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1 기술논문 원전에서발생하는주요방사성핵종들이방사선작업종사자와원전주변주민의피폭방사선량평가에미치는영향 김희근, 공태영, 정우태, 김석태한전전력연구원 2010 년 1 월 12 일접수 / 2010 년 2 월 11 일 1 차수정 / 2010 년 3 월 1 일 2 차수정 / 2010 년 3 월 12 일채택 원전일차계통은복잡한수질환경으로방사화생성물과부식생성물등다양한방사성핵종이생성되고있다. 이방사성핵종중에서원전종사자피폭방사선량평가와방사성유출물관리측면에서중요한핵종으로는 3 H, 14 C, 58 Co, 60 Co, 137 Cs, 131 I 를들수있다. 본논문은원전방사선작업종사자와원전주변주민의피폭방사선량에기여가큰방사성핵종에대해살펴보고, 이들핵종에의한선량평가과정을소개하였다. 특히국내원전에서발생하였던 131 I 내부피폭사건과일차계통냉각수의탈염수오염사건등을포함한원전의운영과정에서일어났던종사자와원전주변주민에대한피폭방사선량평가사례를제시하였다. 또한최근이슈로떠오른삼중수소와 14 C 의선량평가에대한잠재적인현안등도간단히기술하였다. 중심어 : 방사성핵종, 피폭방사선량평가, 원전종사자및주변주민, 방사성유출물, 원자력발전소, 삼중수소, Carbon 서론 1) 원자력발전소에서는다양한방사성핵종이생성되고, 그중에일부는작업공간이나환경으로방출되고있다. 이에따라정상운전과계획예방정비기간중에수행되는운전 (Operation) 이나보수 (Maintenance) 과정에서방사선작업종사자는방사선피폭을받을수있다. 이러한방사선피폭은일차계통의펌프나증기발생기에부착되어있는방사성핵종으로부터발생된방사선에의한외부피폭이나작업공간의공기중에부유하는방사성물질의체내섭취에의한내부피폭등으로나누어진다. 한편계통에서누설된방사성핵종은방사성폐기물처리계통등을거쳐대부분제거되나일부는환경으로배출되고있다. 이에따라원전주변에거주하는주민은이러한방사성유출물에의한외부방사선피폭이나방사성물질이식물이나동물로전이되어오염된음식물을섭취하는경우내부피폭이발생할수있다. 일반적으로원전종사자의경우원자로계통의운전이나기기나장비의보수작업과정에서방사선피폭을받게된다. 이경우대부분은기기나장비에부착되어있는방사성핵종에서발생하는방사선에의한외부피폭이주류를이루나, 극히일부는공기중으로부유된방사성핵종의체내섭취에따른내부피폭이발생하기도한다. 책임저자 : 김희근, hkkim@kepri.re.kr, 한전전력연구원대전시유성구문지동 원전종사자의피폭방사선량평가는다양한방사성핵종으로부터여러장소에서발생하는넓은범위의에너지를가진방사선에의한피폭방사선량을평가하여야하기때문에선량계나계측장비를이용한개인중심으로평가를수행한다. 이에비해방사성유출물을기본으로하는원전주변주민선량평가의경우원전에서배출된방사성핵종과방출량을정확히알고있기때문에이들핵종의피폭경로를고려한선원중심의평가를수행한다. 한편원전주변주민의피폭은원전종사자의방사선피폭과는다르게방사성물질에의해오염된음식물섭취와같은내부피폭이주류를이룬다 [1]. 원전에서발생되는방사성핵종은많지만원전종사자나원전주변주민에게주로방사선피폭을일으키는주요핵종은그리많지않다. 이논문은방사선작업종사자와원전주변주민의피폭방사선량에기여가큰방사성핵종에대해살펴보고, 이들핵종에의한선량평가과정을소개하였다. 특히국내원전의운영과정에서종사자와원전주변주민에대한피폭방사선량평가사례를소개하였다. 여기에는국내원전에서발생하였던핵분열생성핵종인 131 I 에의한종사자의내부피폭, 일차계통냉각수의탈염수계통으로누설, 중수로원전에서의삼중수소누설내용등을포함하고있다. 특히 ICRP(International Commission on Radiological Protection), NRC(Nuclear Regulatory Commission) 및 Health Canada 등에서최근이슈로떠오른삼중수소와 14 C 의피폭방사선량평가에대한잠재적인현안등도간략히기술하였다. JOURNAL OF RADIATION PROTECTION, VOL.35.1 MARCH

