KR20190107945A - 중성자가 발생되는 시설의 건설 폐기물 자체처리 가부 평가방법 및 중성자가 발생되는 시설의 건설을 위한 자재의 인증방법 - Google Patents

중성자가 발생되는 시설의 건설 폐기물 자체처리 가부 평가방법 및 중성자가 발생되는 시설의 건설을 위한 자재의 인증방법 Download PDF

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Abstract

본 발명의 목적은 중성자가 발생되는 시설, 예를 들어 원자력 발전소 건설 폐기물의 자체처리 가부 평가방법을 제공하는데 있다. 이를 위하여 본 발명은 중성자가 발생되는 시설로부터 건설 시료를 얻는 단계; 상기 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계; 상기 시료 내 원소들의 함량으로 컴퓨터 시뮬레이션을 수행하여 시설 해체 시점의 방사능 재고량을 평가하는 단계; 상기 평가된 방사능 재고량이 나오도록 중성자 조사 조건을 설정하여, 시료에 대한 방사화 특성 실험을 수행하는 단계; 및 상기 방사화 특성 실험 결과를 통하여 중성자가 발생되는 시설의 해체 시점에 발생하는 건설 폐기물의 자체처분이 가능한지 여부를 판단하는 단계;를 포함하는 것을 특징으로 하는 중성자가 발생되는 시설의 건설 폐기물 자체처리 가부 평가방법을 제공한다. 본 발명에 따르면, 기 건설된 중성자가 발생되는 시설의 건설 자재들이 추후 시설 해체시에 자체처분이 가능한 폐기물이 될 것인지를 평가할 수 있다. 나아가 본 발명에 따르면, 중성자가 발생되는 시설 건설을 위하여 반입되는 자재들에 대하여 상기와 같은 기준을 바탕으로 인증방법을 제공할 수 있다.

Description

중성자가 발생되는 시설의 건설 폐기물 자체처리 가부 평가방법 및 중성자가 발생되는 시설의 건설을 위한 자재의 인증방법{METHOD OF EVALUATING SELF-TREATMENT OF CONSTRUCTION WASTE OF NEUTRON GENERATING FACILITY AND METHOD OF CERTIFYING CONSTRUCTION MATERIAL OF NEUTRON GENERATING FACILITY}
본 발명은 방사화 실험을 통해, 중성자가 발생되는 시설의 해체 시점의 방사능 재고량을 고려하여 건설 폐기물 자체처리 가부를 평가하는 방법 및 중성자가 발생되는 시설을 위한 자재의 인증방법에 관한 것이다.
원자력발전소, 연구로, 가속기 시설 등 중성자가 발생되는 시설의 해체 시에는, 구조물의 방사화로 인한 방사성 폐기물의 처분비용이 전체 해체 사업비용의 30% 이상을 웃돌 것으로 평가되고 있으며, 방사성 폐기물 중 68% 이상을 차지하는 콘크리트 해체폐기물 발생문제가 해체사업의 경제성에 중요한 인자로 작용하고 있다.
예를 들어, 원자력 발전소의 해체 시 발생하는 방사성폐기물의 처분에는 약 2,000억원 이상 소요될 것으로 평가하고 있는데, 이는 건설 당시 재료비의 65 내지 2,800 배에 달하기 때문에 건설 시점에서의 충분한 실험을 통해 방사화 정도가 적은 재료를 이용 것은 매우 중요한 설계행위이다.
원자력시설의 건설을 위하여 반입되는 자재가 사용되는 위치에 따라 40년 또는 60년 이후 시설 해체 시에 자체처분이 가능한 자재인지를 사전에 판별할 수 있다면, 드럼당 2,000만원을 호가하는 중.저준위 폐기물 처분 비용대신 100만원정도의 자체처분 비용만 소모되도록, 건설자재를 선별적으로 활용할 수 있게 된다.
특히, 일반적으로 방사성 물질로 오염된 물질이 국부적으로 포함되기만 해도 그 전체가 방사성 오염물로 다루어지게 되므로 전체 물량을 모두 폐기처분하기 위해서는 막대한 경비나 과대한 저장시설을 필요로 하게 되는데, 사용한 자재의 방사화 특성을 사전에 실험해 두었다면 오염물질이 섞이지 않는 분할 해체계획 수립이 가능해 진다.
그러나, 이와 같은 판단 및 인증을 하기 위해서는 건설을 위하여 반입되는 자재 내의 구성 물질과 ppm 및 ppb 수준의 미량 원소 함량을 모두 파악할 필요가 있을 뿐만 아니라, 그 함량으로부터 원전 해체시 발생하는 폐기물이 자체처분이 가능한 정도의 방사능 값을 갖게 되는지를 판단할 수 있는 기준이 필요하지만, 이에 대한 기술 및 기준은 아직까지 공개된 바 없다.
지금까지의 연구들은 주로 원자력 발전소 해체시 발생하는 폐기물을 감용하거나, 방사성 물질을 제거하여, 실제 방사성 폐기물로 보관해야 하는 양을 줄이는 방향으로 진행되어 왔다.
예를 들어, 한국 공개특허 제10-2015-0099975호는 방사성 콘크리트 폐기물의 제염방법을 개시하고 있다. 구체적으로 a) 에폭시가 붙어있는 콘크리트 폐기물을 800~1000도에서 가열하여 에폭시를 제거하는 단계; b) 상기 에폭시가 제거된 콘크리트 폐기물로부터 분말을 얻는 단계; c) 상기 분말을 1차 세척하고, 동전기 장치에서 2차 세척하는 단계; 및 d) 상기 c) 단계에서 발생한 용액에 CaO를 넣고 pH를 조절하여 우라늄을 분리한 후, 황산을 첨가하여 칼슘을 제거하는 단계를 포함하는 에폭시가 코팅된 방사성 콘크리트 폐기물을 제염하는 방법을 개시하고 있다. 상기 기술은 우라늄으로 오염된 콘크리트 폐기물 중 70 % 이상을 자체처분할 수 있으며, 제염시 발생하는 이차 방사성 폐기물의 양도 획기적으로 감축시킬 수 있는 효과가 있다고 언급하고 있으나, 상기 기술은 이미 발생한 폐기물 중 일부를 자체처분하는 기술일 뿐, 나중에 발전소 해체시에 발생하는 폐기물을 자체처분할 수 있는지 여부를 미리 판단할 수 있는 기술은 아니다.
