WO2023063493A1 - 화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 누출된 총방사능 예측 시스템 및 방법 - Google Patents

화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 누출된 총방사능 예측 시스템 및 방법 Download PDF

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chemical decontamination
radioactivity
coolant
decontamination process
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박제호
김병섭
김두일
변창모
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스마트파워 주식회사
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    • G01T1/16—Measuring radiation intensity
    • G01T1/167—Measuring radioactive content of objects, e.g. contamination
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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    • G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to a system and method for predicting total radioactivity leaked due to a coolant leak accident, and more particularly, to a system and method for predicting total radioactivity leaked due to a coolant leak accident occurring during a chemical decontamination process.
  • System decontamination technology is a technology that uses chemical decontamination agents to remove radioactive contaminants adhered to the inner surface of pipes or equipment in order to reduce the dose rate throughout the system by making the most of the existing power plant operation system immediately after the permanent shutdown of a nuclear power plant. It is an operation method that removes the contaminated oxide film and part of the base metal in the reactor coolant system by operating unit facilities with chemicals.
  • Kori Unit 1 the first pressurized water reactor built in Korea, was permanently shut down on June 19, 2017. Systemic decontamination is planned, and in this regard, systemic decontamination using chemical decontamination can be performed.
  • the present invention is to solve the above problems, and an object of the present invention is to provide a system and method capable of rapidly and accurately predicting the total radioactivity leaked due to a coolant leakage accident occurring during the chemical decontamination process.
  • the chemical decontamination for a specific contaminated specimen selected from the nuclear power plant a first input unit into which oxide layer removal rate information obtained by performing the process is input;
  • the amount of leaked radioactivity can be predicted by the following equation.
  • the system includes a reactor coolant system including a reactor pressure vessel, a steam generator, and a pressurizer, and a residual heat removal system, and the coolant may be circulated by a reactor coolant pump and a residual heat removal pump.
  • the chemical decontamination process may be performed by repeating a unit cycle a plurality of times in which an oxidation process for a first time and a reduction process for a second time are set as one set.
  • the first input unit displays a plurality of points coordinated according to the following equation on a two-dimensional plane, and the prediction unit, from a graph formed by connecting the plurality of points, the oxide layer removal rate information at the second time point can be estimated.
  • the oxide layer removal rate information may be calculated by comparing the dose rate or surface radioactivity measured at a specific time point with the dose rate or surface radioactivity value measured at a first time point.
  • the oxide layer removal rate information may be calculated by considering the dose rate and the surface radioactivity together.
  • the chemical decontamination for a specific contaminated specimen selected from the nuclear power plant Obtaining oxide layer removal rate information by performing a process; Acquiring basic information including a total amount of coolant circulated along a system subject to chemical decontamination in the nuclear power plant and a total amount of radioactivity at a first point in time when the chemical decontamination process starts; obtaining information on the amount of leaked coolant at a second time point when the coolant leakage accident occurs; And predicting the amount of radioactivity leaked according to the following equation; a method for predicting the total radioactivity leaked due to a coolant leakage accident occurring during the chemical decontamination process is provided.
  • the chemical decontamination process may be performed by repeating a unit cycle a plurality of times in which an oxidation process for a first time and a reduction process for a second time are set as one set.
  • a plurality of points coordinated according to the following equation are displayed on a two-dimensional plane, and the oxide layer removal rate at the second time point is obtained from a graph formed by connecting the plurality of points. information can be inferred.
  • the system for predicting the total radioactivity leaked due to the coolant leakage accident occurring during the chemical decontamination process can quickly and accurately predict the amount of radioactivity leaked with only a small amount of calculation.
  • the system for predicting total radioactivity leaked due to a coolant leak accident occurring during the chemical decontamination process can quickly provide leak information so as to accurately determine the scale of damage caused by the leak accident.
  • FIG. 1 is a diagram schematically showing that a chemical decontamination process is performed by connecting a chemical decontamination facility to a nuclear power plant system.
  • FIG. 2 is a block diagram showing a system for predicting total radioactivity leaked due to a coolant leakage accident occurring during a chemical decontamination process according to an embodiment of the present invention.
  • 3 and 4 are tables for explaining a process of obtaining information on an oxide layer removal rate by time by performing a chemical decontamination process on a specific contaminated specimen.
  • FIG. 5 is a graph showing a graph formed by connecting a plurality of coordinated points in relation to the oxide layer removal rate information by time of FIGS. 3 and 4 .
  • FIG. 6 is a flowchart illustrating a method for predicting total radioactivity leaked due to a coolant leakage accident occurring during a chemical decontamination process according to an embodiment of the present invention.
  • Words and terms used in this specification and claims are not construed as limited in their ordinary or dictionary meanings, but in accordance with the principle that the inventors can define terms and concepts in order to best describe their inventions. It should be interpreted as a meaning and concept that corresponds to the technical idea.
  • FIG. 1 is a diagram schematically showing that a chemical decontamination process is performed by connecting a chemical decontamination facility to a nuclear power plant system.
  • 2 is a block diagram showing a system for predicting total radioactivity leaked due to a coolant leakage accident occurring during a chemical decontamination process according to an embodiment of the present invention.
  • 3 and 4 are tables for explaining a process of obtaining information on an oxide layer removal rate by time by performing a chemical decontamination process on a specific contaminated specimen.
  • FIG. 5 is a graph showing a graph formed by connecting a plurality of coordinated points in relation to the oxide layer removal rate information by time of FIGS. 3 and 4 .
  • the system for predicting total radiation (100, hereinafter referred to as 'total radiation prediction system') leaked due to a coolant leakage accident occurring during the chemical decontamination process is a chemical decontamination process performed prior to the dismantling of a nuclear power plant. It is a system for quickly predicting the amount of radioactivity leaked to the outside by the leaked coolant when an unexpected coolant leakage accident occurs. Through this, the person in charge of accident handling related to the chemical decontamination process can quickly and accurately grasp the scale of damage, so that they can respond to leakage accidents more effectively.
  • the chemical decontamination process to which the total radioactivity prediction system 100 according to an embodiment of the present invention is applied includes, for example, a reactor coolant system 210 and a residual heat removal system 220, as shown in FIG. It can be achieved by circulating a coolant containing a chemical decontamination agent with respect to the system 200.
  • the reactor coolant system 210 may include a reactor pressure vessel 212, a steam generator 214, a pressurizer 216, and a reactor coolant pump 218, and the residual heat removal system 220 may include a residual heat removal pump. (228) and a residual heat removal heat exchanger (222).
  • the chemical decontamination facility 230 may be connected to the residual heat removal system 220 to supply the chemical decontamination agent, and the coolant containing the chemical decontamination agent is a reactor coolant pump 218 and a residual heat removal pump ( 228) can be used to circulate within the system and remove radioactive contaminants adhered to the inside of pipes.
  • the coolant containing the chemical decontamination agent is a reactor coolant pump 218 and a residual heat removal pump ( 228) can be used to circulate within the system and remove radioactive contaminants adhered to the inside of pipes.
  • the chemical decontamination process may be largely composed of an oxidation process and a reduction process.
  • an oxidation process may be performed first for a first time (eg, 6 hours), and then a reduction process may be performed for a second time (eg, 10 hours).
  • the unit cycle (for example, for a total of 16 hours) including the oxidation process and the reduction process as one set may be repeatedly performed a plurality of times (eg, three times).