2 2. 피폭방사선량평가기준 피폭방사선량평가기준은국제방사선방호위원회 (ICRP) 의방사선방호에대한권고와국제원자력기구 (International Atomic Energy Agency: IAEA) 의기준등에잘제시되어있다. ICRP 의대표적인방사선방호에관한기준은 1990 년의 ICRP-60 권고와 2007 년의 ICRP-103 권고에상세히규정하고있다 [2,3]. 이외에외부피폭에대한방사선방호에대한환산과정 (Conversion) 을규정한 ICRP-74, 작업종사자의내부피폭감시에관한감시지침인 ICRP-78 등도자주이용되는기준이라할수있다 [4,5]. 한편 1996 년에발간된 IAEA 의방사선방호에관한기본안전기준 (Basic Safety Standards) BSS-96 등도실무에서유용하게이용되는기준이다 [6]. 이외에 1999 년에발간된방사성물질의섭취에따른내부피폭방사선량평가지침과방사선에대한외부피폭방사선량평가지침을들수있다 [7,8]. 한편 IAEA 는 ICRP-103 등을근거로 1996 년에개정된방사선방호에관한기본안전기준을개정하는작업을진행중에있다 [9]. ICRP-60 에서는방사선방호목적의단위 (Protection quantities) 로유효선량 (Effective dose) 을채택하였다 [2-4]. 이는 1977 년 ICRP-26 에서제시된유효선량당량 (Effective dose equivalent) 을발전시킨단위이다 [3]. 이양은방사선계측기등을이용한직접측정이불가능하기때문에실용량 (Operational quantities) 을이용하여측정한다. 따라서국제방사선도량형위원회 (International Commission on Radiation Units and Measurements: ICRU) 에서는외부방사선피폭에대해개인선량계를이용하여측정되는 Hp(10) 이라는개인선량당량 (Personal dose equivalent) 을이용하여유효선량을측정하도록규정하고있다 [4]. 미국의국립표준기술협회 (American National Standards Institute: ANSI) 의 ANSI N13.11 에서도동일하게 Hp(10) 을측정하여이를유효선량으로평가하도록규정하고있다 [10]. 따라서개인에대한방사선감시에서는 Hp(10) 은모든조건에서유효선량을적절히평가하거나또는보수적인평가치를제공할수있어야한다고판단된다. 특히 ICRP-74 보고서에서는유효선량당량 (H E ), 유효선량 (E), 개인선량당량 (Hp(10)) 의상관관계를자세히제시하고있다 [3,4]. 여기에의하면고에너지광자나전자에대해 E/H E, E/Hp(10) 이 1.0 에접근하고있다. 이러한내용을통해유효선량당량, 유효선량, 개인선량당량이개념에서차이는있으나일반적인방사선조건과환경에서 Hp(10) 을이용하여별차이없이유효선량을평가할수있음을추론할수있다 [4]. 한편국내원자력법령에의하면원자력관계사업자는방사선장해를방지하기위해방사선량및방사성오염의측정, 건강진단, 피폭관리및방사성물질의방출량및피폭방사선량을가능한합리적으로낮게유지하기위해필요한조치를취하도록규정하고있다 [11]. 특히원자력법의하위규정인고시에서는개인선량의측정과판독에관해자세히기술하고있다 [12]. 그대표적인기술기준으로 교육과학기술부고시제 호로서판독업무등록기준및검사에관한규정고시, 제 호로서외부피폭선량판독에관한품질보증계획서작성기준고시, 제 호로서개인피폭방사선량의평가및관리에관한규정고시, 제 호로서내부피폭방사선량의측정및산출에관한규정고시등을들수있다. 이외에제 호로서방사선방호등에관한기준고시등을들수있다. 3. 주요방사성핵종과에너지 국내에서운전되고있는가압경수로원전을대상으로휴대용고성능반도체다중파고분석기 (Portable HPGe spectrometer) 를이용하여감마방사선장을측정하였다 [13]. 그결과감마선의평균에너지값의분포는가동정지중인격납건물내에서는 kev, 가동중인보조건물내에서는 kev 로나타났다. 