또한, 한국 공개특허 제10-2011-0013992호 역시 콘크리트 폐기물로부터 감용처리방법 및 청정골재 제조방법에 관한 발명으로, 방사성 콘크리트 폐기물을 물리적 또는 기계적으로 1차 파쇄하는 단계(단계 1); 상기 단계 1의 파쇄된 폐기물을 가열하고 분쇄하는 단계(단계 2); 상기 단계 2의 폐기물로부터 방사성핵종을 분리하는 단계(단계 3); 상기 단계 3의 폐기물을 크기가 1 ㎜ 미만인 방사성 미분말과 1∼5 ㎜인 잔골재 및 5 ㎜ 이상인 굵은 골재로 분리하여 비오염 골재를 분리하는 단계(단계 4); 상기 단계 4의 1 ㎜ 이하 우라늄 오염 경량 미분말을 0.15 ∼ 1 ㎜ 크기로 분극시키는 단계(단계 5); 상기 단계 5의 미분말 또는 상기 단계 4의 잔골재를 염산(HCl), 질산(HNO3), 황산(H2SO4) 및 옥살산(H2C2O4)으로 이루어지는 군으로부터 선택되는 어느 하나 또는 이들의 혼합용액으로 용출제염 및 감용시켜 재활용 골재를 생산하는 단계(단계 6); 및 0.15 ㎜ 이하의 우라늄 오염 경량 미분말과 1 ㎜ 이하의 방사화 중량 미분말을 혼합하여 슬래깅 또는 시멘트로고화시켜 감용/안정화된 방사성 폐기물을 제조하는 단계(단계 7)를 포함하는 방사성 콘크리트 폐기물로부터 감용처리방법을 개시하고 있다. 상기 기술 또한, 이미 발생한 폐기물로부터 방사성 핵종을 분리시켜 처분 대상 폐기물을 저감시키는 기술로, 나중에 발전소 해체시에 발생하는 폐기물을 자체처분할 수 있는지 여부를 미리 판단할 수 있는 기술은 아니다.
이에 본 발명의 발명자들은 중성자가 발생되는 시설의 건설 시료로부터 추후 해체 시에 발생할 폐기물이 자체처분이 가능할 것인지를 평가하는 방법과, 더 나아가 상기 기준으로 중성자가 발생되는 시설 건설을 위하여 반입되는 자재에 대한 인증 방법을 연구하여 본 발명을 완성하게 되었다.
한국 공개특허 제10-2015-0099975호 한국 공개특허 제10-2011-0013992호
본 발명의 목적은 중성자가 발생되는 시설의 건설 폐기물 자체처리 가부 평가방법을 제공하는데 있다.
또한 본 발명의 다른 목적은 중성자가 발생되는 시설의 건설을 위한 자재의 인증방법을 제공하는데 있다.
이를 위하여 본 발명은
중성자가 발생되는 시설로부터 건설 시료를 얻는 단계;
상기 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계;
상기 시료 내 원소들의 함량으로 컴퓨터 시뮬레이션을 수행하여 시설 해체 시점의 방사능 재고량을 평가하는 단계;
상기 평가된 방사능 재고량이 나오도록 중성자 조사 조건을 설정하여, 시료에 대한 방사화 특성 실험을 수행하는 단계; 및
상기 방사화 특성 실험 결과를 통하여 중성자가 발생되는 시설의 해체 시점에 발생하는 건설 폐기물의 자체처분이 가능한지 여부를 판단하는 단계;를 포함하는 것을 특징으로 하는 중성자가 발생되는 시설의 건설 폐기물 자체처리 가부 평가방법을 제공한다.
또한 본 발명은
중성자가 발생되는 시설의 건설을 위한 자재의 시료를 얻는 단계;
상기 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계;
상기 시료 내 원소들의 함량으로 컴퓨터 시뮬레이션을 수행하여 시설 해체 시점의 방사능 재고량을 평가하는 단계;
상기 평가된 방사능 재고량이 나오도록 중성자 조사 조건을 설정하여, 시료에 대한 방사화 특성 실험을 수행하는 단계;
상기 방사화 특성 실험 결과를 통하여 중성자가 발생되는 시설의 해체 시점에 발생하는 건설 폐기물의 자체처분이 가능한지 여부를 판단하는 단계; 및
상기 판단 결과로부터 상기 자재의 인증 여부를 판단하는 단계;를 포함하는 것을 특징으로 하는 중성자가 발생되는 시설의 건설을 위한 자재의 인증방법을 제공한다.
본 발명에 따르면 가동중인 중성자가 발생되는 시설에 대하여 추후 해체 시에 건설 폐기물을 자체처분할 수 있는지를 평가할 수 있고, 특히 위치에 따른 자체처분 가부를 평가하여 분할 해체를 가능하게 할 수 있다. 또한, 중성자가 발생되는 시설 건설시에 반입되는 자재들에 대하여 해체 시 자체처분 가부 판단을 하여 그 결과에 따라 반입여부에 대한 인증을 함으로써, 추후 시설 해체시 자체처분 비율을 크게 확대할 수 있고, 따라서 방사성 폐기물 처분비용을 현저히 낮출 수 있는 효과가 있다.
도 1은 본 발명의 일 실시예에 따른 시뮬레이션 결과 주요 핵종별 잔류 방사선량을 보여주는 그래프이고,
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 시뮬레이션 결과 주요 핵종별 허용기준 대비 방사선 재고량을 보여주는 그래프이고,
도 3은 본 발명의 일 실시예에서 사용되는 연구로 중 방사화 분석 시설을 보여주는 도면이고,
도 4는 원자로의 핵연료봉 및 가연성 독봉의 단면 모식도이고,
도 5는 원자로의 제어봉 및 안내관의 단면 모식도이고,
도 6은 원자로의 노심 장전 모형이고, 및
도 7은 격납용기에서의 위치 정보를 표시하기 위한 모식도이다.
본 발명에서 '건설 시료'는 이미 건설된 시설로부터 얻어지는 시료, 예를 들면 콘크리트 시료를 의미하고, '건설을 위한 자재의 시료'는 시설 건설을 위하여 반입되는 자재, 예를 들면 콘크리트 자재로부터 얻어지는 시료를 의미한다.
본 발명에서 중성자가 발생되는 시설의 '해체' 시점은 중성자가 발생되는 시설의 가동이 중단되고, 냉각이 완료된 시점을 의미한다. 예를 들어, 중성자가 발생되는 시설이 원자력 발전소인 경우, '해체' 시점은 발전소의 발전이 중단되고, 원자로의 냉각이 완료된 시점을 의미한다.
본 발명에서 '중성자가 발생되는 시설'은 다양한 목적을 위하여 시설 내부에서 중성자가 발생되는 시설을 통칭하는 표현으로, 예를 들어, 원자력 발전소 등의 시설을 의미한다.
본 발명에서 달리 정의되지 않는 한, '방사능'과 '방사선'은 동일한 의미로 사용된다.
본 발명은
중성자가 발생되는 시설로부터 건설 시료를 얻는 단계;
상기 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계;
상기 시료 내 원소들의 함량으로 컴퓨터 시뮬레이션을 수행하여 시설 해체 시점의 방사능 재고량을 평가하는 단계;
상기 평가된 방사능 재고량이 나오도록 중성자 조사 조건을 설정하여, 시료에 대한 방사화 특성 실험을 수행하는 단계; 및
상기 방사화 특성 실험 결과를 통하여 중성자가 발생되는 시설의 해체 시점에 발생하는 건설 폐기물의 자체처분이 가능한지 여부를 판단하는 단계;를 포함하는 것을 특징으로 하는 중성자가 발생되는 시설의 건설 폐기물 자체처리 가부 평가방법을 제공한다.