  • the chemical decontamination agent used in the oxidation process may be, for example, a substance including 200 ppm of Permanganic acid, 2.5 mM of Nitric acid, 200 ppm of permanganic acid and 2.5 mM of nitric acid, and the chemical decontamination agent used in the chemical process is oxalic acid. 2000 ppm and 2000 ppm oxalic acid.
  • the total radioactivity prediction system 100 includes a first input unit 10, a second input unit 20, a third input unit 30 and a prediction unit 50. can do.
  • the total activity prediction system 100 may be implemented in the form of hardware or software, or may be implemented in the form of a combination of hardware and software.
  • the first input unit 10 to the third input unit 30 are implemented as a memory storing predetermined data
  • the prediction unit 50 may be implemented as a microprocessor, but the present invention is not limited thereto. .
  • the total radioactivity prediction system 100 may include a first input unit 10 into which oxide layer removal rate information k is input.
  • the oxide layer removal rate information (k) input to the first input unit 10 may mean information on how much the oxide layer, which contains radioactive contaminants and is adhered to pipes, etc., is removed compared to before chemical decontamination,
  • time-dependent oxide layer removal rate information which is data on how the oxide layer removal rate changes over time, may be included.
  • the information on the removal rate of the oxide layer by time (k) may be data related to how the oxide layer is removed according to the progress of the process when an actual chemical decontamination process is performed.
  • the oxide layer removal rate information (k) may be information related to an expected decontamination effect when a predetermined chemical decontamination process is performed for a nuclear power plant.
  • the oxide layer removal rate information k is pre-experimental data obtained before the actual chemical decontamination process is performed, and is input to the first input unit 10 after being obtained in advance before the chemical decontamination process is performed. It can be.
  • the oxide layer removal rate information (k) is obtained by circulating cooling water (including chemical decontamination agent) for a specific contaminated specimen selected from an actual nuclear power plant under the same experimental conditions (eg, cooling water circulation cycle, etc.) as in the actual chemical decontamination process, At the same time, it may be obtained by measuring the degree of removal of the oxide layer through measurement equipment, and then input to the first input unit 10 .
  • oxide layer removal rate information may be obtained by measuring a dose rate related to a specific contaminated specimen under test. For example, as shown in the figure, the dose rate (a) at the first time point (t1), which is the point at which chemical decontamination begins, is measured, and the dose rate (a) is repeated every time each cycle constituting the chemical decontamination process is completed. can measure
  • the removed dose rate (b, dose rate difference) is derived through the difference between the measured dose rates, or the previous dose rate (a, for example, the dose rate after the first cycle is 235 ) compared to the remaining dose rate after one cycle (in this case, the dose rate after the second cycle is 57) to derive the cycle decontamination factor (c, Decontamination Factor, in this case 4.12), or the previous dose rate (a, for example 235) compared to the removed dose rate (b, in this case 178) to derive the cycle removal rate (d, 0.75), or the dose rate at the first time point (t1) (a, 650) versus the dose rate remaining after each cycle is completed (e.g.
  • the total decontamination factor (e, 11.40 in this case) is derived by comparing the dose rate (57), or the cumulative value of the removed dose rate compared to the dose rate (a, 650) at the first time point (t1) (650-57 in this case), the total oxide layer removal rate (f, 0.91), etc. can be derived.
  • the decontamination factor (c or e) and the removal rate (d or f) are in the relationship of Equation 1 below.
  • oxide layer removal rate information may be obtained by measuring surface activity related to a specific contaminated specimen under test. For example, as shown in the figure, surface radioactivity (a′) is measured at the first time point (t1), which is the time point at which chemical decontamination begins, and is repeated every time an individual cycle constituting the chemical decontamination process is completed. a') can be measured.
  • the oxide layer removal rate information k is stored in the first input unit 10 and then transferred to the prediction unit 50 to be described later and used to predict the amount of leaked radioactivity R2.
  • the prediction unit 50 predicts that the actual chemical decontamination process will be performed later.
  • the total amount of radioactivity released can be predicted on the premise that the oxide layer will be removed. This will be described in more detail through a description related to the prediction unit 50.
  • the total activity prediction system 100 may include a second input unit 20 into which basic information related to a nuclear power plant where chemical decontamination is to be performed is input.
  • the basic information may include information on the total amount of coolant circulated along a system subject to chemical decontamination in a nuclear power plant.
  • This information on the total amount of coolant may have a value in units of mass, and may be used as reference data of the mass of the leaked coolant when the prediction unit 50 predicts the total amount of leaked radiation, which will also be described later.
  • the basic information may include information on the total amount of radioactivity measured for the nuclear power plant at the first time point t1 when the chemical decontamination process starts.
  • the total amount of radioactivity information may mean total amount of radioactivity emitted from all radioactive contaminants adhered to pipes, etc. in a state in which chemical decontamination is not performed, and like the total amount of coolant information, the prediction unit 50 It can be used as reference data when estimating the total amount of radioactivity leaked.
  • the total amount of radioactivity information may be measured using known measuring equipment at the first time point (t1), which is the time point at which chemical decontamination starts or earlier, but, unlike the first time point (t1), in advance It may be obtained through calculation considering the half-life of radioactive material from the measured total radioactive amount information. For example, when it is not easy to measure the total amount of radiation at the first time point t1, the total amount of radiation information may be obtained through calculation.
  • the example of the basic information is not limited to the above example, and in addition to this, any kind of basic information can be input to the second input unit 20 as long as it is information related to a nuclear power plant and can be used to predict the amount of radioactivity leaked.
  • the total activity prediction system 100 may include a third input unit 30 to which information on the amount of leaked coolant at the second time point t2 when the coolant leakage accident occurs is input. there is.
  • the leaked coolant amount information may mean the total mass or volume of the coolant leaked to the outside of the nuclear power plant system through which the coolant is circulated when an unexpected coolant leak accident occurs due to some cause.
  • the information on the amount of leaked coolant is rapidly obtained through separate measuring equipment at the time of leakage accident (second time point t2). After that, it can be input to the third input unit 30 . That is, the information on the amount of leaked coolant is a variable variable that can have a variable value according to a measurement time point, and may have a different nature from basic information having a fixed value for a specific nuclear power plant.
  • the information on the amount of leaked coolant may have, for example, a mass unit value, and may be directly measured through special measuring equipment installed at a plurality of points where coolant leakage is expected, or calculated from this after measuring the volume of the leaked coolant. may be derived.
  • Total radioactivity prediction system 100 may include a prediction unit 50 for predicting the amount of leaked radioactivity R2 leaked to the outside at the second time point.
  • the prediction unit 50 may derive the amount of leaked radioactivity R2 based on the information input to the above-described first input unit 10 to the third input unit 30 as shown in FIG. 2 . That is, the prediction unit 50 comprehensively considers the oxide layer removal rate information (k) obtained from a specific contaminated specimen, basic information related to the nuclear power plant, and information on the amount of leaked coolant (W2) at the second time point (t2) to externally The amount of leaked radioactivity (R2) can be predicted.
  • the amount of external leakage radiation R2 at the second time point t2 when the leak accident occurred can be predicted by Equation 2 below.
  • the prediction unit 50 indicates that all of the radioactivity contained in the oxide layer separated from the pipe or the like by chemical decontamination is evenly distributed in the circulating coolant, and therefore, due to a leak accident
  • the total amount of radioactivity leaked to the outside at the second time point is predicted on the assumption that leaked radioactivity is generated in proportion to the amount (mass or volume) of the leaked coolant.
  • Equation 2 information on the total amount of radiation (R1) and the total amount of circulated coolant (W1) at the first time point may be retrieved from basic information input to the second input unit 20.