한편가동중인원전의격납건물내에서는 Operation deck 을중심으로 5 개지점에대해 BMSS(Bonner Multiple Spectrometry System) 를이용하여중성자선장을측정하였는데, 평균에너지분포는 kev 로나타났다. 한편베타방사선오염원을규명하기위해가동정지상태의원전의격납건물내부와보조건물내부의다수지점에대해스메어 (Smear) 방법에의한시료를채집하여표면장벽형 Si 반도체검출기를이용하여에너지스펙트럼을측정한결과부식생성물인 60 Co 에의한베타에너지가지배적인것으로나타났다. 원전의대표적인고피폭작업인증기발생기작업의경우 58 Co 과 60 Co 이방사선량율에 95% 이상기여하는것으로나타났다 [14,15]. 특히방사선량의구배 (Dose gradients) 는수실위에있는 U-tubes 에서위에서아래로형성되며, 방사선량율은최소수 msvh -1 에서수십 msvh -1 이상으로높게나타났다 [16]. 그림 1 에증기발생기수실의크기와작업개요를나타내었다 [17]. 이러한증 Fig. 1. Maintenance on the steam generator in a nuclear power plant. 13 JOURNAL OF RADIATION PROTECTION, VOL.35.1 MARCH 2010

3 Table 1. TLD Readouts of Radiation Workers for the Steam Generator. Name Card ID Zone 1 (gu) Zone 2 (gu) Zone 3 (gu) Zone 4 (gu) A B C D E F 기발생기보수작업에서가슴과등에두개의열형광선량계 (Thermoluminescent dosimeter: TLD) 를패용한말단선량계현장시험이국내원전에서수행되었다. 이현장시험결과의 TLD 4 개소자의판독값을분석하고 TLD 선량평가알고리즘을이용하여해석한결과, 4 개소자의 값이각각유사하여입사방사선장이고에너지광자로판단되었다 [18]. 표 1 에 Harshaw TLD 를이용한대표적인증기발생기정비작업자의 TLD 판독값을나타내었다. 한편국내원전의증기발생기정비작업과중수로원전의압력관교체작업등또다른고피폭작업에서도손목에 TLD 를패용한말단선량계현장시험결과, TLD 4 개소자의판독값이유사하게나타나입사방사선장이고에너지광자로판단되었다 [19,20]. 그림 2 에 Panasonic TLD 를이용한현장시험과정에서감마방사선장분석을위해이용되었던 TLD 선량평가알고리즘중에서감마 Branch 를소개하였다. 한편중수로원전에서는상기와같은외부방사선피폭외에삼중수소에의한저에너지베타방사성물질에의한내부방사선피폭이전체피폭방사선량의 20-40% 를점유하는것으로나타났다 [21]. 이외에내부피폭발생가능성은낮으나잠재적인핵종으로 14 C 가중요한핵종으로조사되었다 [22]. 그림 3 에중수로원전에서내부피폭을일으 NV2 B <= P27 & P28< A & P29< E2 X-RAY ACCIDENT DEEP = (E1 x P30 + E2 x P31) /2 SHALLOW= DEEP x P32 C<= P33 & B<= P34 & P35< E2 GAMMA ACCIDENT DEEP = (E1 x P36 + E2 x P37) / 2 SHALLOW = DEEP C <= P38 GAMMA DEEP =(E1 x P39 + E2 x P40 + E3 x P41 + E4 x P42 ) / 4 SHALLOW = DEEP P43<= C LG SHALLOW= E2 x P44 DEEP = E2 x P45 D<= P46 & A< P47 LG+GAMMA X1 = ( E3 - E2 ) / P48 X2 = (E3 - X1 x P49 ) / P50 SHALLOW= X1 x P51 + X2 x P52 DEEP = X1 x P53 + X2 x P54 NV3 Fig. 2. Gamma branch of dose calculation algorithm. The details of each parameter or equation in algorithm are in reference 23 or "User's manual for the Panasonic UD-706 and UD-716 TLD Readers of Panasonic Industrial Company. JOURNAL OF RADIATION PROTECTION, VOL.35.1 MARCH