이하 본 발명의 평가방법을 각 단계별로 상세히 설명한다.
본 발명에 따른 중성자가 발생되는 시설의 건설 자재의 자체처리 가부 평가방법 중 첫번째 단계는 중성자가 발생되는 시설로부터 건설 시료를 얻는 단계로, 이미 건설된 중성자가 발생되는 시설로부터 평가를 위한 시료를 얻는 단계이다. 동일한 원료의 건설 시료라고 하여도, 중성자가 발생되는 시설 내의 위치에 따라 방사화되는 정도가 달라지기 때문에 중성자가 발생되는 시설의 다양한 위치에서 건설 시료를 얻는 것이 바람직하며, 특히 가장 방사화가 많이 될 것으로 예상되는 곳으로부터 시료를 얻어 평가를 수행하는 것이 바람직하다.
이때 시료는 다양한 형태로 얻어질 수 있으나, 이후 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계에서, 예를 들어 중성자를 조사하는 방법을 사용하는 경우, 중성자 조사에 따른 단위 부피당 방사선 발생량과 시료 내 중성자의 균일성을 기준으로 판단하면 특히 판형인 것이 바람직하다.
본 발명에 따른 평가방법은 상기와 같이 중성자가 발생되는 시설로부터 건설 시료를 얻은 후, 상기 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계를 포함한다. 이때 시료 내 원소들에 대한 정량화는 화학적 방법을 포함한 다양한 방법으로 수행될 수 있고, 특히 이하와 같이 중성자를 조사하는 방법으로 수행될 수 있다.
즉, 본 발명에 따른 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계는
방사화 문제가 될 수 있는 원소를 결정하는 단계;
컴퓨터 시뮬레이션을 통하여 상기 원소의 검출량 수준을 결정하는 단계;
상기 시료를 연구로에 도입하고 상기 검출량을 검출할 수 있는 중성자 조사량으로 중성자를 조사하는 단계;
시료로부터 방출되는 방사능을 측정하고 이로부터 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계를 포함할 수 있다.
첫번째 단계로 방사화 문제가 될 수 있는 원소를 결정하는 단계는 방사화가 잘 되어, 이 원소를 포함하고 있는 경우 추후 폐기물을 차체처분할 수 없게 되는 원소들을 결정하는 단계로, 실제 이후의 계산 및 측정시에 고려되어야 할 원소들을 결정하는 단계이다. 이처럼 고려되어야 할 원소들은 시료의 종류, 예를 들어, 시멘트 별, 골재 별, 철근 별, 배관 별로 각각 상이할 수 있다.
중성자가 발생되는 시설 해체시에 발생하는 폐기물을 자체처분할 수 있는지 여부는 폐기물의 방사능 수치에 의하여 결정되는데, 이 방사능 수치는 폐기물 내에 존재하는 Co, Eu, Ba, Cs과 같은 미량 원소의 함량에 크게 영향을 받는다. 예를 들어 미량 원소 1 ppm 변화로 방사성 물질이 10만 배 추가로 생성될 수 있다.
두번째 단계는 컴퓨터 시뮬레이션을 통하여 상기 원소의 검출량 수준을 결정하는 단계로, 컴퓨터 시뮬레이션은 예를 들어 중성자 시뮬레이션 몬테카를로 코드(MCNPX)를 사용할 수 있고, 이 시뮬레이션에 상기 고려되어야 할 원소들을 입력하여, 방사능 재고량이 시설 해체 후 폐기물을 자체처분할 수 있는 기준 이하로 나오도록 하기 위해서는 원소의 검출량 수준을 어느정도, 예를 들어 ppm 수준으로 검출해야 하는지, 아니면 ppb 수준으로 검출해야 하는지를 결정하는 단계이다. 예를 들어 1 ppm 수준으로 원소들을 검출하는 것으로 하여 컴퓨터 시뮬레이션을 수행하였고, 폐기물 자체처분 가능 기준인 1 Bq/g에서 발생되는 감마선량률이 10-9 Sv/Hr라고 가정할 때, 시뮬레이션 결과, Eu-151과 Eu-153이 상기 기준을 초과한다면, Eu-151과 Eu-153의 경우 1ppm 미만으로 관리되어야 하고, 따라서, 이 단계에서는 Eu-151과 Eu-153의 경우 1ppm 미만으로 검출량을 결정하게 된다.
또는 이하의 표 1(방사성 핵종별 자체처분 허용농도)에 기재된 허용기준 내인지 여부를 기준으로 폐기물의 자체처분 가능 여부를 판단할 수 있다.
방사성핵종 허용농도
(Bq/g)
I-129 0.01
Na-22, Sc-46, Mn-54, Co-56, Co-60, Zn-65, Nb-94, Ru-106, Ag-110m, Sb-125, Cs-134, Cs-137, Eu-152, Eu-154, Ta-182, Bi-207, Th-229, U-232, Pu-238, Pu-239, Pu-240, Pu-242, Pu-244, Am-241, Am-242m, Am-243, Cm-245, Cm-246, Cm-247, Cm-248, Cf-249, Cf-251, Es-254 0.1
C-14, Na-24, Cl-36, Sc-48, V-48, Mn-52, Fe-59, Co-57, Co-58, Se-75, Br-82, Sr-85, Sr-90, Zr-95, Nb-95, Tc-96, Tc-99, Ru-103, Ag-105, Cd-109, Sn-113, Sb-124, Te-123m, Te-132, Cs-136, Ba-140, La-140, Ce-139, Eu-155, Tb-160, Hf-181, Os-185, Ir-190, Ir-192, Tl-204, Bi-206, U-233, Np-237, Pu-236, Cm-243, Cm-244, Cf-248, Cf-250, Cf-252, Cf-254 1
Be-7, F-18, Cl-38, K-43, Ca-47, Mn-51, Mn-52m, Mn-56, Fe-52, Co-55, Co-62m, Ni-65, Zn-69m, Ga-72, As-74, As-76, Sr-91, Sr-92, Zr-93, Zr-97, Nb-93m, Nb-97, Nb-98, Mo-90, Mo-93, Mo-99, Mo-101, Tc-97, Ru-97, Ru-105, Cd-115, In-111, In-114m, Sn-125, Sb-122, Te-127m, Te-129m, Te-131m, Te-133, Te-133m, Te-134, I-126, I-130, I-131, I-132, I-133, I-134, I-135, Cs-129, Cs-132, Cs-138, Ba-131, Ce-143, Ce-144, Gd-153, W-181, W-187, Pt-191, Au-198, Hg-203, Tl-200, Tl-202, Pb-203, Po-203, Po-205, Po-207, Ra-225, Pa-230, Pa-233, U-230b, U-236, Np-240, u-241, Cm-242, Es-254m 10
H-3, S-35, K-42, Ca-45, Sc-47, Cr-51, Mn-53, Co-61, Ni-59, Ni-63, Cu-64, Rb-86, Sr-85m, Sr-87m, Y-91, Y-91m, Y-92, Y-93, Tc-97m, Tc-99m, Rh-105, Pd-109, Ag-111, Cd-115m, In-113m, In-115m, Te-129, Te-131, I-123, I-125,Cs-135, Ce-141, Pr-142, Nd-147, Nd-149, Sm-153, Eu-152m, Gd-159, Dy-166, Ho-166, Er-171, Tm-170, Yb-175, Lu-177, Re-188, Os-191, Os-193, Ir-194, Pt-197m, Au-199, Hg-197, Hg-197m, Tl-201, Ra-227, U-231, U-237, U-239, U-240, Np-239, Pu-234, Pu-235, Pu-237, Bk-249, Cf-253, Es-253, Fm-255 100
Si-31, P-32, P-33, Fe-55, Co-60m, Zn-69, As-73, As-77, Sr-89, Y-90, Tc-96m, Pd-103, Te-125m, Te-127, Cs-131, Cs-134m, Pr-143, Pm-147, Pm-149, Sm-151, Dy-165, Er-169, Tm-171, W-185, Re-186, Os-191m, Pt-193m, Pt-197, At-211, Th-226, Pu-243, Am-242, Cf-246 1,000
Co-58m, Ge-71, Rh-103m, Fm-254 10,000
한편, 다수의 방사성핵종이 혼합되어 있는 경우에는 다음의 수학식 1에 따라 결정한다.
