KINSjHR 차년도최종보고서 방사성폐기물규제기술개발 원자력발전소제염 해체안전생평가방법개발 Study on the Safety Evaluation Method Development for D & D of Nuclear Power Plant 연

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1 KINSjHR 차년도최종보고서 방사성폐기물규제기술개발 원자력발전소제염 해체안전생평가방법개발 Study on the Safety Evaluation Method Development for D & D of Nuclear Power Plant 연구기관 : 한국수력원자력주식회사원자력환경기술원 한국원자력안전기술원

2 p ~ 二 ~ 등롤 r 한국원자력안전기술원장귀하제본보고서를 원자력발전소제염 해체안전성평가방법개발 과제 2004 년 2 월연구기관명 : 한국수력원자력주식회사원자력환경기술원의 4 차년도최종보고서로제출합니다. 운두수권조진옥상기학중영 경은신강김손최이고자원원원원원원이n책구구구구구구구연연연연연연연처리연구그룹장 : 김경덕연구개발실장 : 하종현

3 요약문 I. 제목 원자력발전소제염 해체안전성평가방법개발 II. 연구개발목적및펼요성 원자력발전소의해제는운전수명이종료된원자력설비를안전하게처리 / 해체하 여시설내잔존방사능을제거또는제한함으로서환경에미치는영향을최소화하는 데그목적이었다. 원자력선진외국에서는오래전부터국가적차원에서해체관 련규제지침및 기술개발에상당한진전을이룩하여연구개발단계에서실용기술 단계로접어들었다. 우리나라는 1978년고리 1호기의운전개시를필두로현재 1871 가운전중에있으며 / 계속후속기건설을추진중에있다. 고리 1호기의경우수명연장여부에따라달라지겠지만 2008년이되면설계수명이종료될것이므로본시설을어떻게안전하게해체해야할것인지가매우중요한문제로대두되고있다. 이에따라원자력발전소를해체할때해체관련안전성확보를위한요소기술들즉 / 방사능재고량평가기술 / 주민피폭선량평가기술, 부지잔류방사능평가기술및해체관련표준안전성평가기술을조속히확보할필요가였다. 원자력시설및부지는설계수명이종료함에따라제한적으로사용하거나일반인이자유롭게사용하기위해서제염및해체가필요하다. 해체는일반적으로허가받은자가허가받은활동을중단하기로결정함으로시작된다. 원자력발전소의경 우해체절차는상당히복잡하다. 이는방사능오염이물질과장비등의이동 y 방사 화 / 대기및수중확산으로인하여부지및주변환경으로다양하게진행되어있을 가능성이많기때문이다. 미국에서는반경수백 Km 에이르는군사용핵시설로부터 규모가작은의료용병원에이르기까지방사성물질의제조 / 사용및보관동의활 동에의하여방사성오염이발생하는곳이많다. 이러한시설들은궁극적으로제염 및 해체를하여야할것이다. 이러한제염빛해체시에부지내방사선측정및부

4 가종킥 모 지특성조사방안을수립하기위하여기존의여러방사선측정및부지내선량조 사기준을통합하여미국의 EPA, NRζ DOE 및 DOD(Department of Defence) 에서는표준절차서 MARSS1M(Multi-Agency Radiation Survey and Site 1nvestigation Manual) 을제정하였으며 / 여기서는방사능측정계획의수립 / 측정계획의실행 / 측 정결과의평가등일련의모든과정을기술하고있다. 국내의경우 / 상용원전의해체를대비하여해체부지의개방기준및부지잔류방사능조사지침서의개발이필요하다. m. 연구개발내용및범위표원자력발전소제염및해체에따른안전성평가기술확립 나. 연차별연구목표 2000년도 - 원자력발전소해체관련안전성평가기본체계 ( 안 ) 구축 2001 년도 - 방사화및표면오염방사능재고량분석및평가 (1) - 원자력발전소해체시방사선영향평가 ( 주민피폭선량평가 ) 체계수립 (1) 2002년도 - 방사화및표면오염방사능재고량분석및평가 (II) - 원자력발전소해체시방사선영향평가 ( 주민피폭선량평가 ) 체계수립 (II) O 당해연도 (2003 년도 ) - 원자력발전소해체후방사선조사지침 ( 안 ) 구축 2004년도 - 원자력발전소해체관련표준안전성평가계획서작성및안전성평가체계확립

5 N. 연구개발결과 가. 해체후부지잔류방사능측정사례조사 o Fort. St. Vrain ( 미 ) 원전사례 - MARSSIM(NUREG-1575) 발표이전의 NUREGj CR-5849에따라실시 - 잠재적오염도에따라 Survey 단위분류. Unaffected Survey unit. Non-suspect affected survey unit. Suspect affected survey unit - 오염지역별측정방법및측정장비조사 Maine Yankee 원전 ( 미 ) 사례 - MARSSIM(NUREG-1575) 을적용한최초의원전사례 - 잠재적오염도에따라오염지역분류. Non-impact Area( 비오염지역 ). Impact areas( 오염지역 ) : Class 1, 2, 3로분류 나. 부지잔류방사능측정지점및측정방법 O 오염지역분류기준및측정방법검토 1HIrT Class 1 Sampling 근r 정의측정범위 방법 Hot spot 및과거오염이력있음 100% 오염도가 DCGL을초과할우려가있는지역 Hot spot 및과거오 Class 염이력없음 2 O 오염도가 DCGL이하 Systematic - 전지역의 Hot spot 유무확인 Systematic 10 ~ 100% - 오염가능성이높은지역을중심으로실시 - Hot spot 없는것을 지역확인 10% Class 오염가능성이거의 - 전문가의판단에의해 Random 3 없는지역오염가능성이높은 구역만실시 Survey 단위면적 건물 최대 100m 2 토양 최대 2,OOOm' 2, ~ 1,000m' 10,000 m' 구속 없음 구속 없음

6 측정지점의수및위치결정방법검토 오염지역내측정지점의수결정. WRS test를이용한측정지점수결정. Sign test를이용한측점지접수결정 - Survey 단위내측정지점의위치결정방법 측정지점의개수와측정단위의면적을이용하여계산된격자칸격에따라 측정지점위치결정 다. 해체부지내잔류방사능조사지침 ( 안 ) 수립 해체부지내잔류방사능조사절차수립 - 1단계 : 부지운영이력평가 - 2단계 : 오염범위조사 - 3단계 : 오염현황상세조사 - 4단계 : 제염복구지원조사 - 5단계 : 부지개방을위한최종부지조사 부지개방기준평가방법제시 오염물이자연방사능준위에존재할경우 조사결과가장큰조사단위측정과가장작은참고지역측정사이의차가 DCGLw 보다적다조사단위평균과참고지역평균의차가 DCGLw보다크다어떠한조사단위측정과어떠한참고지역측정사이의차가 DCGLw보다크고조사단위평균과참고지역평균 결론조사단위는해체기준만족조사단위는해체기준불만족 WRS test와 DCGLEMC 수행 사이의차가 DCGLw 보다적다 오염물이자연방사능준위에존재하지않을경우 조사결과모든측정들이 DCGLw보다적다평균이 DCGLw보다더크다어떤측정은 DCGLw보다크고평균은 DCGLw보다적다. 결론조사단위는해체기준만족조사단위는해체기준블만족 Sign test와 DCGLEMC 수행 - IV

7 라. 잔류방사능조사절차를위한점검표작성 v. 연구개발결과활용방안 O 향후원전부지해체시부지잔류방사능조사지침서개발에활용 원자력발전소해체관련표준안전성평가계획서작성및안전성평가체계수 립에활용 - v -

8 SUMMARY 1. TITLE Study on the Safety Evaluation Technology for D&D of Nuclear Power Plant n. PURPOSE AND NECESSITY OF THE STUDY The final goal of decommissioning of nuclear power plant is to remove or to isolate the radioactivity existing at the nuclear facilities which are confronted with termination of operation. The regulatory guidance 따ld technologies of decommissioning have been developed strategically in some advanced countries. They have already stepped into the application stage from the research and development stage. In Korea, with its first operation of KORI-1 in 1978, total eighteen nuclear power plants are now in operation. Considering the operation lifetime, KORI-1 is due to terminate the operation in 2008 even though it has uncertainty of its lifetime extension. Therefore, it is time to consider how to decommission KORI-l safely and deliberately. For this, decommissioning technologies including the evaluation of radioactivity invento다r and radiation dose, site investigation planning and SRP(Standard Review Plan) shall be developed. Due to the termination of design life, the facility and site of nuclear power plant should be decontaminated and decommissioned to be used restrictedly or unrestrictedly by the public. Generally decommissioning will be started by licensee who decides the stop of licensed activity. In case of the nuclear power plant, decommissioning procedures are very complex. Because the probability of variously spreading radioactive contamination throughout the site and environments is high due to the transportation, activation and diffusion of radioactive material 뻐d equipment. In USA, there are many radioactively contaminated areas by manufacture, use and keeping of radioactive material. These areas encompass mi1itary nuclear facility whose radius is several hundred - VII -

9 kilometers and smal1 hospitals. Ultimately, these facility should be decontaminated and decommissioned. To set up the standard plan for radiation measurement 뻐d characterization of the site in case of decontamination 뻐d decommissioning, EP A, NRζ DOE and DOD integrated several radiation measurement standards and dose assessment st없ldards of contaminated sites and final1y established standard procedures, MARSSIM(Multi-Agency Radiation Survey and Site Investigation Manual). MARSSIM includes al1 procedures such as pl없lning of radiation measurement, perform뻐ce of radiation measurement 뻐d assessment the results of measurement. In Korea, the development of the standard manuals including radiological release criteria 따ld residual radioactivity investigation plan of decommissioned sites is needed to prepare for the future decommissioning of commercial nuclear power plants. ill. CONTENTS AND SCOPE OF THE STUDY A. Final Goal Establishment of Safety Evaluation Technology for D&D (Decontamination and Decommissioning) of Nuclear Power Plant B 빼빼y G 떼 Year Establishment of Basic Safety Evaluation System for D&D of Nuclear Power Plants Year Analysis and Evaluation on Radioactive Inventory and Surface Contamination(l) - Evaluation of Radiation Effect to Environment (Dose Calculation for the Residents) (1) Year Analysis and Evaluation on Radioactive lnventory and Surface - VIII -

10 Contarnination(II) - Evaluation of Radiation Effect to Environment (Dose Calculation for the Residents) (11) Year Establishment of Radiation Survey Guideline Year 2004 Preparation of Standard Evaluation Plan and Establishment of Standard Safety Evaluation System for D&D N. RESULTS A. Review the residual radioactivity measurement after decommissioninig For t. St. Vrain - Performed by NUREGjCR-5849(prior to MARSSIM) - Classification of survey unit by the magnitude of potential contaminatíon Unaffected survey unit Non-suspect affected suπey unit Suspect affected survey unit - Investigation of measurement method 따ld instruments according to the contaminated areas Maine Yankee - First case using MARSSIM(NUREG-1575) - Classification of contamination area by the magnitude of potential contamination Non-impacted area Impacted area Class 1, 2, 3 - IX -