4 Fig. 3. Dominant contributors to radiation exposure in a pressurized heavy water reactor and its risk. 키는주요방사성핵종의발생현황을정리하였다. 4. 원전종사자선량평가 원전종사자에대한피폭방사선량은앞서언급한바와같이종사자별로지급한선량계나휴대용계측기를이용한개인중심의평가로이루어진다. 종사자는방사선관리구역에출입하기위해개인선량계인 TLD를패용하며, 월단위로 TLD를판독하고개인선량당량인 Hp(10) 평가하여유효선량으로보고하고있다. 이경우전자식보조선량계인 ADR(Auto Dosimetric Reader) 를동시에패용하여방사선작업과정중에자신이받은선량을점검하도록규정하고있다. 한편증기발생기나가압기와같이신체특정부위간에선량율이 30% 이상차이가나고, 1 msvh -1 이상인고방사선구역에서단일작업에서 2 msv 이상피폭이예상되는경우가슴과등부위에복수선량계를패용하여유효선량을평가하고있다 [18,23]. 이외에운전중인원전의격납건물을출입함에따라중성자피폭이예상될때는추가로중성자측정기 (Neutron survey meter) 나중성자측정용전자식보조선량계를패용하고있다. 그림 4는원전종사자의개략적인방사선량평가체계를보여주고있다 [24]. 원전종사자의외부피폭방사선량은원전의형태나운전연수에따라약간씩다르기는하나대략 80% 정도가계획예방정비기간중에발생한다 [21]. 따라서원전종사자의피폭을줄이기위해서는계획예방정비기간의단축이요구되고있고, 원전에서는방사선피폭을줄이기위한다양한계획을수립하여운영중에있다. 이러한방사선피폭원은고에너지감마선을방출하는 58 Co과 60 Co 에의한방사선피폭이대부분이다 [14,15]. 한편원전종사자의피폭방사선량을줄이기위해 1991 년이후고강도의원전방사선량저감화계획을시행중에있다 [25]. 한편방사선작업과정에서방사성물질의체내섭취가예상될때는전신계측기 (Whole Body Counter: WBC) 를이용하여방사성물질의내부방사능오염검사를실시하고내부피폭방사선량을평가하고있다 [26]. 이과정을그림 5 에나타내었다. 이러한전신계측은모든종사자에대해 1 년에한번확인목적으로감시를실시하고있다. 또한계획예방정비의시작과종료시점에대부분종사자에대해전신계측을실시한다. 또한증기발생기또는가압기와같이고피폭또는방사성물질의내부섭취가예상되는작업을수행한경우수시로특별감시 (Special monitoring) 를실시한다. 이러한전신계측기는 NaI 검출기형태의대형검출기로서빠른시간내에종사자의내부피폭방사능을측정할수있는특징이있다. 원전종사자의내부방사능계측에사용되는전신계측기의특성은다른논문에자세히기술되어있다 [27]. 이러한내부피폭방사성핵종은일반적인환경에서는대부분 58 Co 과 60 Co 과같은부식생성물이주류를이룬다. 핵연료손상과같은특별한이벤트가있는경우 131 I 과같은핵분열생성물에의한내부피폭이발생하기도한다 [27]. 특히 2002 년울진 3 호기계획예방정비기간중발생한 131 I 에의한원전종사자의내부방사능오염으로인한 WBC 를이용한전신계측, 공기중 131 I 농도를이용한섭취량의점검, KIDAC(KHNP s Internal Dosimetry Code) 내부피폭선량평가전산코드를이용한섭취량산정 (Intake estimation) 과예탁유효선량 (Committed effective dose) 평가과정을통해내부피폭선량평가과정을한단계향상시키는계기가되었다. 이러한내용은 2009 년대 15 JOURNAL OF RADIATION PROTECTION, VOL.35.1 MARCH 2010