<수학식 1>
Figure pat00001
상기 식에서,
Ci : 방사성핵종 i의 방사능농도(Bq/g)
CL,i : 표1에 주어진 방사성핵종 i의 자체처분 허용농도(Bq/g)
한편, 상기 표 1에 수록되지 않은 알파선을 방출하지 아니하는 방사성핵종의 경우 자체처분 허용농도로서 0.1 Bq/g을 적용할 수 있다.
한편, 상기 컴퓨터 시뮬레이션 시에는 대상 중성자 발생 시설의 해체 시점을 결정하여 그 값을 입력하게 된다. 해당 해체 시점은 필요에 따라 달라질 수 있고, 예를 들어 40 년에서 100 년일 수 있다.
또한, 해당 시료가 중성자가 발생되는 시설의 어느 위치에 있게 되는지와 관련한 위치 정보도 입력하게 된다. 왜냐하면, 시설의 위치에 따라 중성자가 조사되는 양이 달라지고, 이에 따라 결정되는 방사능 재고량도 달라지기 ?문이다.
세번째 단계는 시료를 연구로에 도입하고, 상기 단계에서 결정된 검출량을 검출할 수 있는 중성자 조사량으로 중성자를 조사하는 단계이다. 상기 과정을 통하여 결정된 중성자 조사량으로 시료를 조사하여 방사화 특성 시험을 수행하는 것이다.
네번째 단계는 상기 방사화 특성 시험을 통하여 시료로부터 방출되는 방사능을 측정하고 이로부터 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계이다. 시료 내 원소의 함량을 화학적인 성분분석 방법으로 분석할 수도 있으나, 그 공정이 매우 까다롭고, 많은 시간이 소요되는 문제점이 있다. 이에 본 발명에서는 시료에 대하여 화학적인 분석보다는, 시료를 연구로에 도입하여 중성자를 조사하고, 이하에서 설명되는 바와 같이, 중성자 조사에 의하여 시료로부터 방출되는 방사능을 측정하는 것이 바람직하다. 중성자 조사를 위한 연구로로는 한국원자력연구원의 연구로인 HANARO를 사용할 수 있다.
중성자 조사 후 시료로부터 방출되는 방사능을 측정하는 과정은 예를 들어 다음과 같은 구체적인 과정을 통하여 수행될 수 있다.
중성자를 조사하여 방사화시키는 시료는 주로 고체 상태이고, 특수처리를 하는 경우에는 액체나 기체 시료도 가능하다. 정확히 칭량된 고체 시료를 중성자 조사용 시료 용기에 취하고, 가열 밀봉한 후, 조사용 캡슐(Rabbit)에 넣는다. 시료는 조사하는 동안의 안전성과 오염을 고려하여 항상 이중포장을 원칙으로 한다.
공압 이송장치를 이용하여 연구로의 선택된 조사공(열중성자 속: 약 1*1014 n/cm2.s)으로 시료가 담긴 캡슐을 보내어, 지정된 시간동안 중성자를 조사(방사화)한다. 장수명 핵종 방사회에 적당한 조사 시간(ti)은 1 내지 4 시간 범위이다. 시료 조사는 개별적으로 하고, 조사 시간은 PTS 컨트롤러의 오토-타이머 또는 스탑워치를 이용하여 측정한다.
정해진 분석조건에 따라 방사화된 시료의 방사능 감쇠를 위해 지정된 시간(예를 들어 td= 30일 까지)동안 냉각시킨다. 이때 시료는 납 차폐 상자에 보관한다. 조사된 시료를 조사공으로부터 인출할 때 및 방사능 계측을 위하여 옮기거나 이동시킬 때는 서베이 미터(survey meter)로 방사능 준위를 관측한 후 실행하며, “중성자 방사화분석 실험실에서의 방사선 안전관리 수칙”을 준수한다.
분석조건에 따라 냉각시킨 시료를 그대로 또는 새로운 계측 용기에 옮기어 지정된 위치의 검출기에 올려놓고 검출핵종의 수명(반감기)에 따라 일정시간(Tc=4000 내지 10000초)동안 시료의 방사선을 계측한다. 계측기의 불감시간(dead time)이 적어도 10 %를 넘지 않도록 시료와 검출기 사이의 거리를 조절하거나 냉각시간을 연장한다.
바탕값 보정을 하는 경우에는 동일하게 조사, 냉각된 빈 계측 용기를 검출기에 올려 놓고 시료의 계측시간과 동일하게 계측하여 바탕 스펙트럼을 구한다. 구체적인 예로는 실제 시료 용기의 바탕값 및 검출기의 백그라운드는 수십 차례 이상의 측정으로 평균 바탕값을 구하여 미리 확립한다.
이때 중성자 조사에 의하여 시료로부터 방출되는 방사능은 감마선일 수 있다.
측정된 방사선으로부터 시료 내 원소들의 함량은 예를 들어 다음의 식들을 통하여 정량화될 수 있다.