11 B. Residual radioactivity measurement locations and methods of the sites Cl assification standard and measurement methods of contaminated area Classify Definition Samp1ing method Survey Coverage Survey Area Structure Soil Areas that have, or had prior to remediation a potential for Class 1 radioactive Systematic 100% contamination(hot Spot), or known contamination above the DCGL Areas that have or had prior to remediation, a potential for Class 2 radioactive contamination or known contamination, but are not expected to exceed to the DCGL Any areas that are Class 3 not expected to 10% Random contain 없ly residual radioactivity Systematic % ~ Maximum Maximum 100m' 2,000m' 100 2,000 1,000m' Ignore Reviewed the decision methods for the points 따ld locations of measurement - Decision methods of the measurement points in contaminated area Decision of the measurement points using WRS test Oecision of the measurement points using Sign test - Oecision method of the measurement locations in survey unit Decision of the measurement locations according to the calculated grid intervals using the measurement points and areas of survey unit - x -

12 C. Establishment of the guideline for a radiation survey and site investigation Established a procedure for a radiation survey and site investigation - Historical Site Assessment - Scoping Survey - Characterization Survey - Remediation Action Support Survey - Final Status Survey o Evaluation method to identify if the areas meet the site release criteria Radionuclide in background Suπey result Conclusion Difference between maximum survey unit measurement and minimum reference area measurement in less than DCGLw Difference of survey unit average and reference area average is greater than DCGLw Difference between any survey unit measurement and any reference area measurement greater than DCGLw and the difference of survey unit average and reference area average is less than DCGLw Survey unit meets release criteria Survey unit does not meet release criteria Conduct WRS test and elevated measurement companson Radionuclide not in background Survey result Al1 measurements less than DCGLw Conclusion Survey unit meets release criteria Average greater than DCGLw Survey unit does not meet release criteria Any measurement greater than DCGLw and the average less than DCGLw Conduct Sign test and elevated measurement comparison D. Preparation of checklist for the residual radioactivity investigation procedures. 씨

13 V. APPLICATIONS Use to develop the guideline of a radiation survey and site investigation in the future Use to prepare a standard review plan and establish a standard safety evaluation system for D&D - XII -

14 목 차 제 1 장서론... 1 제 2장본론... 3 제 1절해체후부지잔류방사능측정사례 Fort St. Vrain 원자력발전소 Maine Yankee 원자력발전소 Haddam Neck 원자력발전소 제 2절부지잔류방사능측정지점및측정방법 DCGL 및오염지역분류 측정지점수및위치결정방법 측정지점의시료측정방법 조사계측장비선정방안 제 3절부지잔류방사능조사절차 부지운영이력평가 오염범위조사 오염현황상세조사 제염복구지원조사 최종부지조사 제 3장결론 참고문헌 XIII -

15 표목차 표 1-1 FSV 원전시설해체를위한오염지역그룹... 5 표 1-2 각오염지역별측정방법... 6 표 1-3 무제한개방을위한 Fort St. Vrain 방출제한치... 6 표 1-4 각 Group별측정조사결과... 8 표 1-5 오염지역별측정범위 표 1-6 Maine Yankee 원전에서적용하고있는분석형태에따른 MDC 표 1-7 Maine Yankee Plant 해체계획표 표 1-8 Haddam Neck Plant 조사단위의측정범위 표 1-9 Haddam Neck Plant에서사용된계측기종류 표 1-10 Haddam Neck Plant 해체계획표 표 2-1 건물에서의부지개방유도농도기준 표 2-2 토양에서의부지개방유도농도기준 표 2-3 MARSSIM에서의오염지역분류기준 표 2-4 수용가능한결정오차율및이에따른결정오차분율 표 2-5 오염이자연방사능준위에존재할때 / 주어진상대구간값에대한 Pr 값.. 37 표 2-6 오염이자연방사능준위에존재하지않을때 y 주어진상대구간값에대한 Sign P 값 표 2-7 WRS Test 방법을이용한 Nj2의값 표 2-8 Sign Test 방법을이용한 N의값 표 2-9 Outdoor Area Dose Factors 의실례 표 2-10 Indoor Area Dose Factors 의실례 표 3-1 부지운영이력평가점검표 표 3-2 오염지역의분류기준 표 3-3 오염범위조사점검표... - XIV -

16 그렴목차 그림 1-1 HNP 원전에서의 ALARA Cleanup level 설정과정 그림 2-1 Hot Spot 지역에서의 DCGLEMC 계산과정 그림 2-2 삼각형모형을이용한측정위치결정사례 그림 2-3 JPDR에서의콘크리트표면으로부터의시료채취방법 그림 2-4 오염여부에다른시료채취절차도 그림 2-5 직접측정과시료분석을위한현장조사계측기선정흐름도 그림 3-1 해체부지의잔류방사능조사절차 그림 3-2 통계적방법에의한측정지점의수 (N) 확인을위한흐름도 그림 3-3 Class 1 조사단위내잠재적으로높아진방사능지역의평가에펼요한자료확인흐름도 그림 3-4 측정지점선정을위한절차흐름도 xv -

17 제 1 창서론

18 론제 1 장서 원자력발전소의해체는운전수명이종료된원자력설비를안전하게처리 y 처분하는최종마무리과정으로서이미원자력선진외국에서는오래전부터국가적차원으로해체관련규제지침및기술개발에상당한진전을이룩하여연구개발단계에서실용기술단계로접어들었다. 우리나라는 1978년고리 1호기의운전개시를필두로현재 1871 가운전중에았으며, 계속후속기건설을추진중에있다. 고리 1호기의경우수명연장여부에따라달라지겠지만 2008년이되면고리 1호기설계수명이종료되므로본시설을어떻게안전하게해체해야할것인지가매우중요한시점이되었다. 이에따라원자력발전 소를해체할때해체관련안전성확보를위한요소기술들즉 / 방사능재고량평가 기술 / 주민피폭선량평가기술 / 부지잔류방사능을확인할수았는방사선 / 능조사체계그리고해체관련표준안전성평가기술등의개발이시급한실정이다. 미국에서는반경수백뼈에이르는군사용핵시설로부터규모가작은의료용병원에이르기까지방사성물질의제조 / 사용및보관등의활동에의하여방사성오 염이발생하는곳이많다. 이러한시설들은궁극적으로제한적으로사용하거나일 반얀이자유롭게사용하기위하여제염및해체를하여야한다. 이러한제염및해체시에부지내방사선측정및부지특성조사를세우기위하여기존의여러방사 선측정및부지내선량조사기준을통합하여미국의 EP A(Environmental Pr 이 ection Agency), NRC(Nuclear Regulatory Commission), DOE(Department of Energy) 및 DOD(Department of Defence) 에서는표준절차서인 MARSSIM(Multi Agency Radiation Survey and Site Investigation Manual, NUREG-1575 Rev. 1) 을 제정하였다. MARSSIM 은방사성물질로오염된지역및 시설에서의방사선측정 및조사를위하여만들어졌다. 여기에는방사능측정계획의수립 / 측정계획의실행 / 측정결과의평가등일련의모든과정이포함된다. 본보고서는원자력시설해체시사용부지의무제한적개방또는제한적개방을위해 MARSSIM을근간으로해외해체사례등을조사하여부지내잔류방사능을조사하는절차를제시하였다. 본연구에서제시된부지잔류방사능조사절차는크게부지운영이력평가 / 오염범위조사 / 오염현황상세조사 / 제염복구지원조사및최종부지조사단계로구분되며각단계별주요목적및필요항목들그리고평가점검사항등에대하여기술하였다.

19 본보고서는서론 y 본론 / 결론으로구성되어있으며본론의제 1 절에는해체후부 지잔류방사능측정사례둥을조사하여기술하였고 y 제 2 절에는 MARSSIM 에서제 시하고있는부지잔류방사능측정지점의수및 위치그리고시료채취방법및 해체부지에서잔류방사능을측정하기위해사용되는계측장비의선정방안등을 l 마지막으로제 3 절에는해외원전해체부지의사례와 MARSSIM 에서제시하고있는 절차등을분석하여부지잔류방사능조사절차를제시하였다. 끼/ -

20 제 2 창펀론

21 제 2 장본론 제 1 절해체후부지잔류방사능측정사례 1. Fort St. Vrain 원자력발전소 1.1 개요미국의 해체 원전중하나인 Fort St. Vrain(FSV) 원전은 MARSSIM(NUREG- 1575) 발표이전의 NUREG/ CR-5849 에 따라해제작업을수행한원전으로서최초 의 상업용고온가스냉각형 원자로 (HTGR) 이며, Public Service Company of Colorado(PSCo) 사소유의 330 MWe 발전소였다. 1968년에건축공사를시작하였으 며 l 연료는 1973년에장전되어 1976년에처음으로전기를생산하였다. 1차냉각재로물을사용하는미국의대부분상업의원전과달리, FSV 원전은냉각재로서헬륨을사용하였다. 모든 1 차원자로구성품은원자로용기 (PCRV Pre-Stressed Concrete Reactor Vessel) 내에수용되었는데 I 벽두께 9 ft, 상부와하부 두께가각각 15 1/2 ft 그리고높이 106 ft 인 monolithic 콘크리트구조물이었다. PCRV는해제과정동안제거되는방사능의 95% 이상을포함하고있기때문에해체설비중매우중요하다. FSV 원전은다량의 PCRV 차폐체와우수한연료성능으로현저한방사선학적운전성능을가지고가동되었다. 그러나수많은작업상의문제점과규제지연때문 에 발전소는이용율이약 15% 로좋지않았다. 운전비용과연료비용을조달하는데 여러해 어려움이있었기때문에, PSCo 사는 1990 년 6 월에설비를정지하기로결정 했다. 1989년 8월발전소는결정적인장비고장과정지를경험했다. 제어봉구동장치문제와증기발생기 ring header 균열에대한복구작업이 5 년이라는시간과백만달러정도의보수비용이필요한것으로판단됨에따라 PSCo사는 1989년 8월에 FSV 원자력발전소를영구히정지시켰다. FSV 원전이영구히정지된후 PSCo사는유용한해체대안을검토하였으며미 래의폐기물처분비용 / 계속되는채무 y 그리고미래의규제및정치적불확실성등 을고려하여설비및부지를즉시해체 (DECON) 하는것으로결정하였다. PSCo 사는 FSV 원전부지의무제한개방을위한방사선제한치를만족할때까 지 모든주요방사능물질을제거하기위해해체계약자를선정하였으며 / 경영 ( 관 리 ) 과기술 ( 공사 ) 분야는 Westinghouse, 불리적해체와물질의제거활동분야는 q u

