 4 mSv·y-1 이하를 만족하도록 작업 투입인원을 계산해야 한 다. 해체 방사성폐기물 대상 방사선 작업에 대하여 자체관 리선량을 만족하는 투입인원은 총 25명이며, 이때 작업종사 자는 평균 3.39 mSv·y-1 를 피폭 받는다. 현재 운영 중인 인 수저장건물에서는 방사성폐기물 취급을 위한 투입인원은 총 18명이다. 해체 방사성폐기물 대상 방사선 작업은 기존 운영 방사성폐기물 대상 작업에 비해 투입인력이 1.4배의 추 가 인력이 필요함을 알 수 있다.

    그러나 처분검사구역에서 소형용기 표면으로부터 피폭 선량률은 1.9 mSv·h-1로 방사선관리구역2의 선량률 기준인 1 mSv·h-1를 넘는다. 따라서 기본 콘크리트 라이너 49 mm인 소형용기의 콘크리트 라이너를 100 mm, 200 mm로 증가시 켜 추가 피폭선량을 산출해보았다. Fig. 6과 같이 콘크리트 라이너 100 mm, 200 mm의 소형용기는 기본 소형용기와 상 하 17 mm, 측면 4 mm 두께의 금속용기인 것은 동일하다. 하 지만 콘크리트 라이너의 두께가 증가로 소형용기의 허용 설 계중량 15 ton 이내를 만족하기 위해서 내용물의 적재 가능 한 무게가 기본 49 mm일때 11.6 ton에서 100 mm 두께의 용 기 내용물은 8.7 ton, 200 mm 두께의 용기 내용물은 4.4 ton 으로 감소한다. 소형용기의 대상 내용물인 RV/RVI 폐기물의 60Co의 최대 비방사능 또한 6.20×103 Bq·g-1을 적용하였다.

    처분검사구역에서의 소형용기의 차폐두께에 따른 피폭 선량을 계산한 결과, Table 7과 같이 차폐두께 100 mm, 200 mm 소형용기 모두 방사선관리구역2 기준인 1 mSv·h-1 이하 를 만족하였다. 또한 이 결과를 이용하여 Table 8에서 모든 저장구역에서의 연간 피폭선량을 계산해보았을 때, 투입인 력이 동일하다고 가정한다면 작업종사자의 연간 최대 피폭선 량은 각 2.21 mSv, 2.06 mSv로 기존 결과보다 작업종사자의 피폭선량을 크게 낮출 수 있다.

    3. 결론

    본 연구에서는 처분시설에 건설 예정인 방폐물검사건물 의 저장구역에서 해체 방사성폐기물 대상 신형처분용기가 인수/저장될 경우를 가정하여 작업종사자에 대한 피폭선량 을 평가하였다. 신형처분용기인 소형용기(포장/처분 겸용) 와 중형용기(포장/운반/처분 겸용)의 방사선원항은 용기 내 적재 가능한 폐기물의 최대 방사선량을 적용하였고 저장구역 내 저장 가능한 최대 용기 개수(총 304개)를 적용하여 평가하 였다. 매년 인수처분계획 따라 인수저장건물에서 취급하는 포장물의 개수가 달라지기 때문에 작업시간의 변동 가능성 은 크다. 선량평가 결과, 저장구역에서 세부작업 항목별 작 업종사자의 연간 피폭선량은 모두 평균피폭선량한도인 연간 20 mSv를 초과하지 않았으나 작업종사자의 피폭선량 최소 화를 위하여 공단 자체관리선량인 연간 4 mSv를 만족하는 세부작업 당 투입인력을 계산하였다. 인수검사, 처분검사를 위한 작업투입인력은 총 25명으로 작업종사자의 예상피폭 선량은 연평균 3.39 mSv으로 산출되었다. 이때, 소형용기 에 대한 작업종사자의 고방사선량 작업에 따른 작업효율과 안전성 확보를 위해서는 소형용기 내부에 콘크리트 라이너 의 두께를 증가시키는 추가적인 차폐가 필요할 것으로 평가 되었다.

    공단에서는 현재까지 비교적 낮은 선량의 잡고체 폐기 물을 인수/처분하였으며 시설, 용기, 작업조건에 대하여 개 별적인 선량평가를 수행해왔다. 본 연구에서는 해체 방사성 폐기물을 대상으로 다양한 형태의 신규처분용기, 작업조건, 저장시설 규격을 복합적 요소로 작업종사자에 대한 피폭선 량평가를 수행함으로써 중·저준위방폐물 처분시설에서 해체 방사성폐기물에 대한 방사선 안전관리를 수립할 경우 체계적 인 방호활동 조건을 제시할 수 있다. 향후 본 연구를 바탕으로 실측기반의 해체 방사성폐기물의 선원항과 특성을 활용하여 방사선작업 당 작업시간 및 투입인력을 산출함으로써 최적의 방사선작업조건을 도출한다면 해체 방사성폐기물의 안전하 고 효율적인 인수/처분공정 수립이 가능할 것으로 사료된다.

    Acknowledgment

    This research was supported by the Korea Institute of Energy Technology Evaluation and Planning (KETEP), (No. 20181510300870).

    Figures

    JNFCWT-18-2(E)-317_F1.gif

    Air view of the radioactive waste inspecting building.

    JNFCWT-18-2(E)-317_F2.gif

    Concept of disposal containers.

    JNFCWT-18-2(E)-317_F3.gif

    MCNP modeling of the radioactive waste inspecting building.

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    Plan view of the placement of disposal container in the radioactive waste inspecting building.

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    MCNP modeling of disposal containers.

    JNFCWT-18-2(E)-317_F6.gif

    MCNP modeling of the small container according to the thickness of the concrete liner.

    Tables

    Main radiation work and detailed work items

    Disposal container targeted for decommissioning radioactive waste

    Max. Capacity of containers in the radiation management area of the radioactive waste inspecting building

    The calculation result of the exposure dose rate (mSv·h-1) in the waste storage area of the radioactive waste inspecting building

    The calculation result of work time per detailed work items

    The calculation result of work input per year and personal exposure dose (mSv·y-1)

    Exposure dose rate (mSv·h-1) according to the thickness of the concrete liner of the small container in the inspection area

    Exposure dose (man-mSv·y-1) according to the thickness of the concrete liner of the small container in the inspection area

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