<수학식 2>
A = σ Φ θ (ω/M) NA S D C
여기서,
A : 생성물로부터 측정된 핵종의 방사능, Bq
σ : 방사화단면적, cm2 (1 barn = 10-24cm2 )
Φ : 중성자속, n/cm2s
θ : 방사화된 동위원소의 자연존재비
ω : 정량된 원소의 양, g
M : 정량하려는 원소의 원자량, g/mole
γ : 에너지에 따른 광자의 방출률
S : 포화인자, [1-exp(-λti)] ; ti는 조사시간
D : 붕괴인자, exp(-λtd) ; td는 붕괴시간 또는 냉각시간
C : 계측시간동안의 핵종붕괴의 보정인자, [1-exp(-λtc)/exp(-λtc)] ; tc는 계측시간
λ : 방사성 생성물의 붕괴상수
상기 수학식 2를 함량 계산식으로 다시 쓰면 다음의 수학식 3과 같이 나타낼 수 있다.
<수학식 3>
ω = A.M / NA θ σ Φ[1-exp(-λti)]
여기서, A = (계수/초) / εγ exp(-λtd) 를 수학식 3에 대입하면 이하의 수학식 4와 같다.
<수학식 4>
ω = (계수/초) M / NA θ σ Φ εγ[1-exp(-λti)]exp(-λtd)∫(-λtc)
상기 수학식 4에서 원자량(M), 아보가드로수(NA)와 동위원소존재비(θ)는 잘 알려진 상수이다. 방사화 단면적(σ)은 상기의 방사화식과 알려진 원소의 질량 측정을 이용하여 계산하나 보통은 핵자료집의 문헌값을 이용한다. 붕괴상수(λ)와 방출율(γ)는 정밀하게 알려져 있으며 문헌값을 이용한다. 중성자속(Φ)과 검출효율(ε)의 결정은 시료의 기하학적 위치에 따라 실험적으로 측정하여 구한다.
중성자가 발생되면, 시료를 구성하는 성분들의 원자핵과 중성자가 반응하여 불안정한 방사성 핵종을 만들고, 이 방사성 핵종이 방사선을 방출하게 된다. 본 발명의 평가방법은 이 방출되는 방사능을 측정하여 시료에 존재하는 원소 및 이의 함량을 측정한다.
한편, 중성자를 잘 흡수하는 시료의 경우 셀프-쉴딩(self-shielding) 효과에 의하여 상기와 같은 측정 결과에 영향을 줄 수 있다. 따라서, 정확한 측정을 위하여, 측정된 방사선으로부터 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계는 시료의 셀프-쉴딩(self-shielding) 효과를 고려한 보정계수를 포함하여 수행되는 것이 바람직하다. 이때 보정계수는 예를 들어 중성자에 대한 흡수능이 높은 물질에 한하여 시료내의 평균중성자속과 입사하는 중성자속의 비로 정의될 수 있다.
본 발명에 따른 중성자가 발생되는 시설의 건설 폐기물 자체처리 가부 평가방법은 상기와 같이 시료 내 원소들의 함량을 정량화한 후, 그 원소들의 함량으로 컴퓨터 시뮬레이션을 수행하여 시설 해체 시점의 방사능 재고량을 평가하는 단계를 포함한다. 이때 컴퓨터 시뮬레이션은 상기한 바와 같이 MCNPX를 사용할 수 있고, 각 원소들의 함량, 운전조건, 운전기간 등의 입력 값을 입력한 후, 해체 시점의 방사능 재고량을 도출하게 된다. 또한, 상기 컴퓨터 시뮬레이션 시에는 대상 중성자 발생 시설의 해체 시점을 결정하여 그 값을 입력하게 된다. 해당 해체 시점은 필요에 따라 달라질 수 있고, 예를 들어 40 년에서 100 년일 수 있다. 또한, 해당 시료가 중성자가 발생되는 시설의 어느 위치에 있게 되는지와 관련한 위치 정보도 입력하게 된다. 왜냐하면, 시설의 위치에 따라 중성자가 조사되는 양이 달라지고, 이에 따라 결정되는 방사능 재고량도 달라지기 ?문이다.
다음으로, 본 발명에 따른 평가방법은 상기와 같이 컴퓨터 시뮬레이션을 통하여 평가된 방사능 재고량이 나오도록 중성자 조사 조건을 설정하여, 시료에 대한 방사화 특성 실험을 수행하는 단계를 포함한다. 이때 시료에 대한 방사화 특성 실험은 상기한 바와 같은 연구로에 시료를 도입하여 중성자를 조사하는 방법으로 수행될 수 있고, 방사화 특성 실험 결과 상기 컴퓨터 시뮬레이션을 통하여 평가된 방사능 재고량이 나오도록 중성자 조사 조건을 설정하게 된다.
컴퓨터 시뮬레이션의 결과, 특정 핵종이 검출되지 않는 결과가 나왔다고 하여도, 실제 해당 핵종이 시험 대상 시편에 없는 것인지, 입력값 때문에 시뮬레이션 결과 미검출된 것인지 확인할 수 없다. 따라서, 본 발명에서는 상기와 같이 시뮬레이션한 경우와 동일한 방사능 재고량이 나오도록 중성자 조사 조건을 설정하여 실제로 시료에 대하여 중성자 조사를 수행함으로써, 특정 핵종의 부존재에 대한 확인을 한다.
이때, 시료에 대한 방사화 특성 실험 결과에 따라, 그에 따른 값을 컴퓨터 시뮬레이션을 수행한 값과 일치시키기 위한 환산 인자를 도입하는 단계를 거칠 수 있다.
한편, 상기한 중성자가 발생되는 시설은 중성자가 발생되는 시설은 원자력 발전소일 수 있고, 또는 이와는 다른 시설일 수 있다.
마지막으로, 본 발명에 따른 중성자가 발생되는 시설의 건설 폐기물 자체처리 가부 평가방법은 상기 방사화 특성 실험 결과를 통하여 중성자가 발생되는 시설의 해체 시점에 발생하는 건설 폐기물의 자체처분이 가능한지 여부를 판단하는 단계를 포함하고, 구체적으로는 방사화 특성 실험 결과 도출된 시료에 대한 방사능 재고량이 폐기물에 대한 자체처분 기준, 예를 들어, 10-9 Sv/Hr 와 같은 기준 이하로 나오는 경우에는 자체처리가 가능하다고 평가하고, 이보다 높게 나오는 경우에는 자체처리가 불가능하고, 방사성 폐기물로 처리해야 하는 것으로 평가하게 된다.
본 발명에 따른 평가방법을 사용하는 경우, 이미 건설되어 있는 중성자가 발생되는 시설에 대하여, 추후 해체 시점에 건설 폐기물 발생량 및 이를 처리하기 위한 비용을 미리 검토해 볼 수 있어, 추후 이와 같은 시설의 운영을 위한 계획을 수립하는데 중요한 고려 사항의 답을 제공할 수 있는 장점이 있다.