22 Morrison-Knudsen, 방사선방호와 방사성 폐기물 관리 분야는 생태과학자그룹 (Sc ient표 ic Ecology Group(SEG)) 으로구성된 Westinghouse Te없n이 담당하게되었 다. 초기의몇몇시험과발전소해체조사사업과달리 PSCo사는부지의무제한개 방제한치를충족시키기위해필요한설비만제거하는것이사실상비용측면에서 효과적이라고판단하여 Fort St. Vrain 원전의모든발전소설비를제거하지않는 해체작업을실시하였다. 표면에 있는잔류방사능을제염하기위해 grinding, chiseling, jack-hammering, grit-blasting, scabbling, hydro-lazing, wire-brushing, scrubbing, wiping, 라ld washing과같은방법들을사용하였다. 해체활동은 1992년 8월부터 1996년 3월까지 수행되었다. FSV 원전으로부터제거된저준위방사성폐기물양은 286,000 fe 정도로 서 방사능 70,000 ci 와 17 million pounds 에달했다. 총누적작업자피폭은적극 적인 ALARA 프로그랩으로예상피폭선량 433 person-rem 보다적은 379 person-rem 이었다. 이것은특히발전소표면의방사능준위가예상했던것보다더높았고방사선제한구역에서총작업시간이 800,800 hr로서처음에예상한 233,100 h 보다 3배이상이었다는점에서주목할만하다. 대체로전형적인건설사업보다사건발생율과노동력감소로우수한산업안전또한유지되었다. 1.2 부지오염지역분류 FSV 원전은해체부지의무제한적개방을위해부지내잠재적오염도 / 요구되는측정및시료채취위치의선정 / 상세조사요건및적용가능한규제값과측정결과의비교동을고려하여해당부지를 Unaffected survey unit, Non-suspect affected survey unit 및 Suspect affected survey unit로구분하였다. Unaffected survey unit은발전소운영이력자료와이전의부지조사정보를토대로인허가물질이존재하지않으며잠재적방사성오염이없는지역으로정의하였다. 그랴나연허가물질의사용흔적또는오염및제염복구이력이있는지역의경우에는 Unaffected survey unit에서제외하였다. 특히총표면방사능값이규제값의 25 % 를초과하거나최소검출방사능 (MDA Minimun Detectable Activity) 값을초과하는지역또는제거가능한표면방사능값이규제값의 10 % 를초과하거나 MDA 값을초과하는지역은 Unaffected survey unit에서제외하였다 Non-suspect affected survey unit은발전소운영이력자료 / 알려진방사성오염물질또는이전의방사선학적조사를토대로잠재적방사성오염이있는지역이나 / 제거가능한평균또는총표면방사능값이규제값의 25 % 를초과하거나사용장비의 MDA 값을초 - 4 -

23 과할것으로예상되지않는지역으로정의하였다. 또한 Suspect affected survey unit 은인허가불질이존재하거나 Non-suspect affected survey unit 에 대한기준을 만족하지않을것으로판단되는지역으로구분하였다. 각각의조사단위에대한분류는 FSV 초기방사선부지특성보고서 / 방사성물질관련이력또는잠재적오염도 I 해체를수행하기위해실시된조사자료 / 정기점검 r 사고보고서및특성조사등에대한자료를기초로구분하였다. 이러한오염지역의분류기준을가지고 FSV원전은최종부지조사를위하여표 1-1과같이총 10개의그룹으로분류하였다. 표 1-1. FSV 원전시설해체를위한오염지역그룹 Group Group A Group B Group C Group D Group E Group F Group G Group H Description Buildings Outside the Restricted Area Miscellaneous Buildings Inside the Restricted Area Turbine Building Unaffected Plant Systems Effluent Discharge Flow Path Reactor Building Affected Plant Systems (Extemal to the PCRV) PCRV Inside Surfaces and Embedded Piping Group 1 Open Land Areas and Miscellaneous Buildings 없 ld Systems Group J Penetrations 1.3 오염지역분류에따른측정방법 FSV원전은부지내잠재적오염도에따라분류된 Unaffected survey unit(a), Non-suspect affected survey unit(b) 및 Suspect affected survey unit(c) 지역에대하여크게건물바닥및벽면, Plant System 및부지로구분하여각오염지역별조사대상에따라측정방법을수립하였으며그내용은아래표 1-2와같다. ζj

24 표 1-2 각오염지역별측정방법 지역건물바닥및벽면 Plant System Open Land 각 Survey 단위별 A B C o Survey units 드 1500m 2 : 최소 30 개지접 CT 최소 30 개지점 각 Survey 단위별 Survey units >1500m 2 : 50 m 2 당 1 개측정 줌최소 30 개지점측정 Survey units 드 600 m 2 : 최소 30 개지점 Survey units > 600 m 2 : 20 m 2 당 1 개 Scan Survey 설시 각 Survey 단위별 E 줌최소 30 개지점 츠-, 느저 Survey units 드 750m 2 [ 중최소 30 개지점 Survey units 드 20 m 2 Survey units> 750m기 : 최소 30개지점 Scan Survey 실시 Survey units > 20 m 2 : 1m xlm 당 100 m 2 당 4개지점 j 좋계통표면의 25% 1.4 조사제한치와평가결과 FSV 원전에대해승인된무제한개방에대한방출제한치는표 1-3 과같다. 표 1-3 무제한개방을위한 Fort St. Vrain 방출제한치 Total Surface Activity 분류평균최대 Unaffected Areas 1 ) 5,000 dpmj100c 마 15,000 dpmj100cnf Affected Areas 2 ) 4,000 dpmj100cnf 12,000 dpmj100cnf Removable Surface Activity U naffected Areas Affected Areas Exposure Rate above background (due to licensed material) NA NA 1,000 dpmj cnf 750 dpmj100cnf 5 p.rjhr 10 μrjhr Activity in soil 없 ld water 3 ) NA 10 mremjyr 주 1. R.G 1.86 "Termination of Operating Licenses for Nuclear Reactors" 2. NUREGjCR Maine Yankee 주법규 평가결과 / 총표면방사능및제거가능한표면방사능측정값은 FSV 원전에대 해승인된방출제한치보다더 적었으며 / 모든피폭율측정값은표면과구조물의 경우 10 m' 또는부지의경우 100 마을기준하였을때 인허가물질에대한기술기 준인 5 p.rjhr 보다적였다. 개인피폭율측정값은 10 p.rjhr 를초과하지않았으며 / 토 양 / 퇴적물그리고지하수에잔존하는핵종의잔류농도는개인피폭에대한총유 효선량당량 1 OmRemjyr 이하였다. FSV 원전은최종부지조사를위해 107H 조사 groups 로설비를분류하여총표 6 -

25 τ끼π - 능C 가면방사능 / 제거가능한방사능및피폭율을평가하였다. Fort St. Vrain 원전에서 각각의방사능값을평가하기위해적용된계산식은아래와같다. 총표면방사능측정값 60 A - [C τ]- [R b+ (Amx Ex τ삶 )] - E( 1~{)) 100 여기에서, A 총표면방사능 (dpmjl00c 따 ), c= 총계수 (counts), t s = 시료계수시간 (sec), Rb = 계측기단위면적당국부지역의자연방사능계수율 (cpmjc 따 ) Am = 물질의표변에대한계측기의특정반응 (dpmjl00c 따 ), 이값은 (cpmj 계측기면적 ) 을얻기위해계측기면적과효율을이용 하여계수율로전환시키는값 E 계측기효율 (cjd) a 계측기면적 ( crn 2 ) 값제 A = ( 거하L사바 쁘μD써 - 뾰sx C ~() ) 100 -즈 여기에서, A = 총표면방사능 (dpmjl00c 마 ), c = 총계수 (counts), t s = 시료계수시간 (sec), Rb = 계측기자연방사능계수율 (cpm) E = 계측기효율 (cjd) a = 시료면적 (c 따 ) 피폭율 x= (~c(3600 )(le + 06 L) l CF ts Rf / b 여기에서 x 피폭율, (μrjhr), cc = 계수시간동안수집된총계수율 / 7 -

26 3600 = 환산인자 (secjhr), 1E+06 = Rjhr에서!lRjhr로의환산인자 CF = 교정인자값 (countsjr), t s = 시료계수시간 (sec), Rf = NaI(Tl) 검출값을 Pressurized Ion αarnber(pic) 검출값으로 환산하는인자 Xb = Backgroud exposure rate(!lrjhr) 상기에제시된평가계산식을이용하여 10 개의그룹으로구분하여수행된측정 결과는표 1-4 와같다. Survey Group 표 1-4 각 Group 별측정조사결과 총표면방사능 1 제거가능한방사능 1 피폭율 1 평궐최대평균최대평균최대 A- 외부건물 B- 제한지역건물 c- 터빈건물 D-Unaffected Plant Systems E-Effluent Discharge Flowpath NA 2 NA F- 원자로건물 G-Affected Systems , NA 2 NA H- 원자로용기표면 H- 원자로용기 Systems , NA 2 NA I-Open Land, Misc J-Penetrations NA 2 NA 1. 방사능단위 : dpm/100c 따 y 피폭률단위 : IlR/ hr 2. 배관계통에서피폭율측정은수행되지않았음. 3. 깊숙이박힌배관에서총표면방사능 (Group G 와 H) 은 100,000 dpm/1001l 이상허용 표 1-4 에서보는바와같이평균및최대잔류방사능준위와모든 FSV 원전부 지에서의피폭률평가결과가설정된제한치보다매우낮아전체설비를해체한후 무제한개방이가능하였다. Q ]

27 2. Maine Yankee 원자력발전소 2.1 개요 Maine Yankee 원전은열출력 2,700 MWth, 3 루프가압경수로원자력발전소로서본설비의핵증기공급계통은 ABBjCE사에서제공하였으며, Maine Yankee Atomic Power Company(MY APC) 소유의원자력발전소이다. 1972년 10월에처음 운전이시작되어 25년간을운전한후 1997년 8월에운영종료되었다. 본원전은부지의무제한적개방을위하여 MARSSIM에서제시한부지잔류방사능조사방법을적용한원전으로서원전운영종료를승인받기위하여 LTP (License Termination Plan) 을 NRC 에 제출하였으며현재원자력발전소를해체하고 있는과정에었다. Maine Yankee 부지의방사선학적특성조사는 1970 년부터시작 되어 1998 년봄까지계속되었다. 10CFR50.75 요건 I 근로자설문조사 / 방사선학적사 고이력, 운전이력자료, 액체폐기물오염이력 / 운영조사기록과연간방사선학적 환경보고서를포함한운영이력정보가 NRC 에 의해검토되었고이를토대로부지운 영이력 (HSA Historical Site Assessment) 을만들었다. HSA 를포함한부지특성자 료정보는다음과같은목적을위해사용되었다. O 오염이존재하는계통 / 구조물 / 토양및물선원의확인을포함한부지및시 설의방사선학적상황을결정 방사선학적제한지역외부의오염범위와위치를확인 해체비용평가와복원 / 해체및방사성폐기물처분결정을지원하기위해혼합된방사선원과방사성핵종을평가 사용된계측기의선정과시료수집과분석에적용된품질보증방법 O 선량평가와 FSS 계획수행 해체와관련된단일방사선학적보건과안전성문제 2.2 부지운영이력평가 (HSA Historical Site Assessment) Maine Yankee 원전은 25년의발전소운영기간동안기록된일반지역과비방사 선준위의성분 / 오염준위 / 계통방사능준위및부유된방사능준위둥수만개의조사기록을수집하였다. 이러한조사기록들은부지에대한방사선학적조건을평가하는데반영된다. 부지의방사선학적및화학적상황에영향을미치는누설 / 누수또는발전소운영중에발생된사고를포함한사건의완전한복구를보증하기위하 여 Maine Yankee 원전은사건의재수집을위해작업에참여한근로자들과의설문 - 9 -