5 원전종사자선량평가주요분야 Fig. 4. Radiation management system for NPP workers (WBC: Whole Body Counter, ALARA: As Low As Reasonably Achievable). 한방사선방어학회지에게재된다른논문에자세히기술되어있다 [27,28] 원전종사자의내부방사능오염의경우실질적인내부피폭이라기보다는신체외부표면에부착된외부오염이대부분이었다. 이경우신체제염을실시하여재측정을수행하나제염이안되는경우내부방사능오염으로간주하여내부피폭방사선량으로평가한다. 그러나이경우방사성물질이신체표면에위치하므로선원과검출기거리가짧아지고, 신체내부에위치하는경우신체에의한차폐가이루어지나외부오염인경우차폐없이계측되므로측정된내부방사능은매우보수적으로나타나게된다. 이러한점을고려하여 WBC 를이용한신체내부와외부방사능오염측정값의비율을이용하여신체외부와내부오염을구분하도록내부방사능측정체계를개선한전신계측방법을원전에적용중에있다 [29]. 중수로원전의경우감속재와냉각재로중수를사용하고있어중성자의방사화과정에의해다량의삼중수소가생성되고그중에일부는방사선작업공간의공기중으로누설되고있다. 이에따라중수로원전에서는삼중수소에의한내부피폭방사능을측정하기위해뇨시료를 15 일간격으로제출하도록규정하고있다 [30]. 이렇게 15 일간격으로뇨시료를제출함으로써, 외부피폭방사선량측정과평가과정에서요구되는피폭방사선량평가의허용준위 0.5 와상호조화를이루도록추구하고있다 [31-33]. 한편제출된뇨시료는형광체 (Scintillator) 와섞어혼합용액 (Cocktail) 을제조하여액체섬광계수기 (Liquid scintillation counter: LSC) 로단위방사능을측정한다. 이과정을그림 5 에서나타내었다. In vivo method Measurement of internal radioactivity (Whole Body Counter) Review of RWP and access records Determination of time after intake Intake estimation In vitro method Submission of urine samples Preparation of LSC cocktail Liquid scintillation counting Individual worker & Health physicist Health physicist Health physicist CED Calculation CED Calculation Health physicist Reporting dose records Retention of dose records Reporting dose records Retention of dose records Health physicist Fig. 5. Process of internal dose estimation for NPP workers (CED: Committed Effective Dose, LSC: Liquid Scintillation Counter). 이방사능을신체전체의방사능으로환산하고여기에선량환산계수를곱하여삼중수소에의한내부피폭방사선량을산출하고있다 [30]. 한편이렇게산출된내부피폭방사선량은외부피폭방사선량과합산하여유효선량으로관리된다. 한편중수로원전의잠재적인내부방사능 JOURNAL OF RADIATION PROTECTION, VOL.35.1 MARCH

오염핵종인 14 C 에의한내부방사능오염가능성이월성 1 호기주기적안전성평가 (Periodic Safety Review: PSR) 과정에서제기되었다 [34]. 이에따라중수로원전종사자의뇨시료중의 14 C 내부방사능오염을측정하기위한삼중수소와 14 C 동시측정방법을개발하였고, 이를방사선관리실무에적용중에있다 [22].