또한 본 발명은
중성자가 발생되는 시설의 건설을 위한 자재의 시료를 얻는 단계;
상기 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계;
상기 시료 내 원소들의 함량으로 컴퓨터 시뮬레이션을 수행하여 시설 해체 시점의 방사능 재고량을 평가하는 단계;
상기 평가된 방사능 재고량이 나오도록 중성자 조사 조건을 설정하여, 시료에 대한 방사화 특성 실험을 수행하는 단계;
상기 방사화 특성 실험 결과를 통하여 중성자가 발생되는 시설의 해체 시점에 발생하는 건설 폐기물의 자체처분이 가능한지 여부를 판단하는 단계; 및
상기 판단 결과로부터 상기 자재의 인증 여부를 판단하는 단계;를 포함하는 것을 특징으로 하는 중성자가 발생되는 시설의 건설을 위한 자재의 인증방법을 제공한다.
이하 본 발명에 따른 인증방법을 각 단계별로 상세히 설명한다.
본 발명에 따른 중성자가 발생되는 시설의 건설을 위한 자재의 인증방법 중 첫번째 단계는 중성자가 발생되는 시설의 건설을 위한 자재의 시료를 얻는 단계로, 시설 건설을 위하여 반입될 예정이 자재로부터 시료를 얻는 단계이다. 동일한 원료의 건설 시료라고 하여도, 중성자가 발생되는 시설 내의 위치에 따라 방사화되는 정도가 달라지기 때문에 중성자가 발생되는 시설의 다양한 위치에서 건설 시료를 얻는 것이 바람직하며, 특히 가장 방사화가 많이 될 것으로 예상되는 곳으로부터 시료를 얻어 평가를 수행하는 것이 바람직하다.
이때 시료는 다양한 형태로 얻어질 수 있으나, 이후 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계에서, 예를 들어 중성자를 조사하는 방법을 사용하는 경우, 중성자 조사에 따른 단위 부피당 방사선 발생량과 시료 내 중성자의 균일성을 기준으로 판단하면 특히 판형인 것이 바람직하다.
본 발명에 따른 인증방법은 상기와 같이 중성자가 발생되는 시설의 건설을 위한 자재의 시료를 얻은 후, 상기 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계를 포함한다. 이때 시료 내 원소들에 대한 정량화는 화학적 방법을 포함한 다양한 방법으로 수행될 수 있고, 특히 이하와 같이 중성자를 조사하는 방법으로 수행될 수 있다.
즉, 본 발명에 따른 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계는
방사화 문제가 될 수 있는 원소를 결정하는 단계;
컴퓨터 시뮬레이션을 통하여 상기 원소의 검출량 수준을 결정하는 단계;
상기 시료를 연구로에 도입하고 상기 검출량을 검출할 수 있는 중성자 조사량으로 중성자를 조사하는 단계;
시료로부터 방출되는 방사능을 측정하고 이로부터 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계를 포함할 수 있다.
상기 단계에서 중성자 조사에 의하여 시료로부터 방출되는 방사능은 감마선일 수 있다.
상기 정량화 단계는 상기 평가방법의 정량화 단계와 동일하므로 구체적인 설명은 생략한다.
한편, 중성자를 잘 흡수하는 시료의 경우 셀프-쉴딩(self-shielding) 효과에 의하여 상기와 같은 측정 결과에 영향을 줄 수 있다. 따라서, 정확한 측정을 위하여, 측정된 방사선으로부터 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계는 시료의 셀프-쉴딩(self-shielding) 효과를 고려한 보정계수를 포함하여 수행되는 것이 바람직하다. 이때 보정계수는 예를 들어 중성자에 대한 흡수능이 높은 물질에 한하여 시료내의 평균중성자속과 입사하는 중성자속의 비로 정의될 수 있다.
본 발명에 따른 인증방법은 상기와 같이 시료 내 원소들의 함량을 정량화한 후, 그 원소들의 함량으로 컴퓨터 시뮬레이션을 수행하여 시설 해체 시점의 방사능 재고량을 평가하는 단계를 포함한다. 이때 컴퓨터 시뮬레이션은 상기한 바와 같이 MCNPX를 사용할 수 있고, 각 원소들의 함량, 운전조건, 운전기간 등의 입력 값을 입력한 후, 해체 시점의 방사능 재고량을 도출하게 된다. 또한, 상기 컴퓨터 시뮬레이션 시에는 대상 중성자 발생 시설의 해체 시점을 결정하여 그 값을 입력하게 된다. 해당 해체 시점은 필요에 따라 달라질 수 있고, 예를 들어 40 년에서 100 년일 수 있다. 또한, 해당 시료가 중성자가 발생되는 시설의 어느 위치에 있게 되는지와 관련한 위치 정보도 입력하게 된다. 왜냐하면, 시설의 위치에 따라 중성자가 조사되는 양이 달라지고, 이에 따라 결정되는 방사능 재고량도 달라지기 ?문이다.
다음으로, 본 발명에 따른 인증방법은 상기와 같이 컴퓨터 시뮬레이션을 통하여 평가된 방사능 재고량이 나오도록 중성자 조사 조건을 설정하여, 시료에 대한 방사화 특성 실험을 수행하는 단계를 포함한다. 이때 시료에 대한 방사화 특성 실험은 상기한 바와 같은 연구로에 시료를 도입하여 중성자를 조사하는 방법으로 수행될 수 있고, 방사화 특성 실험 결과 상기 컴퓨터 시뮬레이션을 통하여 평가된 방사능 재고량이 나오도록 중성자 조사 조건을 설정하게 된다.
컴퓨터 시뮬레이션의 결과, 특정 핵종이 검출되지 않는 결과가 나왔다고 하여도, 실제 해당 핵종이 시험 대상 시편에 없는 것인지, 입력값 때문에 시뮬레이션 결과 미검출된 것인지 확인할 수 없다. 따라서, 본 발명에서는 상기와 같이 시뮬레이션한 경우와 동일한 방사능 재고량이 나오도록 중성자 조사 조건을 설정하여 실제로 시료에 대하여 중성자 조사를 수행함으로써, 특정 핵종의 부존재에 대한 확인을 한다.
이때, 시료에 대한 방사화 특성 실험 결과에 따라, 그에 따른 값을 컴퓨터 시뮬레이션을 수행한 값과 일치시키기 위한 환산 인자를 도입하는 단계를 거칠 수 있다.
한편, 상기한 중성자가 발생되는 시설은 중성자가 발생되는 시설은 원자력 발전소일 수 있고, 또는 이와는 다른 시설일 수 있다.
다음으로, 본 발명에 따른 인증방법은 상기 방사화 특성 실험 결과를 통하여 시설의 해체 시점에 발생하는 건설 폐기물의 자체처분이 가능한지 여부를 판단하는 단계를 포함하고, 구체적으로는 방사화 특성 실험 결과 도출된 시료에 대한 방사능 재고량이 폐기물에 대한 자체처분 기준, 예를 들어, 10-9 Sv/Hr 와 같은 기준 이하로 나오는 경우에는 자체처분이 가능하다고 평가하고, 이보다 높게 나오는 경우에는 자체처분이 불가능하고, 방사성 폐기물로 처리해야 하는 것으로 판단하게 된다.