28 조사를실시하였다. HSA 단계에서검토된주요내용은다음과같다. 핵연료재장전수저장탱크 (RWST) 누수로인한제한구역과 Forebay 사이의오염된토양 저준위폐기물저장지역의제거후오염된토양 Silt 지역및잔해매립장위치 폐기물중화탱크배수라인누수 터빈건물내의오염된 sump 와 floor o Bailey Point의트레일러주차시설부근의오염된토양등 2.3 오염지역의상세조사부지복원노력의범위를결정하기위한두번째단계는부지의오염지역에대한상세조사이다. 부지오염지역의상세조사는방사성물질의위치및방사능준위와위해성물질의형태및위치를결정하기위해수행된다. 부지의초기상세조사작업은 GTS Duratek과하청업체가수행하였으며, 1997년 10월과 1998년 4월사이에 GTS Duratek은또한발전소표면 / 건물 / 계통및주변의 8,5007~ 의지점에서 24,000 개의시료를채취하였다. 계속된상세조사는근본적으로이전의해체운영계약자 (Stone(DOC) & 하청업체 (RSI)) 의지원하에 Maine Yankee가수행하였다. 초기부지특성에대한조사범위는오염가능성이있는지역을근거로오염된지역과오염되지않은지역모두에대하여표면과구조물 / 계통및주변을대상으로하였다. 상세조사는각구조물 / 계통과방사능오염의제시를위해부지내토양지역시료측정에대하여실시되었으며 / 오염되지않은계통및구조물에대해서는 2, 750회이상의 조사가이루어졌고오염되지않은표면과구조불은 1,500 회 이상의조사가이루어 졌으며 / 오염되지않은지역은포괄적으로 18 번 / 오염된지역은 7 번의조사가이루 어졌다. 조사지역은 7 개그룹으로나뉘어진행되었다. GROUP A : Affected Surfaces and Structures GROUP B : Unaffected Surfaces and Structures GROUP C : Affected Systems GROUP D : Unaffected Systems GROUP E Hazardous Materials on Structures, Systems or Surfaces o GROUP H Hazardous Materials in Environs GROUP R Radiologically Affected or Unaffected Environs - n U

29 Maine Yankee 원전은해당부지의무제한적개방을위해 MARSSIM 에서제공 하는정보를이용하여최종부지조사계획서상에잠재적오염도에따라해체부지를 Non-impacted area 와 Impacted area 로구분하였으며특히 / 오염지역의경우에는오 염 정도에따라 Class 1, 2, 3 로분류하였다. 또한오염지역의측정범위를조사대 상에따라크게구조불과바닥그리고토양으로구분하여오염지역별측정범위를 선정하였다 ( 표 1-5). 표 1-5 오염지역별측정범위 Class 측정범위 Standing Structure Basement Structure Land m m m m m m m m 3 No Limit No Limit No Limit 2.4 계측기및최소검출가능농도 (MDCs) 선정및사용 Maine Yankee 원전에서는 DCGL의 10 ~ 50% 를 MDC 즉 / 계측한계로설정하여계측장비를선정하는방법을제시하였다. 건물의직접측정은베타오염에대하여 126 cm 2 의창을갖는 gas flow proportional detector로수행하였으며, MDC는 500~2, OOO dpmj100 cm 2 이다. 계측은표면으로부터 1cm 거리에서측정하였다. 작거나제한적접근지역에대한표면방사능의측정은소형 GM 검출기나다수의검출기를활용하여측정하였다. 스캔조사는국부적으로높은방사능을나타내는지역을위하여표면과토양에대하여수행되었다. GTS Duratek은 1x1 inch NaI 검출기나 plastic 섬광검출기를사용하여 open land 지역의스캔을수행하였다. 계속된상세조사스캔은표면으로부터 2 inch 거리에서 2x2 inch 검출기를사용하여수행하였다. 빌딩과침전물, sludge 및물시료는표준절차및실험실기기를사용하여채취및분석하였고y 제거성오염물질은스메어법을이용하였으며 / 약 1000 g의토양시료는큰잔해를제거하기위해세척되었고습기를제거하기위해건조되었다. 측정과분석을위해정의된 MDCs는토양과다른매질의방사능량측정에사용된다. 토양에대한 MDCs는감마핵종에대해서 0.01 pcijg 정도였으며규제기준 - 11

30 값인 10 mremjyr로환산시에는약 3~4 pcijg 정도로서 MDCs는적절하였다. 물에 대한 MDCs 는 H-3 에 대하여 2,500 pcijl 이하이다. 표 1-6 에는분석형태에따른 MDCs 값을보여주고었다. 표 1-6 Maine Yankee 원전에서적용하고있는분석형태에따른 MDC 값 Volumetric MDCs 분석의형태 MDCs(pCij g) GTS(ICS 1 ) Stone & Webster(CCS 2 ) Gamma Spectroscopy ~0.1 Liquid Scintillation 2.0~ Alpha Spectroscopy ~1.0 Radio Chemical Analysis 1~20 pcijg 1~20 pcijg 주 1. Initial Characterization Survey 2. Continued Characterization Survey 2.5 부지제염복구계획 Maine Yankee 원전에서는해체동안사용될수있는다양한제염활동을수행할예정이다. 이는 Maine주의규제기준 ( 모든피폭경로에대해서 10 mremjyr 와지하음용수에대해서는 4 mremjyr 이하 ) 뿐만아니라 25 mrem의 NRC 연간선량제한 치와 ALARA 에 따라잔류방사능을감소시키기위해서이다. 제염활동은해체과정 전반에걸쳐수행되고았으며수행된제염활동은오염된물질에따라이루어지고 지하구조물 (3 feet below grade) 과토양을주요제염대상으로하는제염복구계획 을수립하였다. 2.6 최종부지조사 최종부지조사를수행하기위한방법은일반적으로 Draft Reg Guide-4006 지침 또는표준검토계획 (SRP) 을따른다. 최종부지조사는부지를조사단위 / 조사지역의분류및 95% 신뢰준위를갖는 DCGL과부합하는모든조사단위요건으로구분하기 위한방법론을설명하고있다. Maine Yankee 원전에서적용된시료측정수및위치결정은 MARSSIM에서제시한방법을적용하여수행하였다. 아래표 1-7 에는 Maine Yankee 원전의주요해체계획일정을보여주고었다. n / -

31 표 1-7 Maine Yankee 원전의해체계획표 일자 활동 1972년 1997년 9월 1997년 9월 1998년 5월 상업적운전시작영구적종료결정운영종료후해제활동보고서 (PSDAR) PSDAR에대한 NRC 수용 제출 1998년 10월 1998년 12월 2000 년 1 월 2000년 4월 2000년 7월 2001 년 11 월 2002년 12월 2005년 비오염지역해체 ( 저준위방사성해체폐기물을인허가된처분시설로수송 ) 부지특성해체비용평가와함께최선 PSDAR 제출 NRC 에 LTP 제출 Pressurizer와 Steam Generator 제거완료건조핵연료저장시설건설착수터빈건물철거및사용후핵연료 Pool 분리오염건물크레인제거해체완료예정 3. Haddam Neck 원자력발전소 3.1 개요 Haddam Neck Plant(HNP) 는 Connecticut주에 위치하고 있으며 Connecticu t Yankee Atomic Power Company(CYAPC이사가운영하고있는발전소이다. HNP 는 1968 년 1 월에상업운전을시작하였으며, 4-1oop 가압경수로형원자력발전소이 다. HNP 는 1,825 MW 의열출력과 590 MWe 의전기를생산하도록설계되었다. 1996년 12월 4 일, HNP는약 28년간의설비운전후영구적으로운영을종료하였다. 1996년 12월 5 일, CYAPCO사는원자력규제위원회 (NRC) 에 HNP의영구적운영종료를통보하였고원자로압력용기와사용후핵연료수조내저장소로부터모든핵연 료집합체를영구적으로제거하였다. 운영종료에따라, CYAPCO 는 HNP 해체를 시작하였다 년 9 월 22 일에 10CFR50.82(a) 에 따라정지후해체계획서 (PSDAR) 가제출되었고 NRC 에의해승인되었다 년 1 월 26 일, CYAPCO 는발전소의영 구적정지상황을반영한갱신된최종안전성분석보고서를제출하였고 1998 년 6 월 30 일 NRC 는이발전소상황을반영한 HNP 시설운영허가서를수용하였다 년 10 월 19 일 I 운영허가서는발전소의해체상황과사용후핵연조수조내사용후 - [ο

32 핵연료의장기간저장을반영하였다. 사용후핵연료수조내장기간핵연료저장을반영한인허가서류를재작성하여제출되었다. 1999년 4월 / αapco사는 HNP에서해체활동을수행하기위한해체운영계약자 (DOC Decommissioning Operations Contractor) 로서 Bechtel Power Corporation사와계약을체결하였다. CYAPCO 사는사용후핵연료저장조를계속운전하고있으며 수행되는활동들은 DOC에의해관리되고있다. HNP 부지해체목적은무제한적개방과 10CFR50에따른인허가종료를위해부지내잔류방사능준위를부지개방기준준위로감소시키는것이다. HNP 얀허가종료계획서 (LTP License Termination Plan) 의목적은 Reg Guide 1.179, "Standard Format and Content of License Termination Plans for Nuclear Power Reactors 와 DRAFT Reg Guide-4006, ' Demonstrating Compliance with the Radiological Criteria for License Terminations" 어1 제공된지침을사용하여 10CFR50.82, "Termination of License 의요건을만족시키는것이다. LTP 는수행될해체활동 I 최종부지조사수행을위한과정및무제한적사용을위 한부지개방기준을설명하기위한방법을제시하고있으며인허가종료계획서는 아래와같은상세정보를포함하고있다. 부지운영이력평가및부지상세조사 잔존하는해체활동 최종부지조사수립및실행계획 선량모델링시나리오 부지특성해체비용평가갱신 환경보고서보완 본보고서에서는 HNP 에서 NRC 에 제출하여승인된 LTP 의내용에서최종부지 조사와관련된사항만을기술하였다. 3.2 해체계획 NRC 인허가종료와 HNP 부지의환경과의격리는미래의사용을위한부지개 방허가의종결활동과매우관련이깊다. 인허가종료계획서에는 NRC 로부터운 영허가종료를승인받기위한사항들이기술되어야한다. 부지환경폐지계획은 또한비방사선학적해체와부지개방을위해사용되는절차를설명하기위해준비된 다. 이러한정보는규제기관에제출될것이다