  • information on the amount of leaked coolant W2 at the second time point t2 may be retrieved from the third input unit 30 .
  • the oxide layer removal rate information k at the second time point t2 in Equation 2 can be read from the first input unit 10 .
  • the oxide layer removal rate information k at the second time point t2 is stored in the first input unit 10 in the form of a lookup table according to time,
  • the corresponding oxide layer removal rate information (k) may be output from the lookup table and transmitted to the prediction unit 50.
  • the first input unit 10 inputs a plurality of points coordinated according to Equation 3 below on a two-dimensional plane in which time is the X axis and the oxide layer removal rate is the Y axis.
  • the oxide layer removal rate information (k) may be estimated using this.
  • the chemical decontamination process includes n number of cycles
  • the first cycle completion time the total oxide layer removal rate obtained at the first cycle completion time
  • the second cycle completion time the second cycle A total of n points including (total oxide layer removal rate obtained at completion time)
  • nth cycle completion time total oxide layer removal rate obtained at nth cycle completion time
  • the prediction unit 50 may form a broken line graph having various slopes for each section as shown in FIG. 5 by connecting adjacent points among a plurality of points disposed discontinuously on the coordinate plane.
  • the prediction unit 50 may estimate the oxide layer removal rate information at the second point in time t2 by checking the oxide layer removal rate value corresponding to the value at the specific second point in time t2 from the broken line graph.
  • the total radioactivity prediction system 100 easily uses only a limited number of data (eg, oxide layer removal rate information at the time when each cycle is completed) by using the coordinated information as described above. It is possible to secure the oxide layer removal rate value corresponding to the entire time.
  • a limited number of data eg, oxide layer removal rate information at the time when each cycle is completed
  • the prediction unit 50 constructs the above-described broken line graph using any one of the dose rate (a) and the surface radioactivity (a') in deriving the oxide layer removal rate information (k).
  • the prediction unit 50 may estimate the oxide layer removal rate information (k) by alternatively using one of the data expected to have higher accuracy among the dose rate (a) and the surface radioactivity (a').
  • the prediction unit 50 may estimate the oxide layer removal rate information (k) by considering both the dose rate (a) and the surface radioactivity (a'). For example, as shown in FIG. 5, the prediction unit 50 forms a separate graph located at the same distance (L) from a line graph formed from the values of the dose rate (a) and the surface radioactivity (a') to form an oxide layer Removal rate information k may be calculated. In this case, since the oxide layer removal rate information (k) is calculated using various data comprehensively, there is an advantage in that more accurate data can be secured.
  • Equation 3 the prediction of the total radioactivity amount using Equation 3 described above is only an example in which the prediction unit 50 predicts the total amount of radioactivity. information can be derived.
  • each of the above-described components may be combined with each other to be implemented as one, or as shown in FIG. 2, each component may be implemented separately.
  • each component may be implemented separately.
  • the first input unit 10 to the third input unit 30 are shown as being separated independently from each other in the drawing, the first input unit 10 to the third input unit 30 are performed by a single input unit. It should be noted that it may refer to functions separately.
  • FIG. 6 is a flowchart illustrating a method for predicting total radioactivity leaked due to a coolant leakage accident occurring during a chemical decontamination process according to an embodiment of the present invention.
  • a method for predicting total radioactivity leaked due to a coolant leakage accident occurring during the chemical decontamination process without a specific type of system such as the total radioactivity prediction system 100 described above (hereinafter, 'total radioactivity prediction Method'), the total amount of radioactivity leaked (W2) can be easily predicted. That is, the prediction principle inherent in the above-described total radioactivity prediction system 100 may be implemented manually by specific personnel or through other devices.
  • a total radioactivity prediction method according to an embodiment of the present invention will be described.
  • the method for predicting total radioactivity includes the step of obtaining oxide layer removal rate information by performing a chemical decontamination process (S10), along the system to be subjected to chemical decontamination among nuclear power plants.
  • W1 total amount of circulating coolant
  • R1 total amount of radioactivity
  • t2 the first time point at which the chemical decontamination process starts
  • S40 the amount of leaked radioactivity
  • each step may be the same as or similar to the work performed by each component of the total activity prediction system 100 described above.
  • the step of obtaining oxide layer removal rate information (S10) it is possible to obtain oxide layer removal rate information by performing a process simulating an actual chemical decontamination process in advance for a specific contaminated specimen selected from a nuclear power plant.
  • the basic information acquired in the step of acquiring basic information (S20) may be various information related to the nuclear power plant as described above, and in the step of acquiring information on the amount of leaked coolant at the second point in time (t2) (S30) Also, the mass or volume of the coolant leaked to the outside of the system due to the coolant leakage accident can be measured.
  • the total amount of radioactivity leaked (R2) is predicted by collecting and comprehensively considering information such as the oxide layer removal rate (k), basic information, and the amount of leaked coolant (W2). For example, it can be predicted using Equation 2 described above.
  • the detailed implementation process of the total activity prediction method according to an embodiment of the present invention is the same as or similar to the process used in the total activity prediction system 100 according to an embodiment of the present invention, so that no further duplication is required for convenience of description. description is omitted.
  • the total radioactivity prediction system 100 and method according to an embodiment of the present invention can accurately predict the amount of leaked radioactivity R2 with only a relatively small amount of calculation.
  • the total radioactivity prediction system 100 receives information from the first input unit 10 to the third input unit 30 and at the same time sends the leaked radioactivity to the person in charge of the accident management of the coolant leakage accident in real time.
  • Quantity (R2) information can be provided.
  • the person in charge of handling the accident can quickly and accurately grasp the scale of the damage caused by the leakage accident, and also organize the input manpower to be put into the field by considering the exact amount of radiation coverage.

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Abstract

화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 누출된 총방사능 예측 시스템이 개시된다. 본 발명의 일 측면에 따른 화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 누출된 총방사능 예측 시스템은 원자력 발전소 해체를 위한 화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 외부로 누출된 방사능 양을 예측하기 위한 시스템으로서, 원자력 발전소로부터 선택된 특정 오염 시편에 대하여 화학제염 공정을 수행하여 획득된 산화층 제거율 정보가 입력되는 제1 입력부; 원자력 발전소 중에서 화학제염의 대상이 되는 계통을 따라 순환되는 냉각재의 총량 및 화학제염 공정이 시작되는 제1 시점의 총 방사능 양을 포함하는 기초 정보가 입력되는 제2 입력부; 냉각재 누설사고가 발생된 제2 시점의 누설 냉각재 양 정보가 입력되는 제3 입력부; 및 산화층 제거율 정보, 기초 정보 및 누설 냉각재 양 정보를 종합적으로 고려하여 제2 시점에 외부로 누출된 누출 방사능 양을 예측하는 예측부;를 포함할 수 있다.

Description

화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 누출된 총방사능 예측 시스템 및 방법
본 발명은 냉각재 누설사고에 의해 누출된 총방사능 예측 시스템 및 방법에 관한 것으로, 보다 상세하게는 화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 누출된 총방사능 예측 시스템 및 방법에 관한 것이다.
계통제염 기술은 원자력 발전소 영구정지 직후, 기존 발전소 운전계통을 최대한 활용하여 계통 전반의 선량률을 감소시키기 위해 화학제염제를 이용하여 배관이나 기기 내부 표면에 고착된 방사성오염물질을 제거하는 기술로서, 발전소 단위설비를 운전하여 원자로냉각재계통의 오염 산화막과 기저금속 일부를 화학약품으로 제거하는 운전방식이다.