6 오염핵종인 14 C 에의한내부방사능오염가능성이월성 1 호기주기적안전성평가 (Periodic Safety Review: PSR) 과정에서제기되었다 [34]. 이에따라중수로원전종사자의뇨시료중의 14 C 내부방사능오염을측정하기위한삼중수소와 14 C 동시측정방법을개발하였고, 이를방사선관리실무에적용중에있다 [22]. 한편개발된방법을적용하여중수로원전종사자의 14 C 내부피폭가능성을평가한결과내부오염가능성은없는것으로확인되었다 [22]. 한편중수로원전종사자는방사선작업종료후에뇨시료를제출하여공기중삼중수소의섭취에따른내부피폭선량을평가하고있다. 이경우종사자가제출한뇨시료는삼중수소가체내에서평형에도달한대표시료 (Representative sample) 라는전제를필요로한다. 국제방사선방호위원회 (ICRP) 의간행물과삼중수소의인체평형에대한캐나다의실험결과에의하면체내로유입된삼중수소는수시간이후평형에도달한다고기술하고있다 [35]. 그런데원전에서는계획예방정비기간동안일시에많은작업이진행되고빈번한종사자의출입으로, 방사선작업종료후제출하는뇨시료를섭취후평형에도달하는약 2 시간경과이전에제출하거나, 지연하여제출하는경우가발생할수있다. 이러한상황을고려하여방사선작업종료후종사자가제출하는시간대별뇨시료중의삼중수소농도를측정하였고, 이를근거로체내삼중수소의농도에대한변화추이와선량평가에미치는영향을분석하였다. 그결과종사자의뇨시료는대부분삼 Tritium C oncentraion (Bq/cc) (a) Right Before Right After After 2 Hours After 8 Hours After 1 Day After 3 Days After 7 Days A B C D E F G H I J K L M N O 중수소섭취후 2 시간정도에신체내에서평형에도달하는것으로확인되었다 [35]. 그림 6 에중수로원전종사자의뇨시료제출시간에따른농도변화를나타내었다. 이러한내부피폭방사선량은경수로원전고피폭예상작업종사자의삼중수소와 14 C 의내부방사능오염가능성을평가한결과, 원전종사자의내부피폭이전체피폭에서차지하는비율은중수로원전에서발생하는삼중수소를제외하면 1% 미만으로나타나고있다. 중수로원전의삼중수소에의한내부피폭선량은연도별로계획예방정비의수준에따라다르기는하나대략 20-40% 수준으로나타나고있다. 한편이러한점을종합적으로고려하면국내원전에서내부피폭방사선량은전체피폭방사선량의약 7% 수준으로집계되고있다 [21]. 5. 방사성유출물관리와원전주변주민의선량평가 원전에서는다양한방사성핵종이생성되고, 그중에일부는계통에서작업공간으로누설된다. 이렇게누설된핵종은방사성폐기물처리계통이나감쇄계통에서제거되나일부는배기굴뚝 (Stack) 의방출감시시스템을통해환경으로배출되고있다. 일반적인기체방사성물질감시시스템은방출유량을적산하고대표시료를채집하여방사능을계측한다. 한편액체방사성폐기물의경우배출가능한농도인가를판단하여냉각수로희석하여바다로흘려보낸다. 그림 7 에원전의배기굴뚝에서방출과정을개략적으로나타내었다. 이에따라원전주변에거주하는주민은이러한방사성물질에의한직접적인외부방사선피폭이나방사성물질이식물이나동물로전이되어오염된음식물을원전주변주민이섭취하는경우내부피폭이발생한다. 따라서원전의방사성유출관리는원전주변주민에대한선량평가로바로이어지게된다. 이경우종사자선량평가와는다르게배출된방사성물질의양을정확히알고있는경우로개인중심의측정과평가보다는확산과복잡한피폭경로를고려한선원중심의평가가주류를이룬다 [1]. 원전주변주민에대한선량평가는 3 H, 14 C, 133 Xe, 135 Xe, 41 Ar, 131 I 등이주요방사성핵종이라할수있다 [36]. 한편방출된핵종에의한피폭방사선량의비율은 3 H 와 14 C 에의한저준위방출핵종에의한오염된음식물 Time for Urine Sample Submission (b) Fig. 6. Change of tritium concentration (based on each effective half-life) in urine after exposure at Canadian NPPs (a) and change of tritium concentration for radiation workers(a-o) at Korean Wolsong NPPs (b). Fig. 7. Discharge process of radioactive effluents from NPP stacks. 17 JOURNAL OF RADIATION PROTECTION, VOL.35.1 MARCH 2010