33 부지상세조사 HNP 에 대한부지상세조사는부지내오염의범위와오염원을결정하기위 해수행된조사및평가의결과를포함한다. MARSSIM 의지침에따라수행된초기 상세조사는 1997 년에시작하였고 1997 년에완료되었다. 이초기상세조사는부지운 영이력평가 (HSA), 부지운영서류검토와더나아가부지의현상황을파악하기위 해시표측정 / 채취및분석을포함하고었다. 부지운영이력평가 (HSA) 는부지운영이력기록 / 발전소및방사선학적오염이 력 I 운영조사기록및 NRC 에보고한연간환경보고서에대한정보등으로구성 되어었다. 설문조사는방사성또는위해성물질을포함하지않은지역또는계통오염을초래하는운영상의사건에관한부가적인정보를얻기위해현재와과거발전소종사자와계약자를대상으로수행하였다. 이전의조사로부터의정보는부지전체에걸친방사선학적조건 ( 상황 ) 에관한이력정보를얻기위해검토되었다. 현재 HNP 방사선방어프로그램은해체과정동안운영상의조사와평가를수행함으로서평가되고문서화된부지의방사선학적조건을필요로한다. 이과정동안수집된방사선학적자료는초기오염의상세조사자료를보완하고제염및최종부지조사에대한계획을수립하는데제공된다. 초기 HNP 상세조사기간동안얻어진정보는 1999년말에실시된방사선학적및유해성물질의평가에이용되었다. 이초기오염의상세조사프로그램의목적은다음과같다. - HNP 부지조사를위해처리하기쉬운부문또는지역으로분류하기위해 - 계통y 구조물 / 표면또는심부토양및지하수내방사성오염가능성및알려진선원을확인하기위해 - MARSSIM에서정의한대로비오염지역또는오염지역 (Class 1, 2, 3) 으로각각의조사지역또는면적의초기분류를결정하기위해 - 건물제염 y 철거및처분을포함한해제계획을지원하기위한초기방사선학및위해성물질정보를제공하기위해 - 계측수행표준안및품질요건을포함한최종부지조사수립을지원하기위한정보를제공하기위해 - 해체와관련된어떠한단일의방사선학또는유해성물질에의한보건및안전성문제를확인하기위해 부지운영이력평가와오염지역의상세조사의결과로서, 발전소부지의대략

34 93 acres 가초기에 MARSSIM 에서정의한대로비오염지역으로확인되었다. 오염된 지역으로확인된부지부분에대하여, 조사지역의 53% 가초기에 Class 1 으로 / 조사 지역의 27% 가 Class 2 로확인되었고조사지역의 13%7} Class 3 로확인되었다. 잔존부지해처 l 활동의확인 CYAPCO 는 HNP PSDAR 에서논의된활동과일관되게 HNP 부지내제염및 해체활동을시작하였다. CYAPCO 의 주요한목적은 HNP 를안전하게해체하는것 이고사용후핵연료의안전한저장을유지하는것이다. 오염된시설의물질과표면은재사용이가능하도록제염하고, 제염되지않은물질은재활용을위해소와방사성폐기물가공업자또는저준위폐기물처분부지로보내진다. HNP 부지해체완 료는저준위폐기불처분부지의유용성에달려있으며 I 현재 HNP 는 South Carolina Bamwell 과 Utah South Cl ive 에있는저준위폐기물처리시설을이용하고있다. 부지제염복구계획 Lπ 의 이부문은 HNP 해체부지잔류방사능을 NRC 방사선학적부지개방 기준에부합하는방사능준위로감소시키기위해해체기간동안사용할수있는다 양한방법들을설명하고있으며 y 제시된방법론은 NRC 부지개방기준 (25rnrernj yr) 에 따라 ALARA 수준까지잔류방사능을감소시키기위해사용될것이다. 해체와 제염이완료된후에도잔류방사능은건물표면과토양에존재하게된다. 그러나이 러한잔류방사능은 locfr20. Sub.E 의제한치를만족해야만한다. 아래그림 1-1 은 HNP 원전에서 ALARA Cleanup level 의설정과정을보여주고있다. 복구활동은 잔류방사능을허용준위이하로감소시키기위해요구된다. HNP 원전에서는복구활 동의대상이되는것으로건물 / 토양그리고발전소계통설비둥을고려하였다. 오 염된건물의복구제염방법을설정하기위하여오염지역의크기 r 오염정도 l 오염 표면물질 / 오염의갚이그리고접근가능성을고려하였다. 이러한판단근거를토대 로오염된건물의복구활동에사용될기술로서 Wiping, Vaccurning, Low- High-Pressure Application 둥을고려하고았다. 표면오염의경우에는 Scabbling, 또 는 Grinding 과같은표면제거기술을이용하여복구할것이다. 콘크리트표면과같 은경우, 복구기술로서는 Dri11ing, Concrete Sawing 또는 Scabbling 퉁이고려되었 으며 / 콘크리트표면깊숙이박혀있는오염물을제거하기위한기술로서는 Chopping 과 J ackharnrnering 등을고려하였다. 토양오염의경우, Washing 및부 유법등을이용하여제염을할것이며 / 제염후토양오염준위가제한치이상일경 우에는방사성폐기불로서제거되거나처분될예정이다. or - [b

35 DefmeG 잉 leric ALARA Screening Values Initiate Pre-Rernediation Surveys Use Smears and Saπ1ples Analyzed for Isotopic Mix Initiate R, 않 1 어 iation 뻐 d R 야 1 려 iation Surveys and Determine Post-Rernediation Radionuclide Mix Select/Ca1culate Operational DCGLs No Perform Survey Unit Specific ALARA Evaluation Using Method in Yes Complete Final Status S 따 vey and Make Results Available to NRC Yalues~ No 그림 1-1 HNP 원전에서의 ALARA Cleanup level 설정과정 최종부지조사 최종부지조사의목적은무제한적사용을위한 NRC 의 방사선학적기준에부 합하는부지인지를설명하기위해 HNP 부지내최종부지조사계획 l 수립 / 수행및 평가에사용된방법을설명하는것으로서 HNP 는 MARSSIM 에서제시하고있는방 - 17

36 법론을적용하여계획을수립하였으며그주요목적은다음과같다. - 조사단위분류를선정 / 입증 - 조사단위에대한잔류방사능준위가 Cleanup 기준이하임을증명 - 국부적으로높은방사능을보인소지역으로부터의잠재적선량이부지개 방기준이하염을증명 3.3 조사지역과단위의분류 HNP 원전의오염지역분류는 MARSSIM에서제시하고있는지침을적용하고있다. 조사지역은하나또는그이상의조사단위로구성될수있다. 조사단위는부지최종조사를목적으로명기된크기와형태의건물또는부지지역으로이루어진물리적지역으로서 / 피폭경로모댈링에적용된가정및부지특성조건등을근거로크기를제한하였다. HNP 최종부지조사계획에사용된조사지역의단위분류는아래표 1-8과같다. Class 1 조사단위분류 표 1-8 HNP 조사단위의측정범위 S 감 ucture( f1 oor area) up to 100 m 2 측정범위 Land areas up to 2,000 m 2 Class 2 Structure (f1oor area) 100 to 1,000 m 2 Land areas 2,000 to 10,000 m 2 Class 3 Structure (f1oor area) Land areas no limit no limit 3.4 부지상세조사 (Site Characterization) Haddam Neck Plant 의 초기부지상세조사는 1997 년가을에운영의영구적인 종료에따라시작하였고 1999 년가을에완료하였다. 이초기상세조사노력은부지 운영이력평가 (HSA) 를포함하고있다. 초기상세조사는 NUREG-1575, MARSSIM" 의지침에따라수행되었으며 l 부지운영이력평가 (HSA) 는부지이력 / 방사선학적오 염이력 / 운영이력그리고 NRC 에 대한연간환경보고서및작업자설문조사자료 둥으로구성되어있다. 부지운영이력평가는발전소운영기록과작업자설문조사로부터얻어진정보를 - g u

37 평가하기위해수립되었다. 발전소기록검토는기술지침서 I 10CFR20 및 10CFR50 의규제요건에따라 NRC에제출된정기적인방사성유출물보고서 y 비정규적인보고서와품질보증프로그램 (QAP) 과감시활동같은다른평가절차에따라문서화된결과로구성되어있다. 이정보는 10CFR50. 75(g) 의요건을만족하기위해부지내에서유지되는기록에대한입력자료절차서를통해얻어진다. 문서검토의목적 은계통 y 건물 / 외부표면 / 심부토양또는수로 / 대기방출 / 액체방출 / 또는고체방 사성물질의방출을야기하는사건의발생여부를확인하기위함이다. 발전소부지내불리적사건및조사자료들간의상호연관성을바탕으로발전소내관리지역을그룹펑하여여러지역으로분리하였다. 발전소기록뿐만아니라l HNP에서원자력운영을포함하는작업자설문조사의검토도수행되었다. 작업자설문조사를통해모여진정보는검토되었고 10CFR50. 75(G) 데이터베이스에적절하 게 포함되었다. 부지상세조사활동은부지이력평가와오염범위조사결과를토대 로핵종및농도를결정하고제염방안및부지개방을위한최종부지조사계획을 수립하기위한자료를제공한다. 특히부지의물리적특성 ( 표면지형 / 기상과기후 / 지표수및지하수조건 I 지질 / 인구수및토지이용등 ) 에 관한정보를제공하고었 다. 3.5 최종부지조사계획최종부지조사계획의목적은 HNP 부지내부지최종조사계획 / 수립 / 수행및평가에사용된방법을설명하는것으로서 I locfr 에기술된부지의무제한적개방을위한규제제한치의만족여부를최종적으로확인하는것이다. HNP에서제시한최종부지조사계획은 MARSSIM의지침을따르고있다. 최종부지조사에서는 10CFR 의 규제제한치만족여부를확인하기위하여 우선적으로이러한규제제한치값에상응하는농도기준값을수립해야하며 y 이 러한기준농도를부지개방유도농도기준 (DCGL Derived Concentration Guideline Level) 이라정의하고있다. DCGL은 MARSSIM에서제시하고있는방법론을적용하여수립하였다. DCGL 이수립된후 / 오염이예상되는지역에서의시료측정을위해적절한계측기와계측기술을선정해야한다. HNP에서이용된계측기는조사목적 / 예상되는핵종및오염지역주변의자연방사능준위를고려하여선정 하였으며표 1-9 에는선정된계측기와계측기고유의 MDA(Minimum Detectable Activities) 값을보여주고있다. 또한 / 잠재적오염을근거로분류한오염지역별측정방법의경우에있어서도 MARSSIM 에서권고하고있는방법론을적용하였다. Class 1 지역의경우에표변의 - Q ]

38 100% 에대하여스캔을 I Class 2 지역의경우에는체계적이고전문가판단에의해 표면의 10 ~ 100% 에대하여스캔 y 상부벽과천정에대하여서는표변의 10 ~ 50% 정도스캔을 I Class 3 지역의경우에는전문가판단에의해스캔을실시하는것으로 하였다. 이러한측정방법을바탕으로오염지역의시료측정개수와측정지점을 결정해야하는데 HNP 원전에서는 MARSSIM 에서사용된방법과동일한방법을적 용하였다. 즉 / 통계적방법에의해오염이자연방사능준위에존재할경우 WRS(Wilcox Rank Sum) test 를사용하여측정개수를결정하였으며 l 자연방사능준 위에폰재하지않을경우에는 Sign test 를이용하여측정개수를결정하였다