일례로, 국내 최초로 건설된 가압경수로형 발전소인 고리1호기는 2017년 6월 19일 영구정지 되었으며, 사용후핵연료가 사용후핵연료저장조로 모두 이송된 이후, 계통 표면의 선량율을 감소시키기 위한 목적으로 전계통 제염을 실시할 계획인데, 이와 관련하여 화학적 제염법을 활용한 계통제염이 수행될 수 있다.
한편, 계통제염과 관련하여, 펌프를 통해 제염제를 순환시키는 과정에서 냉각수가 외부로 유출될 가능성이 존재한다. 이 경우, 누설된 냉각수와 함께 외부로 방사능이 누출될 수 있는데, 이러한 누출 사고를 신속히 수습하기 위해서는 누출된 방사능의 양을 정확히 예측하여 대응하는 것이 필요하다.
본 발명은 상기와 같은 문제점을 해결하기 위한 것으로, 본 발명의 목적은 화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 누출된 총방사능을 신속하고 정확하게 예측할 수 있는 시스템 및 방법을 제공하는 것이다.
본 발명의 과제들은 이상에서 언급한 과제들로 제한되지 않으며, 언급되지 않은 또 다른 과제들은 아래의 기재로부터 본 발명이 속하는 기술분야의 통상의 기술자에게 명확하게 이해될 수 있을 것이다.
본 발명의 일 측면에 따르면, 원자력 발전소 해체를 위한 화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 외부로 누출된 방사능 양을 예측하기 위한 시스템으로서, 상기 원자력 발전소로부터 선택된 특정 오염 시편에 대하여 상기 화학제염 공정을 수행하여 획득된 산화층 제거율 정보가 입력되는 제1 입력부; 상기 원자력 발전소 중에서 상기 화학제염의 대상이 되는 계통을 따라 순환되는 냉각재의 총량 및 상기 화학제염 공정이 시작되는 제1 시점의 총 방사능 양을 포함하는 기초 정보가 입력되는 제2 입력부; 상기 냉각재 누설사고가 발생된 제2 시점의 누설 냉각재 양 정보가 입력되는 제3 입력부; 및 상기 산화층 제거율 정보, 상기 기초 정보 및 상기 누설 냉각재 양 정보를 종합적으로 고려하여 상기 제2 시점에 외부로 누출된 누출 방사능 양을 예측하는 예측부;를 포함하는, 화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 누출된 총방사능 예측 시스템이 제공된다.
이때, 상기 누출 방사능 양은 하기 수학식에 의해 예측될 수 있다.
[수학식]
Figure PCTKR2021018958-appb-img-000001
이때, 상기 계통은 원자로압력용기, 증기발생기 및 가압기를 포함한 원자로냉각재계통 및 잔열제거계통을 포함하고, 상기 냉각재는 원자로냉각재펌프 및 잔열제거펌프에 의해 순환될 수 있다.
이때, 상기 화학제염 공정은 제1 시간동안 진행되는 산화 공정과 제2 시간동안 진행되는 환원 공정을 한 세트로 하는 단위 사이클을 복수회 반복하여 수행될 수 있다.
이때, 상기 제1 입력부는, 하기 수학식에 따라 좌표화된 복수 개의 점을 2차원 평면 상에 표시하고, 상기 예측부는, 상기 복수 개의 점을 연결하여 형성된 그래프로부터 상기 제2 시점의 산화층 제거율 정보를 추정할 수 있다.
[수학식]
Figure PCTKR2021018958-appb-img-000002
이때, 상기 산화층 제거율 정보는 특정 시점에 계측된 선량률 또는 표면방사능을 제1 시점에 계측된 선량률 또는 표면방사능 수치와 비교하여 산출될 수 있다.
이때, 상기 산화층 제거율 정보는 상기 선량률과 상기 표면방사능을 함께 고려하여 산출될 수 있다.
본 발명의 다른 측면에 따르면, 원자력 발전소 해체를 위한 화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 외부로 누출된 방사능 양을 예측하기 위한 방법으로서, 상기 원자력 발전소로부터 선택된 특정 오염 시편에 대하여 상기 화학제염 공정을 수행하여 산화층 제거율 정보를 획득하는 단계; 상기 원자력 발전소 중에서 화학제염의 대상이 되는 계통을 따라 순환되는 냉각재의 총량 및 상기 화학제염 공정이 시작되는 제1 시점의 총 방사능 양을 포함하는 기초 정보를 획득하는 단계; 상기 냉각재 누설사고가 발생된 제2 시점의 누설 냉각재 양 정보를 획득하는 단계; 및 하기 수학식에 따라 상기 누출된 방사능 양을 예측하는 단계;를 포함하는, 화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 누출된 총방사능 예측 방법이 제공된다.
[수학식]
Figure PCTKR2021018958-appb-img-000003
이때, 상기 화학제염 공정은 제1 시간동안 진행되는 산화 공정과 제2 시간동안 진행되는 환원 공정을 한 세트로 하는 단위 사이클을 복수회 반복하여 수행될 수 있다.
이때, 상기 누출된 방사능 양을 예측하는 단계에서는, 하기 수학식에 따라 좌표화된 복수 개의 점을 2차원 평면 상에 표시하고, 상기 복수 개의 점을 연결하여 형성된 그래프로부터 상기 제2 시점의 산화층 제거율 정보를 추정할 수 있다.
[수학식]
Figure PCTKR2021018958-appb-img-000004
상기의 구성에 따라, 본 발명에 실시예에 따른 화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 누출된 총방사능 예측 시스템은 적은 계산량 만으로도 신속하고 정확하게 누출 방사능 양을 예측할 수 있다.
이를 통해, 본 발명의 실시예에 따른 화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 누출된 총방사능 예측 시스템은 누설사고의 피해 규모를 정확하게 파악할 수 있도록 누출 정보를 신속하게 제공해 줄 수 있다.
본 발명의 효과는 상기한 효과로 한정되는 것은 아니며, 본 발명의 상세한 설명 또는 청구범위에 기재된 발명의 구성으로부터 추론 가능한 모든 효과를 포함하는 것으로 이해되어야 한다.
도 1은 원자력 발전소 계통에 화학제염 설비가 연결되어 화학제염 공정이 수행되는 것을 도식적으로 도시한 도면이다.
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 누출된 총방사능 예측 시스템을 도시한 블럭도이다.
도 3 및 도 4는 특정 오염 시편에 대하여 화학제염 공정을 수행하여 시간별 산화층 제거율 정보를 획득하는 과정을 설명하기 위한 표이다.
도 5는 도 3 및 도 4의 시간별 산화층 제거율 정보와 관련하여 좌표화된 복수 개의 점을 연결하여 형성된 그래프를 도시한 도면이다.
도 6은 본 발명의 일 실시예에 따른 화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 누출된 총방사능 예측 방법을 도시한 순서도이다.
이하, 첨부한 도면을 참고로 하여 본 발명의 실시예에 대하여 본 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자가 용이하게 실시할 수 있도록 상세히 설명한다. 본 발명은 여러 가지 상이한 형태로 구현될 수 있으며 여기에서 설명하는 실시예에 한정되지 않는다. 본 발명을 명확하게 설명하기 위해서 도면에서 설명과 관계없는 부분은 생략하였으며, 명세서 전체를 통하여 동일 또는 유사한 구성요소에 대해서는 동일한 참조부호를 붙였다.
