노 트 중수로원전방사성유출물관리와유도배출한계설정방법에대한고찰 김희근, 공태영, 정우태, 김석태한전전력연구원 2010 년 8 월 23 일접수 / 2010 년 11 월 22 일 1 차수정 / 2010 년 12 월 16 일 2 차수정 / 2010 년 12 월 17 일채택 중수로원전에서환경으로배출되는방사성유출물의양은경수로원전에비해상대적으로많고, 방사성유출물을계속적으로배출하는연속배출 (Continuous release) 방식으로운용되고있다. 이때문에원자로건물배기굴뚝 (Stack) 등주요배출지점에방사선검출기 (Radiation detector) 를설치하여방사성유출물의농도를실시간으로감시하고있다. 또한방사성핵종별로연간배출가능한유도배출한계 (Derived Release Limits: DRLs) 를정하고, 이들설정값을초과하지않도록엄격하게관리하고있다. 본논문은중수로원전방사성유출물에대한배출관리방식, 유도배출한계의설정기준, 설정방법론과설정현황을조사하여검토하였다. 중심단어 : 중수로원전, 방사성유출물, 유도배출한계, 핵종농도법, 원소형삼중수소 1. 서론 1) 원전으로부터환경으로배출되는기체나액체방사성유출물은원전주변에거주하는일반인에게공기중에존재하는방사성물질의흡입또는방사성물질로오염된음식물의섭취등의피폭경로 (Exposure pathway) 를통해방사선피폭을유발할수있다. 따라서원전에서배출되는방사성유출물에의해원전주변주민에대한방사선피폭이합리적으로달성가능한낮게 (As Low As Reasonably Achievable: ALARA) 유지되도록관리하고있다 [1]. 또한어떠한경우에도일반인에대한법적선량한도 (Dose limit) 를초과하지않도록배출이엄격히제한된다. 중수로원전은기체방사성유출물을환경으로연속배출 (Continuous release) 하는방식으로, 그배출량또한상대적으로경수로원전에비해많기때문에방사성물질의배출감시 (Release monitoring) 가더욱중요하다 [2]. 이를위해원자력법에서정하는배출관리기준 (ECL) 을준수하고있으며, 이외핵종별배출량을별도로정하고있다. 또한원자로건물배기굴뚝 (Stack) 등의주요배출지점에는경수로원전등과같이방사선감시기 (Radiation monitor) 를설치하여배출에따른방사성유출물을실시간으로감시하고있다 [2]. 중수로원전에서각방사성핵종별로정하는월간또는연간배출할수있는방사성유출물의배출총량을유도배출한계 (Derived Release Limits: DRLs) 라고정의한다 [3]. 이러한방사성핵종별로설정된유도배출한계는일반인에 책임저자 : 김희근, hkkim@kepri.re.kr 대전시유성구문지동 103-16 대한법적선량한도에이르게할수있는단일방사성핵종에대한연간최대배출량을의미한다. 그런데원전에서배출되는방사성핵종은혼합핵종이므로, 다수혼합방사성핵종의동시배출에따른일반인선량한도를초과하지않도록, 각방사성핵종별로유도배출한계의 1-5% 범위에서별도로운전목표치 (Operating targets) 나월간또는연간목표배출량을설정하여운영하고있다 [4,5]. 이러한중수로원전의유도배출한계설정과운영은연속배출등을고려한중수로원전고유의특성으로, 보다엄격한방사성유출물의관리를위한조치로여겨진다. 본논문은중수로원전의연속배출관리방식과이를감시하는설비에대해간략히조사하였다. 또한중수로원전에만적용되고있는유도배출한계설정기준과설정방법론에대해검토하였고, 국내외원전의유도배출한계의설정현황을비교하였다. 2. 재료및방법 가. 중수로원전의배출관리특성원전에서방사성유출물을배출하는방식은크게배치배출 (Batch release) 과연속배출로나누어진다. 배치배출은발생되는방사성유출물을수집, 저장탱크등을이용하여저장하였다가필요한시점에배출함으로써배출관리가효과적으로가능한방식이다. 이러한배치배출은경수로원전의격납건물의기체방사성유출물관리등에적용되고있다. 이에비해연속배출은발생된방사성유출물을수집탱크등에저장 지연하지않고계속적으로배출하 JOURNAL OF RADIATION PROTECTION, VOL.35 NO.4 DECEMBER 2010 172