39 표 1-9 HNP 원전에서사용된계측기종류 Instrument Efficiency MDA Probe (Nom_inÆ 렌pm) Type Detection Units Characteristics Shipping Eberline ASP-1 NA NA GM ßv mr/hr (HP-27이 Eberline E-130A NA NA GM ßv mr/hr GM Eberline E-140 >10% NA p cpm Pancake GM Eberline E-520 NA NA ßv mr/hr (HP-270) Eberline E-600 instrument currently calibrated for gamma. This instrument can use various probes. Dose rating laundary bags. Frisker, battery operated. Shipping instrument currently calibratee for gamma. Scaler / count rate instrument for SHP-100CGS 15% 1000 ßa cpm gamma SHP-300 NA NA ßv jlrem/hr SHP % 60 p cpm SPA-3 15% v cpm Gas Flow 239-1F Floor 20% p cpm Monitor Varies Data Logger 30% with Q cpm capability back -ground Shielded directional Eberline E-530N NA NA GM Tube Y mr/hr probe for high Pressurized RSS-1l2 NA NA Ion Y μr/hr Chamber dose rates. Low dose rate monìtormg 낀

40 ιinstrument Efficiency MDA Probe Inψminal) (dpm) 단P닫 Detection Units Characteristics Used to calibrate Eberline MP-2 NA NA NA NA Pulses count rate instuments and AMS-3. Emergency Plan instrument. (Digi tal GM Eberline PS % 700 ßv cpm Scaler) Used also Pancake to calibrate the Gamma-10. Emergency Plan instrument.(digital GM Eberline PS % 700 ßv cpm Scaler) Used also Pancake to calibrate the GM Eberline RM-14 >12% 700 p Ilr/hr Pancake Gamma-10. Frisker, AC 핀 owered. U sed for boundary Ludlum 19 NA Scintilla tion Y dpm surveys, dose rates Ludlum 2200 Bicron Electra 17%ß l1%a HP-210ß 43-2a ßa 43-1a dual 1B with DP6BD phosphor ßa >20%ß Probe scintillation cpm cpm of trash, etc. Smear counting. (Approx probes and 요띤뻗 s. -100cnr sized probe --Detects a&ß simultaneously or independently. Same as the Bicron Electra dual DP6BD probe. >12%ß 1B with DP6DD phosphor ßa cpm This probe has a 8%a Probe scintilla tion double mylar NE Technologies SAM-9 Bicrion Micro-Rem 10-30% Scintillation v dpm NA Scintillation v Ilr/hr window. Small article monitor. Used for yard surveys and truck surveys. Pulser instrument. m

41 Instrument Efficiency κ1da Probe (Nominal) (dpm) Type Detection Units Characteristics This instrument is Exploranium Gamma Ray GR-130 Minispec In Situ Monitor used only for qualitative analysis and store up to 122 complete 256 channel spectra in memory. This selectable instrument can be NA NA Nal v cpm to used in an mr/hr operational mode as a survey meter and dose meter also. Date logger capability downioadable to a computer vía serial link. Collimator. ISOCS-In Situ 40% Intrinsic Analyzes spectra Object Counting variable Y variable (intrinsic) ge앉 rm뻐an lum data 없ld generates System reports. Used mainly at control point for DE-llA 30-34% ß 1000 radon. 100cm' sized CM-ll Gas Flow ßa dpm 17-19% a 100 probe. One is on Proportional a portable cart. APC 11 Counter Pulser instrument. 22% a Gas Flow low background variable ßa Counts 35% ß Proportional scaler / counter XLB- 1 Counter 24% a Gas Flow low background variable ßa Counts 38% ß Proportional scaler / counter 측정지점의위치또한 MARSSIM 에서적용한방법과같은방법으로측정지점의 개수와측정단위의면적을이용하여계산된격자간격에따라측정지점의위치를 결정하는데비오염지역의경우에는임의의지점에서측정하며 y 오염지역의경우에 는위의측정단위의중심으로부터격자간격에따라측정하는방법을사용하였다. 아래표 1-10 에는 HNP 원전의해체계획일정을보여주고있다. % ω

42 표 1-10 Haddam Neck Plant 의해체계획표 일자 활동 1996년 12월 영구적으로운영종료 1998년 12월 해체운영계약자신청요건발표 1999년 04월 Fixed Price Tumkey 제안을포함한경쟁입찰완료 1999년 04월 DOC는 Bechtel Power Corporation사와계약발표 1999 년 08 월사용후핵연료저장시설격리완료 1999년 12월 Steam Generator 제거완료 2000년 01월 NRC에 License Termination Plan(LTP) 제출 2001 년 05월 Steam Generator를 Bamwell로수송, SC 완료 2001 년 11 월원자로용기 head 수송 2002년 04월 Dry Cask 저장부지건설시작 2002년 11 월 NRC에의해 License Termination Plan(LTP) 승인 Dry Cask 저장장비인도완료 2003년 06월 핵연료를 Dry Cask Storage로이동 원자로용기제거 2003년 12월 원자로압력용기 (RPV) 저준위방사성폐기물처분시설로이송 2004년 09월 본계약기간종료 2007년 06월 Bechtel 계약기간종료

43 제 2 절부지잔류방사능측정지점및측정방법 1. DCGL 및오염지역 l:j;;:: 프 "i!:"tr 1.1 DCGL 해체원전부지의잔류방사능측정지점및 측정방법을검토하기위해해외 해체부지의부지잔류방사능측정사례와 MARSSIM의부지잔류방사능측정절차를검토하였다. 부지잔류방사능측정지점및측정방법을계산하고평가하기위해서는오염지역을분류하고부지개방여부를평가하는데적용되는부지개방유도농도기준 (DCGL Derived Concentration Guideline Level) 이필요할것으로사료 된다. NUREGjCR-5849 에서는 SGL V (Site-Specific Guideline Values) 라는용어를그 라고 MARSSIM 에서는 DCGL 이라는용어를이용하여오염지역을분류하는방법을 제시하고있다. 본보고서에서는 MARSSIM 에서사용하고있는 DCGL 에대하여주 로가술하였다. DCGL 은자연방사능준위 (Background level) 와구별할수았는잔류 방사능농도로서 / 부지의측정단위에오염원이균일하게분포되어있다고가정하고 / Critical group 의평균구성원이받는선량이연간 25 mrern의총유효선량당량을받는다면이를 DCGL이라정의하고있으며, DCGL의단위로서는 Bqjkg, pcij g, Bqj m', dprnj100c 따 둥이사용된다. 아래표 2-1 과 2-2 에는 MARSSIM 에서 DandD 코드의기본값과 Screening 시나리오를적용하여계산한건물및토양에대한부지개방유도농도기준값을보여주고있다. 앙표 2-1 건물에서의부지개방유도농도기준 ( 단위 : dprnj100c따 ) 핵종 DCGL 핵종 DCGL H-3 1.lE+02 Co E+OO C E+01 Ni E+03 Na E+OO Sr E+OO S E+02 Tc E+01 Cl E E-01 Mn E+01 Cs lE+01 Fe E+04 Ir E+01

44 표에서제시된값의주요유도과정을보면 / 건물및토양에서의방사선원을건 물에서는건물표면 ( 천장 / 벽 / 마루등 ) 으로부터 10 mm 이내로 / 토양에서는토양표 면으로부터 15 cm 이내로한정하였으며 y 특히토양에서는불포화영역과지하수는 초기엔오염되어있지않는것으로가정하였다. 표 2-2 토양에서의부지개방유도농도기준 ( 단위 : pcijg) 핵종 DCGL 핵종 DCGL 핵종 DCGL H-3 1.lE+02 I E-01 Th C 1.lE+00 C E+01 Cs E+00 Pa E-01 Na E+00 Cs lE+01 Pa C 3.0E E+02 Eu E+00 U E+01 Cl E-01 Eu E+00 U E+00 Ca E+01 Ir E+01 U C 2.9E-01 Sc-46 l.5e+01 Pb E-01 U E+01 Mn E+01 Ra E-01 U C 5.0E-01 Fe E+04 Ra C 6.0E-01 Pu E+00 Co E+02 Ac E-01 Pu E+00 Co E+00 Ac C 5.0E-01 Pu E+01 Ni E+03 Th E+00 Am E++ Ni E+03 Th C 4.7E+00 Cm E+02 Sr E+00 Th E+00 Cm E+00 Nb E+00 Th C 6.0E-01 Tc E+01 Th lE+00 : 방사성붕괴에서딸핵종에의한것 부지개방유도농도기준 (DCGL) 은크게 DCGLw 와 DCGLEMC 로구분하는것이필 요하며, DCGLw 는잔류방사능이넓은지역위로고르게분포되어이를전체지역 의평균방사능으로보고계산된값이며, DCGLEMC는측정하고자하는지역중일부분의작은지역에서국부적으로잔류방사능이높은지역에적용되는값이다. 상기값들은각핵종별규제제한치와오염지역으로부터측정된측정값을가지고여러 DCGL를계산할수있다. DCGL값은해체하고자하는부지의특성자료를이용하여무제한개방을위한방출제한치 (25mremj yr) 만족여부를고려하여새로운값으로재계산해야한다

45 1.2 DCGL 계산 DCGL의직접적용가장간단한방법은 DCGL을직접조사자료에적용하여만족여부를증명하는것이다. 이것은표면방사능준위와방사성핵종의농도를평가하고측정된값 을 DCGL: 값과비교하는것이다. 예를들면 / 발전소운영시간전반에결쳐 90Sr 과같 은단하나의핵종만이부지내에었다고가정하면 y 건물표면과토양내 90 Sr 에대한 기본 DCGL 은관련법규에서제시하고았는규제값을사용할수였다. 조사측정값 과시료채취값은제한치만족여부를증명하기위해직접적으로 90Sr 에 대한표변과 체적방사능농도와비교한다. 이 방법은방사성핵종이하나이상존재할때는적용 되지않는다. DCGLs와대용물측정의이용다수의오염물질을갖는부지의경우에는대용물측정방법을통해부지내에존재하는모든오염물질에대한허용기준만족여부를증명하는것이가능하다. 만약하나의방사성핵종분석이나머지분석보다간단하다면그만큼경제성이높아지게된다. 예를들면 y 습식화학분리는모든시료에대한 90Sr에대하여수행되지않아야하기때문에 90 Sr 분석에 137 CS 농도를사용하는것이분석하는데경제적이다. 척도인자결정을위해필요한측정수는부지운영이력평가자료와부지의화학적 y 물리적그리고지리적특성에기초하여선정되어야한다. 만약최종부지조사자료를사용하여척도인자가결정되었다면 I 적어도측정 ( 직접측정과시료채취 ) 값의 10% 는관련된모든방사성핵종에대한분석을포함해야한다고 MARSSIM에서권고하고있다. 대용물사용에있어서둘또는그이상의방사성핵종사이의일관된비율을확립하기는어렵다. 대용불비율에대한변동의허용가능한준위에대해규정하는지침을따르는것보다더합리적인접근방법은비율수립을위해수집된자료검토와그자료로부터적절한비율을선정하기위해자료품질보증과정을사용하는것이다. 아래에는대용불측정의적용방법을설명하고있다. 조사단위내 107H 의토양시료들은대용물비율을확립하기위해 137CS과 90Sr 에대하여수집및분석되었다 90Sr 대 137CS의농도비율은 6.6, 5.7, 4.2, 7.9, 3.0, 3.8, 4.1, 4ι 2.4, 및 3.3 이었다. 평균농도비가 4.6의이고 1.7의표준편차를갖는다. 이러한자료로부터대용물의비율을평가하기위해사용될수있는다양한접근방법들이있다. 한가지방법은 95% 이상의대용물비율을선정함으로써대용물비 율의변이성을고려하는것이다. 여기서는이 값을 8.0 으로가정한다. 또하나의방 법은측정자료에서가장보수적인값을선정하는것이다. 여기서는 7.9 를선정하였