본 명세서 및 청구범위에 사용된 단어와 용어는 통상적이거나 사전적인 의미로 한정 해석되지 않고, 자신의 발명을 최선의 방법으로 설명하기 위해 발명자가 용어와 개념을 정의할 수 있는 원칙에 따라 본 발명의 기술적 사상에 부합하는 의미와 개념으로 해석되어야 한다.
도 1은 원자력 발전소 계통에 화학제염 설비가 연결되어 화학제염 공정이 수행되는 것을 도식적으로 도시한 도면이다. 도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 누출된 총방사능 예측 시스템을 도시한 블럭도이다. 도 3 및 도 4는 특정 오염 시편에 대하여 화학제염 공정을 수행하여 시간별 산화층 제거율 정보를 획득하는 과정을 설명하기 위한 표이다. 도 5는 도 3 및 도 4의 시간별 산화층 제거율 정보와 관련하여 좌표화된 복수 개의 점을 연결하여 형성된 그래프를 도시한 도면이다.
본 발명의 일 실시예에 따른 화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 누출된 총방사능 예측 시스템(100, 이하 '총방사능 예측 시스템'이라 함)은 원자력 발전소의 해체에 앞서 수행되는 화학제염 공정 중 예기치 않게 냉각재 누설사고가 발생된 경우, 상기 누설된 냉각재에 의해 외부로 누출된 방사능 양을 신속하게 예측하기 위한 시스템이다. 이를 통해 화학제염 공정과 관련된 사고처리 책임자는 피해규모를 신속 정확하게 파악할 수 있어 보다 효과적으로 누설사고에 대응할 수 있다.
관련하여, 본 발명의 일 실시예에 따른 총방사능 예측 시스템(100)이 적용되는 화학제염 공정은 일례로 도 1에 도시된 바와 같이 원자로냉각재계통(210) 및 잔열제거계통(220)을 포함한 전계통(200)에 대하여 화학제염제가 포함된 냉각재를 순환시켜 이루어질 수 있다. 이 경우, 원자로냉각재계통(210)은 원자로압력용기(212), 증기발생기(214), 가압기(216) 및 원자로냉각재펌프(218)를 포함할 수 있으며, 잔열제거계통(220)은 잔열제거펌프(228) 및 잔열제거열교환기(222)를 포함할 수 있다. 그리고, 화학제염 설비(230)는 도면에 도시된 바와 같이 잔열제거계통(220)에 연결되어 화학제염제를 공급할 수 있으며, 화학제염제가 포함된 냉각재는 원자로냉각재펌프(218) 및 잔열제거펌프(228)를 이용하여 계통 내에서 순환하면서 배관 등의 내부에 고착된 방사성오염물질을 제거할 수 있다.
이때, 상기 화학제염 공정은 크게 산화 공정(Oxidation process)과 환원 공정(Deoxidation process)으로 이루어질 수 있다. 일례로, 상기 화학제염 공정은 제1 시간(예를 들면, 6시간) 동안 산화 공정이 먼저 진행되고, 이어 제2 시간(예를 들면, 10시간) 동안 환원 공정이 진행될 수 있다. 그리고, 상기 산화 공정과 환원 공정을 한 세트로 하는 단위 사이클(예를 들면, 총 16시간 동안 진행됨)이 복수 회(예를 들면, 3회) 반복적으로 진행될 수 있다.
그리고, 상기 산화 공정에 이용되는 화학제염제는 예를 들어 Permanganic acid 200 ppm, Nitric acid 2.5 mM, 200 ppm 과망간산 및 2.5 mM 질산을 포함한 물질일 수 있으며, 화학 공정에 이용되는 화학제염제는 Oxalic acid 2000 ppm 및 2000 ppm 옥살산을 포함한 물질일 수 있다.
그러나, 도 1에 도시된 냉각수의 흐름 및 전술한 화학제염 공정은 일례에 불과하며, 본 발명의 일 실시예에 따른 총방사능 예측 시스템이 적용되는 화학제염 공정의 예가 이에 제한되는 것은 아님을 밝혀 둔다.
이하, 도면을 참조하여 본 발명의 일 실시예에 따른 총방사능 예측 시스템(100)의 주요 구성에 대하여 살펴보기로 한다.
도 2를 참조하면, 본 발명의 일 실시예에 따른 총방사능 예측 시스템(100)은 제1 입력부(10), 제2 입력부(20), 제3 입력부(30) 및 예측부(50)를 포함할 수 있다.
이때, 본 발명의 일 실시예에 따른 총방사능 예측 시스템(100)은 하드웨어 또는 소프트웨어의 형태로 구현될 수도 있고, 하드웨어 및 소프트웨어가 결합된 형태로 구현될 수도 있다. 바람직하게는, 제1 입력부(10) 내지 제3 입력부(30)는 소정의 데이터가 저장되는 메모리로 구현되고, 예측부(50)는 마이크로프로세서로 구현될 수도 있으나 본 발명이 이에 한정되는 것은 아니다.
먼저, 본 발명의 일 실시예에 따른 총방사능 예측 시스템(100)은 산화층 제거율 정보(k)가 입력되는 제1 입력부(10)를 포함할 수 있다.
이때, 제1 입력부(10)에 입력되는 산화층 제거율 정보(k)는 방사성오염물질을 포함하며 배관 등에 고착된 상태의 산화층이 화학제염 수행 전과 비교하여 얼마나 제거되었는지에 관한 정보를 의미할 수 있으며, 일례로 도 5에 도시된 바와 같이 시간의 흐름에 따라 산화층 제거율이 어떻게 변화하는지에 대한 데이터인 시간별 산화층 제거율 정보를 포함할 수 있다. 이때, 시간별 산화층 제거율 정보(k)는 실제 화학제염 공정을 수행하였을 경우, 공정의 진행에 따라 산화층이 어떠한 양상으로 제거되는지에 관한 데이터일 수 있다. 이처럼 산화층 제거율 정보(k)는 원자력 발전소에 대하여 예정된 화학제염 공정을 수행하였을 경우 예상되는 제염 효과와 관련된 정보일 수 있다.
본 발명의 일 실시예에서, 상기 산화층 제거율 정보(k)는 실제 화학제염 공정을 수행하기 전에 미리 획득되는 사전 실험 데이터로서, 화학제염이 수행되기 전에 사전에 획득되어 제1 입력부(10)에 입력될 수 있다.
즉, 산화층 제거율 정보(k)는 실제 화학제염 공정과 동일한 실험 조건(예를 들면, 냉각수 순환 주기 등) 하에, 실제 원자력 발전소로부터 선택된 특정 오염 시편에 대하여 냉각수(화학제염제가 포함됨)를 순환시키고, 동시에 계측 장비를 통해 산화층 제거 정도를 계측함으로써 획득된 후, 제1 입력부(10)에 입력될 수 있다.
구체적인 일례로서, 도 3을 참조하면, 산화층 제거율 정보는 실험 중인 특정 오염 시편과 관련된 선량률(Dose rate)을 계측하여 획득될 수 있다. 예를 들면, 도시된 바와 같이 화학제염이 시작되는 시점인 제1 시점(t1)의 선량률(a)을 측정하고, 화학제염 공정을 이루는 개별 사이클이 각각 종료될 때마다 반복하여 상기 선량률(a)을 측정할 수 있다.