7 섭취로부터일어나는내부피폭이전체피폭방사선량의 80% 이상으로대부분을차지하고있다 [36]. 그런데 2002 년말울진 3 호기계획예방정비기간중에는핵분열생성물인 131 I 의환경방출에따라원전주변주민의피폭방사선량이높게나타나기도하였다 [27,28]. 한편 2004 년말영광 5 호기에서발생한일차냉각수의탈염수계통으로누설과같이특별한이벤트가있는경우 58 Co, 60 Co 등부식생성물에의한피폭방사선량이높게나타났다 [37]. 원전주변주민에대한전체피폭방사선량은연간부지별로대략 6-8 μsv 정도이며, 기체방사성물질에의한피폭이대부분이다. 액체방사성물질에의한원전주변주민의피폭은전체피폭방사선량의 5-10% 수준으로나타나고있다 [36]. 최근원전방사성유출물관리에서관심을끄는것은원전지하로삼중수소의비계획누설 (Unplanned release) 을들수있다 년미국엑슬런 (Exelon) 사의브레드우드 (Braidwood) 원전에서는순환수블로우다운 (Blowdown) 계통에서지하를통해소외로삼중수소가누설되어큰이슈를일으키기도하였다. 누설된삼중수소농도는우려할만큼높은수준은아니었으나비계획누설이일어났다는점을중시하고있다. 이에따라미국 NRC 를중심으로상세한조사와방지대책을시행중에있다 [38]. 한편원전방사성유출물관리에서잠재적인방사성핵종중의하나가 14 C 이다 [39]. 이핵종에대해미국에서 년대 Carbon-14 의방사선학적위해를인지하고 US EPA(Environmental Protection Agency) 와 US NRC 에서 14 C 감시의필요성이제기되었으나, 피폭방사선량평가결과규제를요구할수준이아닌것으로나타났다. 이결과에의하면 BWR(Boiling Water Reactor) 원전에서 Carbon-14 배출로인해원전주변주민이받을수있는최대개인선량 (Maximum individual dose) 은 msvy -1 (0.86mremy -1 ) 라고평가하였다. 당시이러한평가결과를반영하여 1970 년대 Regulatory guide 1.21 의개정과정에서 14 C 가감시항목에서제외되었다. 이에따라당시미국의대부분원전에서 14 C 를방사성유출물로서감시하지않았으며, 방출과주민선량평가를연계시키지않았다. 그런데일부원전에서는 1980 년대 14 C 측정결과를기반으로주민선량평가에연계하고있음을확인하였다. 최근에미국에서는 14 C 의감시필요성을다시논의하기시작하였으며, 그결과 2009 년에발간된 USNRC 의방사성유출물관리기준인 Regulatory guide 1.21 개정판에서 Carbon-14 감시에대해시설운영자의자발적인평가결과를근간으로감시여부를결정하도록유도하고있다. 이러한조치에따라미국원전에서는 14 C 에대한감시여부를결정하는데필요한기초조사가원전과관련기관을중심으로진행중에있다 [39]. 따라서국내원전에서의 14 C 감시방안의결정에미국원전의감시기술동향을면밀히추적하여반영할필요가있다고판단된다. 6. 맺는말 원전에서는다양한핵종이발생하나원전종사자와방사성유출물관리측면에서중요한핵종은 3 H, 14 C, 58 Co, 60 Co, 137 Cs, 131 I 등으로많지않다. 따라서이들핵종에대한관심과적절한관리가핵심이라고말할수있다. 한편방사선피폭관리에서는이벤트에의해발생하는예상치못한방사선피폭에유의하여야한다. 특히 3 H와 14 C는배출관리측면에서중요한핵종으로관심과저감에노력이필요한실정이다. 감사의글본논문은한국수력원자력 ( 주 ) 와한전전력연구원의전력사공동중장기연구개발사업에의해수행되었습니다. 이논문은 2009 년원전방사선관리워크샵발표자료를토대로작성되었습니다. 참고문헌 1. 김희근. 원전의주요방사성핵종과피폭방사선량평가. 원전방사선관리워크샵 International Commission on Radiological Protection Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication 60. Pergamon Press, International Commission on Radiological Protection. The 2007 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication 103. Pergamon Press, International Commission on Radiological Protection. Conversion Coefficients for Use in Radiological Protection against External radiation. ICRP Publication 74. Pergamon Press, Oxford, UK, International Commission on Radiological Protection. Individual Monitoring for Internal Exposure of Workers. Replacement of ICRP publication 54, ICRP Publication 78. Pergamon Press, Oxford, UK, International Atomic Energy Agency. Basic Safety Standards for Protection against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources. IAEA Safety Series No. 115, Vienna, International Atomic Energy Agency. Methods for Assessing Occupational