46 % ω다. 일단적절한대용물비율이결정되면 y 대용물측정을사용하여어떻게허용기준 의만족여부를입증될것인가를고려하는것이필요하다. 즉 / 사용자는추측된방사 성핵종을설명하기위해측정된방사성핵종의 DCGL을수정하여야한다 137CS 에 대한변형된 DCGL은다음방정식에따라감소되어야한다. DCGLα 1TWd = DCGLα x -=-c""' D CGLc,_, =--:-:=: ---ar 여기서 Csr/ CCs 는 90Sr 대 137CS 의대용물비율을의미한다. 만약에 DCGLsr 이 15 Bqjkg 이고 DCGLes 가 10 Bqjkg 일때그리고대용물 비율이 8.0 일경우 137CS 에대한수정된 DCGL은상기식을이용하여다음과같이계산된다. 15 ~ ~ / DCGLes,1TWd = 10 X TQ \/ 1 fll I 1 ~ = 1.6Bq/kg 다수의방사성핵종을가지고있는부지에대한 DCGLs 적용일반적으로 / 각각의방사성핵종 DCGL은부지개방기준에부합된다. 그러나다수의방사성핵종이해체부지에존재할경우 / 모든핵종들에대한총 DCGLs는부지개방기준을초과할수있다. 이런경우 / 개별적인 DCGLs는총선량에기여하는다수방사성핵종의존재를설명하기위해서 DCGLs 의변경이필요하다. DCGLs 를변경하는하나의방법은다수의방사성핵종을설명하기위해피폭경로모텔링동안만들어진가정들을수정하는것이다. 앞에서는해체부지내다수방사성핵종 이 존재할경우, DCGL 변경에대한다른방법인대용물측정법을설명하였다. 또 다른방법은개개의방사성핵종 DCGLs 를변경하기위해 Unit Rule" 개념을적용 하는것이다. Unit Rule" 개념을적용하여계산하는방법은다음과같다. C, C, C_ --- 수 +~ 二 ;-;: ::; 1 DCGL 1 ' DCGL 2 '.., DCGL n 여기서 C= 농도 DCGL = 각방사성핵종 (1, 2,, n) 의부지개방유도농도기준값

47 섭 DCGLEMC 계산 DCGLEMC는측정하고자하는지역중일부분의작은지역에서국부적으로 잔류방사능이높은지역에적용되는값으로서 Hot spot 지역에대한부지개방기준이되며, DCG1EMC는아래와같이계산된다. DCGL EMC = DCGL x Area Factor Area Factor 는기술된방사성핵종이나지역에대하여결정되어야하며 Area Factor는통상적으로 1보다크거나같다. Area Factor를계산하기위해사용된방법은 DCGLs 계산을위해사용된모텔링과같은것을포함한다. RESRAD와 RESRAD-Build를사용한 Area Factor 계산은매우간단하다. 그러나 DandD Ver.1 을사용하여계산할경우에는사용자가오염지역을수정할수없기때문에어렵다. 아래에는 RESRAD 코드를이용하여지역인자를계산하는일련의과정을소개하기로한다. 우선주어진방사성핵종에기인하는선량은 DCGL을계산하기위해사용 된것과같은지역에대하여계산한다. 외부지역 ( 부지 ) 에 대하여 RESRAD 코드의 기본값은 10,000m' 이며내부지역 ( 건물 ) 에대하여서는 36 m' 이다. 다음으로는기술된지역보다더작은오염지역에의한선량을계산한다. 선량결과는일반적으로더큰 지역보다적을것이나선량이감소되었다고는볼수없다. Area Factor는다음과같이계산된다. ATeQ FQctoT = D ose calculated for first (default) area Dose calcμ lated for smaller area 예로서오염부지 100 m' 에대한 Co-60의 Area Factor와 DCGLEMC를계산하는과정을살펴보면다음과같다. 10,000 m 2 의기본지역에걸쳐분포한 Co-60 1 pci/ g을가지고 RESRAD를실행하면 mrem/p Ci/g의최대선량을초래한다. DCGL을계산하기위해서는상기에서계산된값으로부지개방기준을나눈다. 25 mrem/yr의부지개방기준을사 용한 Co-60 에대한 DCGL 은 DCGL = -;: - = 2.6pC1g 25mrem,.-.,. / rn/pci/g -'~r-./ 오염의기본지역이 100 m 2 으로감소되었을때 / 선량은 mrem 으로감 도한다. (RESRAD 에서대수층에평행한오염의너비는 100 m 에서 10 m 로감소된다 m

48 -m 쇄-때 끼/ / / ι/ / / / / ' τ: 점을고려해야한다 ). 따라서 오염지역의범위가감소됨에따른 Area Factor 는 아래와같이계산된다. A 쐐m w = Q ;t m 그러므로 100 m 2 에 걸쳐 분포된 Co-60 에대한 DCGLEMC 는 3.1 p Cijg 이된 다. DCGLEMC = DCGL x Area Factor = 2.6 pcij g x 1.2 = 3.1 pci/g 여기서계산된 DCGLEMC 값은만약 Co-60 오염이 100 m 2 으로제한되었다면 / 3.1 pci/ g 에서잔류방사능농도에의한선량이 25 mrem 임을의미한다. 아래그림 2-1은 Area Factor를계산하는과정을그림으로보여주고있다. 辯E } 떼앵DCGLEMC R Area Factor DCGLEMC 빼면적에서 Co-60의면적 많뼈 mrem 선량 10,000 m 2 / (9.447 j9.44 끼 2.6 pci/g (DCGL) 선량 ι ' /,".' ", ι / / /? 7 / / ι ι/ - / ι/ ι/ / - / / - /. / / t / ι/ / /ι " / /. 100 m 2 at 3.1 pcijg 톰 pci/g 10 m mrem 10 m mrem (9.447 j 4.464) (2.6 x 2.1) at 5.5 pcijg 그림 2-1 Hot spot 지역에서의 DCGLEMC 계산과정 m

49 η 1.3 자연방사능준위참고지역선정어떠한방사성핵종들은관섬매질 ( 토양y 건물 / 물질등 ) 내높은자연방사능준위를가지고있다. 천연적으로발생하는 U, Th과 actinium 계열이이에포함되며 (40K, 4 C, 3 H 등 ), 137 CS과같은일부분의방사성핵종들또한핵무기낙진의결과로서자연방사능으로존재한다. 측정데이타의분포를설명하는데이용될수있는자연방사능준위농도는부지내의오염정도를확인하고평가하기위해펼요하다. 특정조 사단계에서결정된자연방사능준위는부지내방사선학적조건을확인하기위하여 한번이상참고지역내자연방사능을조사하여야한다. NUREG-1505(NRC 1997a) 는 자연방사능준위참고지역에대한추가적인정보를제공하고있다. 부지자연방사능 준위참고지역은평가될조사단위와물리적 l 화학적 / 지질학적 / 방사선학적그리고 생물학적특성이유사해야한다. 자연방사능준위참고지역은일반적으로비오염지역에서선정되어야하나인간활동에의해방해받지않은자연지역으로한정되지는않는다. 어떠한상황에있어서 / 참고지역은평가된조사지역과관련이았을수있으나부지가방사능에의한오염가능성이었으면안된다. 예를들면, 자연방사능준위 측정은건물또는구조물표면 l 도로포장또는아스팔트의시료로부터측정될수 있으나 / 일반적으로참고지역은평가된조사지역의일부분이되어서는안된다. 참고지역은조사지역자료와비교하기위해사용되는자연방사능준위측정지역 이다. 자연방사능준위지역내존재하는방사능은이상적으로전혀오염되지않은 조사지역과같아야한다. 만약부지가단일참고자연방사능준위에의해대표할수 없는물리적 y 화학적, 지리적 / 방사선학적또는생물학적변수를포함한다면 / 하나 이상의참고지역의선정이필요하다. 또한 / 만약잠재적으로고려될수있는방사성 핵종이자연적으로발생한다면 f 조사지역과비교하기위한참고지역을선정하기가 어려울것이다. 자연방사능준위는부지에서일어났던서로다른구조물방사능때 문에크게변할수있다. 자연방사능준위를변화시키는예를들면다음과같다. 준위측량 (Leveling) 굴착작업 메움흙을더해주는것 토양이나아스팔트를안정화하기위해암석이나자갈을가져오는것 다른모반암석으로제조된아스팔트 단일조사단위내아스팔트나콘크리트의서로다른주입 (pours) 을사용하것는 콘크리트위에아스팔트층

50 ι 서로다른두께의아스팔트 r 콘크리트 y 암석또는자갈충 / 그리고 철도노반또는건물기반과같은오래된모형의덮음이나매장 자연방사능준위는유거수 (Runoff water) 가모이거나증발이있는주차장의낮은 지역내낙진의농도에의해또한증가될수있으므로참고지역선정의검토및재 평가는필요하다. 따라서조사단위와그경계를선정하는데있어서더 많은주의가 필요하다. 그이유는참고지역별로잡재적그리고실제적인자연방사능준위가다르 기때문이다. 더자세한범위또는상세조사는자연방사능준위변위를이해하는데 필요할수었다. Gross 방사능측정기술대신에방사성핵종비 측정기술을사용하 는것이또한필요할수있다. 만약위에서권고한것을만족하는자연방사능준위 참고지역을이용할수없다면 y 규제기관과의상의와협의가필요하며 l 또다른대안적접근방법으로는개발되거나알려져있는방사성핵종분포의연구를사용하는것을포함할수었다. 만약관심방사성랙종오염물질이자연방사능준위내에서일어나지않거나자연방사능준위가 DCGLw 에비해미비하다면 (10 % 이하 ), 조사단위방사선학적조건을특정 DCGL과직접비교하는것으로충분하여참고지역자연방사능준위조사는필요치않게된다. 1.4 오염지역분류 오염지역의분류는오염가능성에따라조사정도를결정해야하기때문에매 우중요하다. 오염가능성을필요이상으로크게잡으면조사에필요한측정지점 의수가증가되어불필요한노력을하게될것이고 r 오염가능성을지나치게낮게 잡으면조사결과를근거로하여해체기준에부합함을보일수없게될가능성이 높게된다. 조사대상지역을구분할때는크게두가지를결정하게된다. 하나는 지역의평균방사능의오염도가 DCGL을초과할가능성이고다른하나는오염의분포가좁은지역에서높은경우인가혹은오염이비교적고르게전체에분포되어있는가하는점이다. 사전조사에서얻은자료는지역을구분하는데매우중요하다지역구분에서는 DCGL과오염수준뿐만아니라오염의분포도고려한다. 오염은전지역에고르게분포할수도있고작은지역에높은농도로분포할수도았다. 측정단위는특정한크기와형태의구조물과토양으로구성된물리적인지역으로서방출기준의초과여부에따라결정되고피폭경로모델링에서의가정사항 / 부지특성조건에따라크기가달라진다. 측정지역의크기와형태는잠재적인오염도 / 예상오염 도분포및그밖의다른부지의물리적인경계 ( 건물 / 벽 / 토양, 표층수 ) 와같은인 자에의해결정되며 MARSSIM 에서는부지및건물을잠재적인오염도에따라 m