그리고, 측정된 선량률(a) 정보로부터 다양한 정보를 부가적으로 도출하여 산화층 제거율 정보로서 이용할 수 있다. 예를 들면 도 3에 도시된 바와 같이 측정된 선량률 사이의 차이값을 통해 제거된 선량률(b, Dose rate difference)을 도출하거나, 직전 선량률(a, 예를 들면 제1 사이클이 진행된 후 선량률인 235) 대비 한 사이클이 진행된 후 잔여 선량률(이 경우 제2 사이클이 진행된 후 선량률인 57)을 비교하여 사이클 제염인자(c, Decontamination Factor, 이 경우 4.12)를 도출하거나, 직전 선량률(a, 예를 들면 235) 대비 제거된 선량률(b, 이 경우 178)을 비교하여 사이클 제거율(d, 0.75)을 도출하거나, 제1 시점(t1)의 선량률(a, 650) 대비 각 사이클이 완료된 후 잔여 선량률(예를 들면, 제2 사이클이 진행된 후 선량률인 57)을 비교하여 총 제염인자(e, 이 경우 11.40)를 도출하거나, 제1 시점(t1)의 선량률(a, 650) 대비 제거된 선량률의 누적값(이 경우 650-57)을 비교하여 총 산화층 제거율(f, 0.91) 등을 도출할 수 있다. 이때, 제염인자(c 또는 e)와 제거율(d 또는 f)은 아래의 수학식 1의 관계에 있다.
[수학식 1]
Figure PCTKR2021018958-appb-img-000005
다른 일례로서, 도 4를 참조하면, 산화층 제거율 정보는 실험 중인 특정 오염 시편과 관련된 표면방사능(Surface activity)을 계측하여 획득될 수 있다. 예를 들면, 도시된 바와 같이 화학제염이 시작되는 시점인 제1 시점(t1)의 표면방사능(a')을 측정하고, 화학제염 공정을 구성하는 개별 사이클이 종료될 때마다 반복하여 표면방사능(a')을 측정할 수 있다.
이 경우, 선량률(a)과 마찬가지로 측정된 표면방사능(a')를 이용하여 제염인자(c',e') 또는 제거율(d',f') 등의 정보를 도출할 수 있는데, 각 정보를 도출하는 방법은 선량률(a)에서 살펴본 예시에서와 동일하므로 중복된 설명을 피하기 위하여 생략하기로 한다.
한편, 산화층 제거율 정보(k)는 제1 입력부(10)에 저장된 후, 후술될 예측부(50) 측으로 전달되어 누출 방사능 양(R2)을 예측하는데 이용될 수 있다. 이때, 산화층 제거율 정보(k)는 전술한 바와 같이 실제 원자력 발전소의 일부를 구성하였던 오염 시편을 대상으로 동일한 화학제염 공정을 진행하여 획득되므로, 예측부(50)는 추후 실제 화학제염 공정이 수행될 경우 이와 유사하게 산화층이 제거되는 것을 전제하여 누출 총방사능 양을 예측할 수 있다. 이에 대해서는 예측부(50)와 관련된 설명을 통해 보다 자세히 기술하기로 한다.
다음으로, 본 발명의 일 실시예에 따른 총방사능 예측 시스템(100)은 화학제염이 수행될 원자력 발전소와 관련된 기초 정보가 입력되는 제2 입력부(20)를 포함할 수 있다.
예시적인 일례로서, 상기 기초 정보는 원자력 발전소 중에서 화학제염의 대상이 되는 계통을 따라 순환되는 냉각재의 총량 정보를 포함할 수 있다. 이러한 냉각재 총량 정보는 질량 단위의 값을 가질 수 있으며, 예측부(50)가 누출 총방사능 양을 예측할 때 외부로 누설된 누설 냉각재 질량의 기준 데이터로서 이용될 수 있는데 이에 대해서도 후술하기로 한다.
다른 일례로서, 상기 기초 정보는 화학제염 공정이 시작되는 제1 시점(t1)에 원자력 발전소에 대하여 계측된 총 방사능 양 정보를 포함할 수 있다. 이때, 상기 총 방사능 양 정보는 화학제염이 수행되지 않은 상태에서 배관 등에 고착된 전체 방사성오염물질이 외부로 발산하는 총 방사능 양 정보를 의미할 수 있으며, 냉각재 총량 정보와 마찬가지로 예측부(50)가 누출 총방사능 양을 예측할 때 기준 데이터로서 이용될 수 있다.
상기 총 방사능 양 정보는 화학제염이 시작되는 시점 또는 그 이전 시점인 제1 시점(t1)에 공지의 계측장비를 이용하여 계측될 수 있으나, 이와 달리 제1 시점(t1) 보다 훨씬 이전 시점에 미리 계측된 총 방사능 양 정보로부터 방사능 물질의 반감기를 고려하여 계산을 통해 획득될 수도 있다. 예를 들면, 제1 시점(t1)에 총 방사능 양을 계측하는 것이 용이하지 않은 경우 이처럼 계산을 통해 총 방사능 양 정보가 획득될 수 있다.
한편, 기초 정보의 예가 상술한 예시로 제한되는 것은 아니며, 이 외에도 원자력 발전소와 관련된 정보로서 누출 방사능 양을 예측할 때 이용될 수 있는 정보라면 어떠한 종류의 기초 정보라도 제2 입력부(20)에 입력될 수 있다.
다음으로, 본 발명의 일 실시예에 따른 총방사능 예측 시스템(100)은 냉각재 누설사고가 발생된 제2 시점(t2)의 누설 냉각재의 양 정보가 입력되는 제3 입력부(30)를 포함할 수 있다.
이때, 상기 누설 냉각재 양 정보는 어떠한 원인으로 인하여 예기치 않은 냉각재 누설사고가 발생된 경우, 냉각재가 순환되는 원자력 발전소 계통의 외부로 누설된 냉각재의 총 질량 또는 부피를 의미할 수 있다.
이러한 누설 냉각재 양 정보는 화학제염이 시작되는 시점인 제1 시점(t1)에 입력되는 기초 정보와 달리, 누설사고 발생 시점(제2 시점(t2))에 별도의 계측장비 등을 통해 신속히 획득된 후, 제3 입력부(30)로 입력될 수 있다. 즉, 상기 누설 냉각재 양 정보는 측정 시점에 따라 가변적인 값을 가질 수 있는 가변 변수로서, 특정 원자력 발전소에 대하여 고정된 값을 가지는 기초 정보와는 그 성격을 달리할 수 있다.
한편, 누설 냉각재 양 정보는 일례로 질량 단위의 값을 가질 수 있으며, 냉각재 누설이 예상되는 복수의 지점에 설치된 특수 계측장비를 통해 직접 계측되거나, 이와 달리 누설 냉각재 부피를 계측한 후 이로부터 계산되어 도출될 수도 있다.
본 발명의 일 실시예에 따른 총방사능 예측 시스템(100)은 상기 제2 시점에 외부로 누출된 누출 방사능 양(R2)을 예측하는 예측부(50)를 포함할 수 있다.
이때, 예측부(50)는 도 2에 도시된 바와 같이 상술한 제1 입력부(10) 내지 제3 입력부(30)에 입력된 정보를 토대로 누출 방사능 양(R2)을 도출할 수 있다. 즉, 예측부(50)는 특정 오염 시편으로부터 획득된 산화층 제거율 정보(k)와, 원자력 발전소와 관련된 기초 정보와, 제2 시점(t2)의 누설 냉각재 양(W2) 정보를 종합적으로 고려하여 외부로 누출되는 누출 방사능 양(R2)을 예측할 수 있다.
구체적인 일례로서, 누설사고가 발생된 제2 시점(t2)의 외부 누출 방사능 양(R2)은 아래의 수학식 2에 의해 예측될 수 있다.