본 발명에 따른 인증방법은 상기와 같이 자체처분 가능여부를 판단한 후, 그 결과로부터 해당 자재의 인증 여부를 판단하는 단계를 포함하고, 구체적으로는 상기 자재가 시설 해체 시점에 발생하는 건설 폐기물의 자체처분이 가능하다고 판단되면 상기 자재를 인증하고, 시설 해체 시점에 발생하는 건설 폐기물의 자체처분이 불가능하다고 판단되면 상기 자재를 인증하지 않는 방법으로 수행될 수 있다.
본 발명에 따른 인증방법에서 중성자가 발생되는 시설은 원자력 발전소일 수 있고, 또는 이와는 상이한 다른 시설일 수 있다.
본 발명에 따른 인증방법을 사용하는 경우, 중성자가 발생되는 시설의 건설을 위한 자재를 반입하는 시점에서 자재에 대한 인증을 수행함으로써, 추후 건설된 시설의 해체시에 건설 폐기물을 처리하는 비용을 현저히 줄일 수 있는 장점이 있다.
이하 본 발명을 실시예를 통하여 보다 구체적으로 설명한다. 이하의 실시예는 본 발명의 내용을 설명하기 위한 것일 뿐, 본 발명이 청구하고자 하는 권리범위가 이하의 기재에 의하여 한정되는 것은 아니다.
<실시예>
중성자가 발생되는 시설의 건설을 위한 자재의 인증
(1) 중성자 발생 시설의 해체 시점 결정
원자로의 해체 시점을 40년으로 결정하였다.
(2) 고려되어야 할 원소들의 결정
이하의 시험에서 고려되어야 할 원소들로 코발트(Co)와 유로퓸(Eu)를 결정하였다.
(3) MCNPX 시뮬레이션 수행
시뮬레이션을 위한 대상 원자로를 다음과 같이 설정하였다. Westinghouse(W/H)형원자로이고, 21주기에 장전되는 신핵연료 집합체의 UO2 농축도는 3.793%, 3799%, 3.810%로 구성되어 있으며, 다른 원자로의 8주기에서는 2.37~4.50% 범위의 10종류의 농축도로 구성되어 있다. 원자로심은 신핵연료집합체와 1번 연소된 핵연료집합체가 각각 40개, 2번 연소된 핵연료집합체가 41개로 총 121개의 핵연료집합체로 장전되어 있고, 하나의 핵연료집합체는 14×14의 격자로 이루어져 있다. 원자로심의 제원은 각각 표 2에 나타난 바와 같다. 본 연구에서 사용한 원자로의 핵연료봉(도 4a), 가연성 독봉(도 4b), 제어봉(도 5a), 안내관(도 5b) 및 핵연료집합체의 구조와 원자로심의 장전 모형은 각각 도 4 내지 도 6과 같다.
코어 코어 평균 활성 연료 높이, cm 365.76
등가 직경, cm 246.126
반응기 파워, MWt 1723.5
어셈블리 피치, cm 19.820
연료 어셈블리 수 121
어셈블리 내 격자 14 × 14
어셈블리당 연료 로드 179
로드 피치, cm 1.412
가이드 팀블 수 16
인스트루먼트 튜브 수 1
연료 로드 클래드 외부 직경, cm 1.072
클래드 두께, cm 0.062
연료 펠릿 직경, cm 0.930
클래드 물질 Zircaloy-4
연료 펠릿 물질 소결 UO2
밀도, g/cm3 10.408
연료 농축, w/o 3.79
인스트루먼트 튜브 외부 직경, cm 1.072
두꼐, cm 0.062
내벽, cm 0.948
클래드 물질 Zircaloy-4
가이드 팀블 외부 직경, cm 1.369
두께, cm 0.043
내벽, cm 1.283
클래드 물질 Zircaloy-4
가연성 흡수제 타입 WABA
물질 Al2O3 + B4C
콘텐츠 붕규산 유리
수 208
베플 두께, cm 2.86
물질 SA-304
상기 제원을 이용해 컴퓨터에 가상 원자로를 구현하였다,
중성자의 양이 최대가 되는 지점에서 30년 운전 후, 해체시점에서 1 ppm 에 의해 발생되는 방사성 물질의 방사능 재고량(Bq/g)을 산출하고, 이에 기반하여 방사성 핵종별 자체처분 허용농도(표 1) 대비 방사능 재고량을 도 2와 같이 도출하고, 잔류 방사선량을 도 1과 같이 도출하였다. 시뮬레이션 결과 코발트(Co)는 1000 Bq/g, 유로퓸(Eu)은 10000 Bq/g 이었고, 방사성 핵종별 자체처분 허용농도(표 1)에 따르면 허용 기준이 모두 0.1Bq/g이므로, 검출하한은 코발트는 1/1000 ppm, 유로퓸은 1/10000 ppm 이 되어야 한다.
(4) 중성자 조사량의 결정
코발트는 1/1000 ppm, 유로퓸은 1/10000 ppm 이라는 분석 하한치(minimum detection activity)는 매우 낮은 수준이므로 분석 민감도 향상을 위해 중성자 조사량을 약 1019 neutrons·cm/sec 수준으로 높여서 조사하였다.
(5) 방사화 특성 시험
하기 표 3의 콘크리트 시료 100 g 시료를 한국원자력연구원의 HANARO 연구로에 넣고, 상기 결정된 중성자 조사량의 조건에서 중성자를 조사하여 방사화 특성 시험을 수행하였다.
(6) 함량정보 도출
상기 방사화 특성 시험을 통하여 얻어진 결과로부터 다음 표 3과 같은 함량정보를 얻었다.