는방식이다. 이때발생되는방사성유출물은시료채집이나방사선감시기를이용하여배출한도를초과하지않도록방사성물질의농도를감시하고있다 [6]. 연속배출은중수로원전의기체방사성유출물의배출에적용되고있다. 이에비해액체방사성유출물은중수로원전이나경수로원전에서배치배출형식을취하고있다. 중수로원전의기체방사성유출물은원자로건물배기굴뚝을통해배출되는데, 배출지점에서환경으로최종배출전에방사능농도를측정하거나, 일부핵종의경우배출량 을계속감시하고있다. 표 1 에월성 1 호기의방사성유출물의시료채취지점, 주기, 분석형태와검출준위등을나타내었다 [4,5]. 한편, 원전방사선관리구역의방사선량율이나공기중방사성물질의농도를감시하고, 배출지점에서방사성유출물의농도를감시하기위해방사선감시계통 (Radiation Monitoring System: RMS) 이설치되어있다. 이들월성 1 호기방사선감시계통의운전제한조건및점검요건은표 2 와같다 [5]. Table 1. Sampling, Radionuclides, and Lower Limit of Detection of Radioactive Effluents from a PHWR (Wolsong NPP Unit 1). Monitoring Locations or Systems Sampling Sites Frequency Radionuclide LLD(Bqm -3 ) Liquid Waste Tank Steam Generator Blow-down Water Sampling Sink Area for Representative Samples Basement of Turbine Building Sampling Sink Before Discharge Gamma 1.85 x 10 4 3 H 3.7 x 10 5 Month Pure Alpha 3.7 x 10 3 Quarter Week Turbine Building Sump Sump at Turbine Building Month (Particulate Filter) (Iodine Filter) (Tritium Bubbler) (Carbon-14 Bubbler) 89 Sr, 90 Sr 1.85 x 10 3 Gamma 1.85 x 10 4 3 H 3.7 x 10 5 Gamma 1.85 x 10 4 3 H 3.7 x 10 5 Week Gamma 3.7 x 10 1 Week Gamma 3.7 Day Month 3 H 3.7 x 10 4 14 C 3.7 x 10 4 Containment Stack Day Gamma 3.7 x 10 6 Table 2. Radiation Monitoring Systems at a PHWR (Wolsong NPP Unit 1). No. Monitoring Systems Channel Operation Type Detection Range Alarm Set-point 1 Fixed Area Monitor Area Gamma Rate Continuous 10-1 10 5 mrh -1 Depending on the Adjacent Dose 2 3 4 5 Airborne Tritium Monitor Gaseous Effluent Monitor Gaseous Effluent Monitor at Reactor Building Liquid Effluent Monitor Airborne Tritium Batch 0 3.7 10 5 Bqm -3 Depending on the Airborne Concentration Noble Gas Continuous 7.4 10-2 7.4 10 4 Bqcc -1 2.2 10 12 Bq-MeVd -1 Particle Continuous 1.4 10-7 1.4 10-1 Bqcc -1 2.40 10 8 Bq-MeVd -1 Iodine Continuous 5.9 10-3 5.9 10-2 Bqcc -1 1.44 10 10 Bq-MeVd -1 Noble Gas Continuous 7.4 10-2 7.4 10 4 Bqcc -1 2.2 10 10 Bqcc -1 Particle Continuous 1.4 10-7 1.4 10-1 Bqcc -1 1.3 10-3 Bqcc -1 Iodine Continuous 5.9 10-3 5.9 10-2 Bqcc -1 4.1 10-3 Bqcc -1 Liquid (Pure Beta, Gamma) Continuous 7.4 10-1 7.4 10 3 Bqcc -1 ECL Dilution Factor 나. 일반인선량한도와배출관리기준의변경국내에서는 2003 년이후 ICRP-60 이국내원자력법령에반영되어시행중에있다 [7,8]. 이에따라방사선가중계수 (W R) 와조직가중계수 (W T) 가 ICRP-60 의방사선방호지침을기준으로변경되었으며, 방사선방호량으로이들 W R 과 W T 에근거를둔유효선량 (Effective dose) 이적용되고 있다. 이러한가중계수는중수로원전의유도배출한계설정이나일반인선량평가등에적용되고있다 [7]. 한편, 국내원자력법령에서일반인선량한도는 ICRP- 60 의권고를수용하여 2003 년이전에 5 msvy -1 에서 1 msvy -1 으로변경되었다. 하향조정된일반인선량한도에상응하여최대허용농도 (Maximum Permissible Con- 173 JOURNAL OF RADIATION PROTECTION, VOL.35 NO.4 DECEMBER 2010