[수학식 2]
Figure PCTKR2021018958-appb-img-000006
상기 수학식 2의 의미를 살펴보면, 예측부(50)는 화학제염에 의해 배관 등으로부터 분리된 상태의 산화층에 포함된 방사능은 모두 순환되는 냉각재 내에 고르게 분포된 상태로 존재하며, 따라서 누설사고에 의해 상기 냉각재가 외부로 누설될 경우 누설된 냉각재의 양(질량 또는 부피)에 비례하여 외부로 누출되는 누출 방사능이 발생되는 것으로 전제하여 제2 시점에 외부로 누출된 총방사능 양을 예측한다.
이때, 상기 수학식 2 중에서 제1 시점의 총 방사능 양(R1) 및 순환되는 냉각재의 총량(W1) 정보는 제2 입력부(20)에 입력된 기초 정보로부터 불러올 수 있다. 또한 제2 시점(t2)의 누설 냉각재 양(W2) 정보는 제3 입력부(30)로부터 불러올 수 있다.
한편, 상기 수학식 2 중에서 제2 시점(t2)의 산화층 제거율 정보(k)는 제1 입력부(10)로부터 불러올 수 있다.
이와 관련된 구체적인 일례로서, 제2 시점(t2)의 산화층 제거율 정보(k)는 제1 입력부(10)에 시간에 따른 산화층 제거율 정보(k)가 룩업 테이블(lookup table) 형태로 저장되어 있다가, 사용자가 사고가 발생한 시점(제2 시점(t2))의 시간 데이터를 입력할 경우 이에 대응되는 산화층 제거율 정보(k)가 상기 룩업 테이블로부터 출력되어 예측부(50)로 전달될 수 있다.
다른 일례로서, 제1 입력부(10)는 도 5에 도시된 바와 같이 시간을 X축으로 하고, 산화층 제거율을 Y축으로 하는 2차원 평면 상에 하기 수학식 3에 따라 좌표화된 복수 개의 점을 표시한 후 이를 이용하여 산화층 제거율 정보(k)를 추정할 수도 있다.
[수학식 3]
Figure PCTKR2021018958-appb-img-000007
구체적으로, 화학제염 공정이 크게 n개의 사이클을 포함할 경우, 상기 좌표 평면 상에는 (제1 사이클 완료 시점, 제1 사이클 완료 시점에 획득된 총산화층 제거율), (제2 사이클 완료 시점, 제2 사이클 완료 시점에 획득된 총산화층 제거율), 쪋 및 (제n 사이클 완료 시점, 제n 사이클 완료 시점에 획득된 총산화층 제거율)을 포함하는 총 n개의 점이 표시되게 된다.
이를 도 3 및 도 4의 예시에 적용할 경우, 좌표평면 상에는 도 5와 같이 (16시간, 0.63 또는 0.66), (32시간, 0.91 또는 0.93) 및 (48시간, 0.99)을 포함하는 3개의 점이 표시되게 된다.
그 후, 예측부(50)는 좌표평면 상에서 서로 불연속적으로 배치된 복수 개의 점 중에서 서로 인접한 점을 연결함으로써 도 5와 같이 각 구간별로 다양한 기울기를 가지는 꺾은 선 그래프를 형성할 수 있다. 예측부(50)는 상기 꺾은 선 그래프 중에서 특정 제2 시점(t2)의 값에 대응되는 산화층 제거율 값을 확인함으로써 제2 시점(t2)의 산화층 제거율 정보를 추정할 수 있다.
이처럼 본 발명의 일 실시예에 따른 총방사능 예측 시스템(100)은 상술한 바와 같이 좌표화된 정보를 이용함으로써 제한된 개수의 데이터(예를 들면, 각 사이클이 완료된 시점의 산화층 제거율 정보) 만으로도 용이하게 전 시간에 대응되는 산화층 제거율 값을 확보할 수 있다.
다시 도 5를 참조하면, 예측부(50)는 산화층 제거율 정보(k)를 도출함에 있어서 선량률(a)과 표면방사능(a') 중 어느 하나의 값을 이용하여 상술한 꺾은 선 그래프를 구성할 수 있다. 이 경우, 예측부(50)는 선량률(a)과 표면방사능(a’) 중 보다 높은 정확도를 가질 것으로 예상되는 데이터 하나를 택일적으로 이용하여 산화층 제거율 정보(k)를 추정할 수 있다.
이와 달리, 예측부(50)는 선량률(a)과 표면방사능(a’)을 함께 고려하여 산화층 제거율 정보(k)를 추정할 수도 있다. 예를 들어, 예측부(50)는 도 5에 도시된 바와 같이 선량률(a)과 표면방사능(a’) 값으로부터 형성된 꺾은 선 그래프로부터 동일한 거리(L)에 위치하는 별도의 그래프를 형성하여 산화층 제거율 정보(k)를 산출할 수도 있다. 이 경우, 다양한 데이터를 종합적으로 이용하여 산화층 제거율 정보(k)를 산출하게 되므로 보다 정확한 데이터를 확보할 수 있는 장점이 있다.
한편 상술한 수학식 3을 이용한 총방사능 양 예측은 예측부(50)가 총방사능 양을 예측하는 일례에 불과하며, 예측부(50)는 이외에도 추가적인 데이터를 함께 고려함으로써 보다 정확도 높은 누출 총방사능 양 정보를 도출할 수도 있다.
본 발명의 일 실시예에서, 전술한 각 구성요소는 서로 결합되어 하나로 구현될 수도 있고, 도 2에 도시된 같이 각 구성요소가 분리되어 구현될 수도 있다. 예를 들어 도면에서는 제1 입력부(10) 내지 제3 입력부(30)가 서로 독립적으로 분리된 것으로 도시되었으나, 제1 입력부(10) 내지 제3 입력부(30)는 단일한 형태의 입력부가 수행하는 기능을 구분하여 지칭하는 것일 수도 있음을 밝혀 둔다.
도 6은 본 발명의 일 실시예에 따른 화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 누출된 총방사능 예측 방법을 도시한 순서도이다.
한편, 전술한 총방사능 예측 시스템(100)과 같은 구체적인 형태의 시스템 없이도 본 발명의 일 실시예에 따른 화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 누출된 총방사능 예측 방법(이하, '총방사능 예측 방법'이라 함)에 의할 경우, 상기 누출 총방사능 양(W2)은 용이하게 예측될 수 있다. 즉, 상술한 총방사능 예측 시스템(100)에 내재된 예측 원리는 특정 인원에 의해 수작업 또는 다른 장치를 통해서도 구현될 수도 있다. 이하 본 발명의 일 실시예에 총방사능 예측 방법에 대하여 설명한다.
구체적으로 도 6을 참조하면, 본 발명의 일 실시예에 따른 총방사능 예측 방법은 화학제염 공정을 수행하여 산화층 제거율 정보를 획득하는 단계(S10), 원자력 발전소 중에서 화학제염의 대상이 되는 계통을 따라 순환되는 냉각재의 총량(W1) 및 화학제염 공정이 시작되는 제1 시점(t1)의 총 방사능 양(R1)을 포함하는 기초 정보를 획득하는 단계(S20), 냉각재 누설사고가 발생된 제2 시점(t2)의 누설 냉각재 양 정보를 획득하는 단계(S30) 및 누출된 방사능 양을 예측하는 단계(S40)를 포함할 수 있다.