의뢰시료명 Co-ppm Eu-ppm
C-01 1.77 ± 0.06 0.13 ± 0.02
C-03 11.33 ± 0.09 0.64 ± 0.02
C-04 8.74 ± 0.13 0.58 ± 0.03
C-05 19.85 ± 0.22 0.96 ± 0.04
N-01 206 ± 0.68 1.16 ± 0.05
N-02 0.13 ± 0.03 < 0.1
N-07 9.15 ± 0.16 1.22 ± 0.04
N-08 < 0.1 < 0.1
N-10 106 ± 0.5 1.01 ± 0.06
N-14 0.037 ± 0.008 < 0.1
N-15 0.10 ± 0.02 < 0.2
N-16 11.68 ± 0.08 1.73 ± 0.02
N-18 3.53 ± 0.12 0.81 ± 0.04
N-20 0.12 ± 0.03 < 0.1
R-02 4.07 ± 0.15 < 0.2
R-03 9.56 ± 0.17 0.19 ± 0.04
R-04 6.53 ± 0.17 0.55 ± 0.04
R-05 5.99 ± 0.11 0.11 ± 0.02
R-06 9.31 ± 0.13 < 0.1
R-07 3.98 ± 0.07 0.16 ± 0.02
R-08 7.95 ± 0.12 0.17 ± 0.03
R-09 5.36 ± 0.10 0.45 ± 0.03
R-10 7.13 ± 0.10 0.13 ± 0.02
R-11 9.60 ± 0.15 < 0.1
R-12 0.12 ± 0.05 3.02 ± 0.05
R-13 6.96 ± 0.11 0.44 ± 0.02
R-14 2.89 ± 0.06 0.30 ± 0.02
R-15 1.83 ± 0.06 0.18 ± 0.02
R-16 36.9 ± 0.21 0.12 ± 0.02
R-17 6.16 ± 0.11 0.47 ± 0.03
R-18 0.51 ± 0.03 0.036 ± 0.012
R-20 0.32 ± 0.06 2.60 ± 0.05
R-21 0.31 ± 0.05 2.88 ± 0.05
(7) MCNPX 시뮬레이션 재수행
상기 표 3의 시료 c-01이 반입되는 위치가 도 7의 (5)번 위치라면, 코발트와 유로퓸 함량 정보를 입력하여 시뮬레이션을 통해 40년 뒤 해체시점에서 발생되는 방사성 물질의 Bq/g을 산출할 수 있고, 재수행 결과 코발트(Co)는 0.2 Bq/g, 유로퓸(Eu)은 0.3 Bq/g 로, 둘다 0.1 Bq/g을 초과하므로 자체처분이 불가한 것으로 판단할 수 있다. 함량이 각각 10배 적은 시료 n-02는 코발트와 유로퓸의 자체처분 기준을 만족할 것이라고 예견 가능하나, 실제 자체 처분 만족 기준은 수십 개 이상의 핵종에 대해 같은 방식으로 성분 분석을 하거나 토탈 액티비티(total activity)가 1 Bq/g 미만이라는 것을 증명해야 하므로 현재 시점에서 자체 처분이 가능한지 판단 할 수 없다. 이 단계에서는 n-02 시료가 도 7의 (5)번 위치에서 40년 중성자를 받았을 때 코발트 유로퓸 잔류 방사능이 얼마인지 계산하는데 그치며 각각 0.03 Bq/g, 0.01 Bq/g 로 계산되었다.
(8) 방사화 특성 시험 재수행
n-02 시료를 연구로에 집어 넣어 코발트 방사능이 0.03 Bq/g, 유로퓸 방사능이 0.01 Bq/g이 나오도록 중성자 에너지 및 중성자 플럭스를 조절하였다. 이렇게 방사화된 시료를 실제 40년 뒤 원전의 1번 위치에서 채취한 샘플로 가정하고, 이 샘플로부터 코발트와 유로퓸 외 다른 원소의 방사능 재고량이 얼마나 될지에 대한 결과를 도출하였다.
(9) 시료에 대한 인증
상기 방사능 재고량으로부터의 토탈 액티비티가 0.99 Bq/g 으로서 자체처분 허용농도 미만이므로, 해당 시료의 자재는 시설 건설을 위하여 도 7의 (1)번 위치에 반입이 가능한 것으로 인증하였다.

Claims (10)

  1. 중성자가 발생되는 시설로부터 건설 시료를 얻는 단계;
    상기 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계;
    상기 시료 내 원소들의 함량으로 컴퓨터 시뮬레이션을 수행하여 시설 해체 시점의 방사능 재고량을 평가하는 단계;
    상기 평가된 방사능 재고량이 나오도록 중성자 조사 조건을 설정하여, 시료에 대한 방사화 특성 실험을 수행하는 단계; 및
    상기 방사화 특성 실험 결과를 통하여 중성자가 발생되는 시설의 해체 시점에 발생하는 건설 폐기물의 자체처분이 가능한지 여부를 판단하는 단계;를 포함하는 것을 특징으로 하는 중성자가 발생되는 시설의 건설 폐기물 자체처리 가부 평가방법.
  2. 제1항에 있어서,
    상기 건설 시료는 판형인 것을 특징으로 하는 중성자가 발생되는 시설의 건설 폐기물 자체처리 가부 평가방법.
  3. 제1항에 있어서,
    상기 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계는
    방사화 문제가 될 수 있는 원소를 결정하는 단계;
    컴퓨터 시뮬레이션을 통하여 상기 원소의 검출량 수준을 결정하는 단계;
    상기 시료를 연구로에 도입하고 상기 검출량을 검출할 수 있는 중성자 조사량으로 중성자를 조사하는 단계;
    시료로부터 방출되는 방사능을 측정하고 이로부터 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계;를 포함하는 것을 특징으로 하는 중성자가 발생되는 시설의 건설 폐기물 자체처리 가부 평가방법.
  4. 제3항에 있어서,
    상기 시료로부터 방출되는 방사선은 감마선인 것을 특징으로 하는 중성자가 발생되는 시설의 건설 폐기물 자체처리 가부 평가방법.
  5. 제3항에 있어서,
    상기 측정된 방사능으로부터 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계는 시료의 셀프-쉴딩(self-shielding) 효과를 고려한 보정계수를 포함하여 수행되는 것을 특징으로 하는 중성자가 발생되는 시설의 건설 폐기물 자체처리 가부 평가방법.
  6. 제5항에 있어서,
    상기 보정계수는 시료내의 평균중성자속에 대한 입사하는 중성자속의 비인 것을 특징으로 하는 중성자가 발생되는 시설의 건설 폐기물 자체처리 가부 평가방법.
  7. 제1항에 있어서,
    상기 시료에 대한 방사화 특성 실험을 수행하는 단계의 결과 값에 환산 인자를 도입하는 단계를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 중성자가 발생되는 시설의 건설 폐기물 자체처리 가부 평가방법.
  8. 제1항에 있어서,
    상기 중성자가 발생되는 시설은 원자력 발전소인 것을 특징으로 하는 중성자가 발생되는 시설의 건설 폐기물 자체처리 가부 평가방법.
  9. 제1항에 있어서,
    상기 컴퓨터 시뮬레이션 수행시에 시설 내 시료의 위치 정보가 반영되는 것을 특징으로 하는 중성자가 발생되는 시설의 건설 폐기물 자체처리 가부 평가방법.
  10. 중성자가 발생되는 시설의 건설을 위한 자재의 시료를 얻는 단계;
    상기 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계;
    상기 시료 내 원소들의 함량으로 컴퓨터 시뮬레이션을 수행하여 시설 해체 시점의 방사능 재고량을 평가하는 단계;
    상기 평가된 방사능 재고량이 나오도록 중성자 조사 조건을 설정하여, 시료에 대한 방사화 특성 실험을 수행하는 단계;
    상기 방사화 특성 실험 결과를 통하여 중성자가 발생되는 시설의 해체 시점에 발생하는 건설 폐기물의 자체처분이 가능한지 여부를 판단하는 단계; 및
    상기 판단 결과로부터 상기 자재의 인증 여부를 판단하는 단계;를 포함하는 것을 특징으로 하는 중성자가 발생되는 시설의 건설을 위한 자재의 인증방법.
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