centrations: MPCs) 가배출관리기준 (Effluent Control Limits: ECLs) 으로변경되어새로이설정되었고, 교육과학기술부고시의첨부물로반영되었다 [7]. 이러한일반인선량한도와배출관리기준을근거로중수로원전유도배출한계를새로이설정하였으며, 이러한결과는 2004 년월성원전의운영기술지침서 (Technical specifications) 와최종안전성분석보고서 (Final Safety Analysis Report: FSAR) 등에반영되었다 [4,5]. 다. 유도배출한계설정방법과현황중수로원전에서유도배출한계는환경으로배출되는방사성유출물의배출에따라일반인선량한도를초과하지않도록설정되는방사성핵종의배출총량으로정의된다 [3]. 이러한유도배출한계의설정에는여러가지불확실성을고려하여단일방사성핵종의배출량으로정의하며, 총량의일정비율 (1 5%) 을운전목표치로설정하고있다 [4,5]. 이렇게설정된유도배출한계는운영기술지침서와최종안전성분석보고서에반영되었다 [4,5]. 이러한유도배출한계의설정방법에는배출관리기준을기준으로설정하는핵종농도방법과각방사성핵종의배출에따른환경매질에서의피폭경로를고려하는시스템분석방법으로구분된다 [2]. 핵종농도법은과거에최대허용농도 (MPC) 를기준으로하고있기때문에 MPC 분석법으로잘알려져있다. 이방법은피폭대상에대해법적으로설정된최대허용농도를초과하지않도록유도배출한계를설정하여방사성물질의배출을제어하는것이다 [2]. 이러한핵종농도법은특정환경조건을세밀히고찰하여얻는것이아니라, 광범위한피폭경로를일반화하여도출하는방법이다. 따라서식수나공기와같은비교적단순한피폭경로에관해서는적절한방법이나, 환경매질의먹이사슬 (Food chain) 이나복잡한피폭경로에관한상황을적절히고려하기에는부적절한면이있다. 따라서이방법을적용할경우여유도 (Margin) 를크게잡는것이일반적이다. 핵종농도법에의한유도배출한계설정방법은아래와같이산정한다 [2]. or (1) or (2) 여기서, ECL i, MPC i = 공기 / 수중에서핵종 i 의배출관리기준혹은최대허용농도 (Bqm -3 ) X/Q = 대기확산인자 (sm -3 ) F = 배출유량 ( 희석수량 )(m 3 s -1 ) 이에비해시스템분석법은방사성물질이원전에서배출되어인체에피폭을주는모든피폭경로를고려하는방법이다. 즉, 방사성핵종이배출된후호흡에의한내부피폭, 토양침적에따른외부피폭, 동식물전이농축과섭취에따른내부피폭등아주복잡한경로 (Pathway) 를모두고려하는것이다. 이러한과정에는다양한사회환경인자등을필요로하며, 또한모든피폭경로를고려하여선량 을평가하기위해서별도의전산프로그램이필요하다. 따라서복잡한경로를적절히모사함으로서각경로별피폭선량을모두계산할수있으며, 결정경로에대한해석까지가능하게할수가있다. 이에비해다양한피폭경로의해석과각사회환경인자의수집등에서발생하는불확실성은여전히존재하게된다 [3,9]. 시스템분석법을이용하여원전에서방출되는방사성핵종 i 에대한연령군 g 의선량 (E i g) 은식 (3) 과같이계산할수있다 [3]. (3) 여기서, E i g = 방사성핵종 i 에대한연령군 g 의유효선량 (Svy -1 ) D i g = 핵종 i 의단위배출과정에서피폭연령군 g 가받는선량 (SvBq -1 ) ( 즉, 외부피폭, 섭취및흡입에의한피폭을모두고려 ) F i = 핵종 i 의배출량 (Bqy -1 ) 방사성핵종 i 의단위배출과정에서피폭연령군 g 에서의최대피폭방사선량을 D i max 라정의하고, 일반인에대한연간선량한도를 ADL (Annual Dose Limit) 이라할때, 핵종 i 에대한연간유도배출한계 (DRL i) 는식 (4) 와같이계산될수있다 [3]. max (4) 여기서, DRL i = 핵종 i 에대한연간유도배출한계 (Bqy -1 ) ADL = 일반인에대한연간선량한도 (Svy -1 ) D i max = 방사성핵종 i 의단위배출과정에서피폭연령군 g 에서의최대피폭방사선량 (SvBq -1 ) 위식 (4) 에따르면, 방사성핵종 i 를유도배출한계만큼환경으로배출하면원전부지경계선에서거주하는일반인은연간법적선량한도에도달하게된다. 결과적으로다른방사성핵종은배출할수없게된다. 그러므로원전의유출물관리에서배출예상핵종의실제배출량과유도배출한계의총분율이 1 을넘지않도록운영되고있다. (5) 여기서, R i = 핵종 i 의실제배출량 일반적으로중수로원전에서는유도배출한계의 1 5% 를운전목표치 (R i OpT) 로설정하여운영하고있다. 이는다수핵종의배출등에따른방사선관리에서야기되는불확실성을피하며, 원전의방사선관리를보수적으로운영함 JOURNAL OF RADIATION PROTECTION, VOL.35 NO.4 DECEMBER 2010 174