51 Class 1, 2, 3 로분류하는방법을제시하고있다. Class 1 지역은부지운영이력에기 초한방사성오염에대한가능성또는이전의방사선학적조사를근거로하여잘 알려진오염물질이있거나제염전에있었던지역으로서 l 이전에제염조치의대상 인부지지역 ( 위치 ), 액체폐기물의누수나누출이발생했던지역 / 이전에매립또는 처분지역으로사용하였던지역및폐기물저장부지등이이에해당된다. Class 2 지 역은 DCGLw 를초과하지않는잠재적방사성오염또는알려진오염이있거나제 염 전에있었던지역으로서밀봉되지않은 ( 개봉 ) 형태로방사성물질이존재하는지 역 ( 예 ; 처리시설 ), 잠재적으로오염된수송루트 ( 경로 ), 방출지점에서바람이부는방향의아래지역 / 공기중에부유된방사능에영향받기쉬운건물또는건물내부의상부벽과천장y 취급되는방사성물질의농도가낮은지역및이전오염관리지역의주변 ( 경계선 ) 지역등이이에해당된다. 또한 Class 3 지역은오염가능성이거의없는지역으로서 Class 1 또는 Class 2 지역근처의완충지역으로구분된다. 이를요약하면표 2-3과같다. 표 2-3 MARSSIM 에서의오염지역분류기준 1닙 ErT ET 정의 Sampling 방법 측정범위 Survey 단위면적 (m') ~ 걷 ~ 토양 Class 1 Hot spot 및과거오염 100% 이력있음 최대최대 Systematic - 전지역의 Hot spot 오염정도가 DCGL을 100 2,000 유무확인 초과할우려가있는지역 % - 오염가능성이높은 Hot spot 및과거오염 100 2,000 지역을중심으로 Class 2 이력없음 Systematic ~ ~ 실시 오염이 DCGL이하지역 1,000 10,000 - Hot spot 없는 것을확인 o 10% Class 3 O 오염가능성이거의없는 - 전문가의판단에구속구속 Random 지역의해오염가능성이없음없음 높은구역만실시 q q ] 니

52 2. 측정지점의수및위치결정방법 MARSSIM에서는오염지역별로결정된 DCGL에따라오염지역의측정지점수와위치를결정하는통계적방법을적용하고있다. 잔류방사능이하나의넓은지역위로고르게분포되고있으면이것을전체지역의평균방사능으로보고 DCGL을산출하여통계적방법으로측정수와위치를결정한다. 오염정도가자연방사능준위내 에존재할때는 Wilcoxon Rank Sum(WRS) Test 방법을 l 오염정도가자연방사능준 위 내에존재하지않을때에는 Sign Test 방법을적용하는것을권고하고었다. 또 한잔류방사능이더넓은지역내에서작은지역즉 I 측정위치사이의지역보다더 작은지역에서국부적으로방사능이높은지역 (Hot spot 지역 ) 에서는 DCGLEMC 라 는또다른유도농도기준산출방식을이용하여측정수와위치를결정하는방법을 제시하고었다. 아래에는 MARSSIM 에서제시하고었는통계적처리방법을이용하 여부지잔류방사능측정지접수와위치를어떻게결정하는지를자세히기술하였 다. 2.1 측정지점의수결정방법 가. WRS Test 방법을이용한측정지점수결정방법 WRS Test 방법은오염정도가자연방사능준위내에존재할때 적용되는통계 적처리방법으로서 2 개의모집단 ( 측정지역 y 자연방사능준위지역 ) 에서측정된농도 차이가부지개방유도농도기준 (DCGL) 을념을것인가아닌가를판단하는방법으로 자연방사능준위와측정지역에서측정된값보다약 40% 정도작은값에서결정된다. 즉부지내토양이나외부로노출된시설의방사능량을측정할때 적용되는방법이 다. 이렇게제시된통계적방법을이용하여오염지역내측정지점의수를결정하는 데 I WRS test 를이용한측정지점수는참고지역 (Reference Area 자연방사능준위 지역 ) 과조사단위 (Survey Unit) 에서오염의표준편차 ( 각각 Or 과 Os) 를평가하고상대 이동 (Relative shift : ~jo=(dcgl - LBGR)jo) 를계산한다음이를토대로 Pr( 조사단 위에서무작위측정결과가참고지역에서의무작위측정결과보다더클확률 ) 을결 정한다. 다음엔결정오차분율 (Zl-a 및 Zl-ß) 을결정하게되는데이러한계산에사용 되는모든확률적자료는 MARSSIM 에표로서제공되어았다. 이러한결과를이용 하여측정지점의수는아래와같은식을이용하여계산한다

53 ι-rj--ou N=JZl- a + Zl 까 )2 3(Pr- O.5? 최종적으로측정불확실성을고려하여 20% 정도증가된측정지점의개수 의반 (N/2) 을측정지점의수로선정한다. 나. Sign Test 방법을이용한측정지점수결정방법 Sign test 를이용한측점지점수는참고지역과조사단위내오염의표준편차로부 터 σ = 낀푼 τ 캘 ) 를평가하고상대이동 (Relative shift 11/ a) 를계산한다음이 를토대로 Sign P( 조사단위지역이 LBGR 내에있고그곳에서의무작위측정결과 가 DCGLw 보다낮을확율 ) 를결정한다. 다음에결정오차분율 (Zl-a 및 Zl-ß) 을역시 MARSSIM 에서제공하는자료를이용하여결정한다. 이러한결과를이용하여측정 N - 지점의크기를아래와같은식을이용하여계산한다 z L-S -얘十Q-n -P --l/의수로선정한다. 최종적으로측정불확실성을고려하여 20% 정도증가된개수를측정지점 다. 각인자들의계산 오염지역의측정지점수를결정하기위한첫번째단계는수용가능한결정오 차율인 Q 와 6 를결정하는것이다. 이러한결정오차는부지제염결정과정에서결 정할수있다. 통계적방법의사용은결정오차생성가능성을제어하기위해이용 된다. 통계적평가를계획할때 / 부지가적용가능한해체기준과부합하거나혹은 부합하지않는지를부적절하게결정하는허용가능오차율이제시되어야한다. 이 러한오차율을결정하는데있어오차율결정을수행하는데필요한시료측정지점의 수가고려되어야한다. 오차율이낮을수록더많은측정을필요로하지만결정에 있어서는통계적평가의결과가더좋은신뢰도를가져오게한다. MARSSIM 에서는 통계적평가를수행할때 결정할수있는두가지타입의결정오차를사용하고았 다. Type 1 오류로불리는첫번째타입의결정오차는 Null Hypothesis( 영점가설 ) 이사실을부정할때발생한다. Type 1 오류는때때로 거짓긍정 으로불린다. % ω

54 ωtype 1 오류의확률은일반적으로 Q로표시하며오염이없어도있다고판단하는경우에적용한다. Type 11 로불리는두번째타입의결정오차는 Null Hypothesis가거짓을사실로인정할때발생한다. Type 11 오류는때때로 거짓부정 으로불린다. Type 11 오류의확률은일반적으로 P로표시하며오염이있어도없다고판단하는경우에적용한다. 결정오차율은부지에따라달라지지만일반적으로 Class 1 지 역의건물내부콘크리트의경우에는아래표 2-4 에서 보듯이 0=ß=0.05 로정의하 고그밖의모든다른측정지역에대해서는 0=0.025, ß=0.05 를적용한다. 표 2-4 수용가능한결정오차율및이에따른결정오차분율 o( 또는 ß) Z1-a( 또는 Z1-ß) o( 또는 ß) Z1 -a( 또는 Z1-ß) 다음에는이전조사자료로부터얻어진정보를토대로참고지역 Or과조사단위 Os에서오염의표준편차를평가한다. 상기에서계산된값을이용하여상대이동 (Relative shift ~/o=dcgl - LBGR)/o) 를계산한다. 여기서 S피 ft(~) 는회색영역 (Grey region, 조사단위를위한인자값들의범위가잘못된결정을내리더라도그영향이비교적적은범위 ) 의폭에해당되며 / 회색영역의상한값은 DCGLw 이며회색영역의하한값 (LBGR : Lower Bound of the Grey Region) 은부지특성변수로서 초기에는 LBGR 이 DCGLw의 1/2가되도록설정하고요구되는상대이동값을얻기위해서필요한만큼 LBGR을조정한다. 이라한일련의과정을거쳐상대이동값을계산한다. 이를토대로 Pr를결정한다 (Pr 개개의값계산에대한상세정보는 NUREG-1505, A nonpar없netric statistical methodology for the design and analysis of final status decommissioning surveys" 를참조하기바람 ). 표 2-5 에는 오염이자연방사능준위내로존재할때 (WRS Test) 의상대이동값에대한 Pr값이주어져있으며 / 표 2-6에는오염이자연방사능준위내로존재하지않을때 (Sign Test) 의상대이동값에대한 Sign P 값이주어져있다. 다음으로는결정오차분율을표 x

55 2-4로부터계산한다. 마지막으로지금까지계산하고얻어진각인자들의값을가지고측정지점의수 (N) 을계산할수있다. WRS test와 Sign test 방법에의해계산된 N값은불확실도가있는 0와 Pr을이용하여평가한관계로어떤조사로부터약간의빠졌거나쓸수없는자료가있을수있다. 따라서측정지점의수는통계적테스트와놓쳐버렸거나쓸수없는자료가능성을참작하여계산된값에약 20% 정도의측정지접수를적용하여최종적으로계산한다. MARSSIM에서는이 N값을통계적으로구한수치를표로제시하고있는데계산을하여구한 N 값과표를이용하여구한 N 값은결과적으로같음을알수있다. 이러한통계적인 N 값은오염물질이자 연방사능준위가존재할때와존재하지않을때 두경우에있어서각조사단위에 따른측정지점의수 N 값이제시되어있다. 표 2-5 오염이배경준위내존재할때 / 주어진상대구간값에대한 Pr 값.ð/a Pr.ð fσ Pr 만약 Ll fσ>4.0 때 I Pr= 사용 이

56 표 2-6 오염이배경준위내에존재하지않을때상대구간값에대한 Sign P 값 Llja Sign P Ll ja Sign P 만약 Ll jcσ>3.0 면 Sigb p= 사용 ωm

57 표 2-7 WRS Test 방법 ( 오염이자연방사능준위에존재할때 ) 을이용한 Nj2 의값 w t L1/a a=0.01 a=0.025 a=0.05 a=o. lo p β β β D a=0.25 β I

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