이때, 상기 각 단계(S10 내지 S40)에서 수행하는 작업은 앞서 설명된 총방사능 예측 시스템(100)의 각 구성요소가 수행하는 작업과 동일하거나 유사할 수 있다.
즉, 산화층 제거율 정보를 획득하는 단계(S10)에서는 전술한 바와 같이, 원자력 발전소로부터 선택된 특정 오염 시편에 대하여 사전에 실제 화학제염 공정을 모사한 공정을 수행하여 산화층 제거율 정보를 획득할 수 있다. 또한, 기초 정보를 획득하는 단계(S20)에서 획득하는 기초 정보는 앞서 설명한 바와 마찬가지로 원자력 발전소와 관련된 다양한 정보일 수 있으며, 제2 시점(t2)의 누설 냉각재 양 정보를 획득하는 단계(S30)에서는 역시 냉각재 누설사고에 의해 계통 외부로 누설된 냉각재의 질량 또는 부피를 계측할 수 있다.
그리고, 누출된 방사능 양을 예측하는 단계(S40)에서는 마찬가지로 산화층 제거율(k), 기초 정보 및 누설 냉각재 양(W2) 등의 정보를 취합하여 종합적으로 고려함으로써 누출된 총방사능 양(R2)을 예측할 수 있으며, 일례로 상술한 수학식 2를 이용하여 예측할 수 있다.
이처럼 본 발명의 일 실시예에 따른 총방사능 예측 방법의 구체적인 구현 과정은 본 발명의 일 실시예에 따른 총방사능 예측 시스템(100)에서 이용되는 과정과 동일하거나 유사하므로 설명의 편의를 위해 더 이상의 중복된 설명은 생략하기로 한다.
살펴본 바와 같이, 본 발명의 일 실시예에 따른 총방사능 예측 시스템(100) 및 방법은 비교적 적은 계산량 만으로도 정확한 누출 방사능 양(R2)을 예측할 수 있다. 특히, 본 발명의 일 실시예에 따른 총방사능 예측 시스템(100)은 제1 입력부(10) 내지 제3 입력부(30)로부터 정보를 전달받음과 동시에 실시간으로 냉각재 누설사고의 사고수습 책임자에게 누출 방사능 양(R2) 정보를 제공해 줄 수 있다.
이를 통해 사고수습 책임자는 누설사고의 피해 규모를 신속 정확하게 파악할 수 있으며, 또한 정확한 방사능 피복량을 고려하여 현장에 투입될 투입 인력을 편성할 수 있다.
이상에서 본 발명의 일 실시예에 대하여 설명하였으나, 본 발명의 사상은 본 명세서에 제시되는 실시예에 의해 제한되지 아니하며, 본 발명의 사상을 이해하는 당업자는 동일한 사상의 범위 내에서, 구성요소의 부가, 변경, 삭제, 추가 등에 의해서 다른 실시예를 용이하게 제안할 수 있을 것이나, 이 또한 본 발명의 사상범위 내에 든다고 할 것이다.

Claims (10)

  1. 원자력 발전소 해체를 위한 화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 외부로 누출된 방사능 양을 예측하기 위한 시스템으로서,
    상기 원자력 발전소로부터 선택된 특정 오염 시편에 대하여 상기 화학제염 공정을 수행하여 획득된 산화층 제거율 정보가 입력되는 제1 입력부;
    상기 원자력 발전소 중에서 상기 화학제염의 대상이 되는 계통을 따라 순환되는 냉각재의 총량 및 상기 화학제염 공정이 시작되는 제1 시점의 총 방사능 양을 포함하는 기초 정보가 입력되는 제2 입력부;
    상기 냉각재 누설사고가 발생된 제2 시점의 누설 냉각재 양 정보가 입력되는 제3 입력부; 및
    상기 산화층 제거율 정보, 상기 기초 정보 및 상기 누설 냉각재 양 정보를 종합적으로 고려하여 상기 제2 시점에 외부로 누출된 누출 방사능 양을 예측하는 예측부;를 포함하는, 화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 누출된 총방사능 예측 시스템.
  2. 제1 항에 있어서,
    상기 누출 방사능 양은 하기 수학식에 의해 예측되는, 화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 누출된 총방사능 예측 시스템.
    [수학식]
    Figure PCTKR2021018958-appb-img-000008
  3. 제1 항에 있어서,
    상기 계통은 원자로압력용기, 증기발생기 및 가압기를 포함한 원자로냉각재계통 및 잔열제거계통을 포함하고,
    상기 냉각재는 원자로냉각재펌프 및 잔열제거펌프에 의해 순환되는, 화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 누출된 총방사능 예측 시스템.
  4. 제1 항에 있어서,
    상기 화학제염 공정은 제1 시간동안 진행되는 산화 공정과 제2 시간동안 진행되는 환원 공정을 한 세트로 하는 단위 사이클을 복수회 반복하여 수행되는, 화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 누출된 총방사능 예측 시스템.
  5. 제4 항에 있어서,
    상기 제1 입력부는, 하기 수학식에 따라 좌표화된 복수 개의 점을 2차원 평면 상에 표시하고,
    상기 예측부는, 상기 복수 개의 점을 연결하여 형성된 그래프로부터 상기 제2 시점의 산화층 제거율 정보를 추정하는, 화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 누출된 총방사능 예측 시스템.
    [수학식]
    Figure PCTKR2021018958-appb-img-000009
  6. 제1 항에 있어서,
    상기 산화층 제거율 정보는 특정 시점에 계측된 선량률 또는 표면방사능을 제1 시점에 계측된 선량률 또는 표면방사능 수치와 비교하여 산출되는, 화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 누출된 총방사능 예측 시스템.
  7. 제6 항에 있어서,
    상기 산화층 제거율 정보는 상기 선량률과 상기 표면방사능을 함께 고려하여 산출되는, 화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 누출된 총방사능 예측 시스템.
  8. 원자력 발전소 해체를 위한 화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 외부로 누출된 방사능 양을 예측하기 위한 방법으로서,
    상기 원자력 발전소로부터 선택된 특정 오염 시편에 대하여 상기 화학제염 공정을 수행하여 산화층 제거율 정보를 획득하는 단계;
    상기 원자력 발전소 중에서 화학제염의 대상이 되는 계통을 따라 순환되는 냉각재의 총량 및 상기 화학제염 공정이 시작되는 제1 시점의 총 방사능 양을 포함하는 기초 정보를 획득하는 단계;
    상기 냉각재 누설사고가 발생된 제2 시점의 누설 냉각재 양 정보를 획득하는 단계; 및
    하기 수학식에 따라 상기 누출된 방사능 양을 예측하는 단계;를 포함하는, 화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 누출된 총방사능 예측 방법.
    [수학식]
    Figure PCTKR2021018958-appb-img-000010
  9. 제8 항에 있어서,
    상기 화학제염 공정은 제1 시간동안 진행되는 산화 공정과 제2 시간동안 진행되는 환원 공정을 한 세트로 하는 단위 사이클을 복수회 반복하여 수행되는, 화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 누출된 총방사능 예측 방법.
  10. 제9 항에 있어서,
    상기 누출된 방사능 양을 예측하는 단계에서는,
    하기 수학식에 따라 좌표화된 복수 개의 점을 2차원 평면 상에 표시하고, 상기 복수 개의 점을 연결하여 형성된 그래프로부터 상기 제2 시점의 산화층 제거율 정보를 추정하는, 화학제염 공정 중 발생된 냉각재 누설사고에 의해 누출된 총방사능 예측 방법.
    [수학식]
    Figure PCTKR2021018958-appb-img-000011
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