을의미한다. 한편, 이러한내용은 2004 년이후기체유출물의경우일일 1% DRLs 에대해 5% DRLs 로변경되었고, 일일운전목표값대신에월간배출목표값을설정하여운영하고있다 [4,5]. (2004년이전 ) (6) (2004년이후 ) (7) 라. 국내중수로원전의유도배출한계설정현황 2004 년개정된유도배출한계설정과정에서는일반인선량한도 1 msvy -1 와이에상응하는배출관리기준을기준으로하였고, 최종안전성분석보고서등에서규정하고있는핵종농도법을계속적용하여유도배출한계를설정하였다 [4,5]. 기체방사성유출물에대한유도배출한계는표 3 에, 액체방사성유출물에대한유도배출한계는표 4 에제시하였다 [4,5]. Table 3. Derived Release Limits (DRLs) for Gaseous Radioactive Effluents at Wolsong NPP Unit 1. Radionuclide ECLs for Discharge DRLs (Bqm -3 ) Bqmonth -1 Bqy -1 Noble Gas 4.7 10 2 (Bq-MeVm -3 ) 1.35 10 15 (Bq-MeV) 1.6 x 10 16 (Bq-MeV) 3 H 3 10 3 8.75 10 15 1.05 10 17 131 I 3 10 0 8.75 10 12 1.05 10 14 Particle 5 10-2 1.46 10 11 1.75 10 12 Table 4. Derived Release Limits (DRLs) for Liquid Radioactive Effluents at Wolsong NPP Unit 1. ECLs for Discharge DRLs Radionuclide (Bqm -3 ) Bqmonth -1 Bqy -1 3 H (HTO) 4 10 7 2.92 10 15 3.48 10 16 131 I (All Compounds) 3 10 4 2.19 10 12 2.61 10 13 137 Cs (All Compounds) 5 10 4 3.65 10 12 4.35 10 13 134 Cs (All Compounds) 4 10 4 2.92 10 12 3.48 10 13 90 Sr (Etc. All Compounds) 2 10 4 1.46 10 12 1.74 10 13 89 Sr (Etc. All Compounds) 3 10 5 2.19 10 13 2.61 10 14 60 Co (Etc. All Compounds) 2 10 5 1.46 10 13 1.74 10 14 140 Ba (All Compounds) 3 10 5 2.19 10 13 2.61 10 14 140 La (All Compounds) 3 10 5 2.19 10 13 2.61 10 14 106 Ru (All Compounds) 1 10 5 7.30 10 12 8.70 10 13 95 Zr (All Compounds) 8 10 5 5.84 10 13 6.96 10 14 95 Nb (All Compounds) 1 10 6 7.30 10 13 8.70 10 14 144 Ce (All Compounds) 1 10 5 7.30 10 12 8.70 10 13 65 Zn (All Compounds) 2 10 5 1.46 10 13 1.74 10 14 59 Fe (All Compounds) 4 10 5 2.92 10 13 3.48 10 14 Total Beta-Gamma Activity 5 10 4 3.65 10 12 4.35 10 13 핵종분석법에근거한유도배출한계설정과정에는각방사성핵종의배출관리기준외에대기확산인자와희석유량이중요한변수이다. 월성원전의운영기술지침서나최종안전성분석보고서에따라대기확산인자 (X/Q) 8.64 10-7 sm -3 을적용하였다 [4,5]. 한편, 기기냉각해수 (Component Cooling Water: CCW) 의희석수유량은각각 8.7 10 8 m 3 y -1 과 7.3 10 7 m 3 month -1 을적용하였다 [4,5]. 마. 외국원전의유도배출한계설정현황과비교캐나다의 Point Lepreau, Gentily, Bruce-A, Bruce-B, Pickering-A, Pickering-B, Darlington 원전에서도방사성유출물의엄격한관리를위해국내원전과유사하게유도배출한계를적절히설정하여운영하고있다 [10]. 기체방사성유출물에대해서는수증기형삼중수소 (Tritiated water vapor), 불활성가스 (Noble gases), 요오드 ( 131 I), 입자방사성물질 (Particulate), Carbon-14 등에대해설정하고있다. 액체상에서설정하는핵종으로는수증기형삼중수소 (TWV), 전베타감마방사능 (Gross beta-gamma activity), Carbon-14 등에대해설정하고있다. 이를표 5 와표 6 에나타내었다 [10]. 175 JOURNAL OF RADIATION PROTECTION, VOL.35 NO.4 DECEMBER 2010