Radiation Doses Due to Intakes of Radionuclides. IAEA Safety Report Series RS-G-1.2, International Atomic Energy Agency. Methods for Assessing Occupational Radiation Doses Due to External Sources of Radiation. IAEA Safety Report Series RS-G-1.3, International Atomic Energy Agency. Draft Report of Basic Safety Standards for Protection against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources. IAEA, Vienna, American National Standards Institute. An American National standard for Dosimetry - Personnel Dosimetry performance - Criteria for Testing. Health JOURNAL OF RADIATION PROTECTION, VOL.35.1 MARCH

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9 An Effects of Radiation Dose Assessment for Radiation Workers and the Member of Public from Main Radionuclides at Nuclear Power Plants Hee Geun Kim, Tae Young Kong, Woo Tae Jeong and Seok Tae Kim Korea Electric Power Research Institute Abstract - In a primary system at nuclear power plants (NPPs), various radionuclides including fission products and corrosion products are generated due to the complex water conditions. Particularly, 3 H, 14 C, 58 Co, 60 Co, 137 Cs, and 131 I are important radionuclides in respect of dose assessment for radiation workers and management of radioactive effluents. In this paper, the dominant contributors of radiation exposure for radiation workers and the member of public adjacent to NPPs were reviewed and the process of dose assessment attributable to those contributors were introduced. Furthermore, the analysis for some examples of radiation exposure to radiation workers and the public during the NPP operation was carried out. This analysis included the notable precedents of internal radiation exposure and contamination of demineralized water occurred in Korean NPPs. Particularly, the potential issue about the dose assessment of tritium and carbon-14 was also reviewed in this paper. Keywords : Radionuclide, Dose assessment, Radiation worker, and Public Effluents, Nuclear power plants, Tritium, Carbon-14 JOURNAL OF RADIATION PROTECTION, VOL.35.1 MARCH

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<3128C0E5C0CEBCF6292E687770> 기술논문 원전종사자의말단선량평가를위한고피폭접촉방사선장특성분석 김희근, 공태영한전전력연구원 2009 년 8 월 19 일접수 / 2009 년 9 월 28 일 1 차수정 / 2009 년 10 월 5 일채택 원전계획예방정비기간증기발생기수실작업등은매우높은방사선량율을보이는지역으로, 짧은시간동안작업으로종사자는높은피폭을받을가능성이있다. 특히, 방사성물질과접촉작업을하는손부위에서고피폭이예상된다.