Table 5. DRLs for Gaseous Effluents (Including Elemental Tritium) in Canadian NPPs. Nuclear Generating Station Tritium * Iodine-131 Noble Gases (TBq-MeV) Particulates Carbon-14 Point Lepreau Bruce-A Bruce-B Darlington Pickering-A Pickering-B Gentilly-2 4.3 10 5 8.8 10 4 9.3 10 4 4.6 10 4 (HTO) 4.6 10 5 (HT) 7.0 10 4 7.0 10 4 4.4 10 5 9.9 1.2 1.3 3.3 10-1 2.2 2.2 1.3 7.3 10 4 5.0 10 4 1.2 10 5 3.1 10 4 1.7 10 4 1.7 10 4 1.7 10 5 5.2 2.1 2.5 9.4 10-1 1.2 1.2 1.9 (1) 3.3 10 3 5.7 10 2 6.0 10 2 1.5 10 2 1.8 10 3 1.8 10 3 9.1 10 2 * Tritium water vapour (HTO). TBq= 1012Bq, TBq-MeV (Terabecquerel-million electron volts). Derived release limit for elemental tritium (HT) resulting from the tritium removal facility at Darlington nuclear generating station. Table 6. DRLs for liquid effluents in Canadian NPPs. Nuclear Generating Station Tritium * Gross beta-gamma activity Carbon-14 Point Lepreau Bruce-A Bruce-B Darlington Pickering-A Pickering-B Gentilly-2 1.6 10 5 4.5 10 4 6.0 10 4 8.8 10 5 1.7 10 5 1.7 10 5 1.2 10 6 1.2 10 1 5.8 10-1 4.9 2.6 10 1 2.0 2.0 5.3 3.0 10 2 1.1 10 1 9.1 10 1 6.0 10 2 2.6 10 1 2.6 10 1 1.0 10 2 * Tritium water vapour(hto) The derived release limit for tritium in liquid release at Point Lepreau is higher than for the other nuclear generating stations because the effluent is discharged to sea water, thus eliminating the drinking water pathway to humans. The liquid DRLs for Bruce-A provided here are based on one condenser cooling water pump operating. Other liquid DRLs are available for 2, 3 or 12 pumps operating. 캐나다원전의 DRL 설정에서는 ICRP-60 의일반인선량한도 1mSvy -1 를기준으로하고있다. 설정방법은시스템분석법을적용하며, 캐나다표준협회 (Canadian Standard Association: CSA) 에서제정한유도배출한계계산지침인 CAN/CSA_N288.1-M87 을기준으로하고있다 [10,11]. 한편, 캐나다원전의경우도설정된 DRL 에대해 5% 를원전의운전목표값으로설정하여배출관리에적용중에있다 [10]. 캐나다원전의 DRL 설정현황은표 5 와표 6 에나타내었다. 한편, 삼중수소제거시설 (Tritium Removal Facility: TRF) 에서주로발생하는원소형삼중수소 (Elemental tritium) 의유도배출한계에대해조사하였다. 기체방사성물질의경우삼중수소제거시설을운영하고있는 Darlington 원전에서는 4.6 10 5 TBq (4.6 10 17 Bq) 로설정하고있다 [10]. 다른원전에서는 TRF 를운영하고있지않기때문에원소형삼중수소에대한유도배출한계는설정하지않고있다. 한편, 액체방사성물질의경우캐나다의여타원전에서도원소형삼중수소에대한유도배출한계를설정하지않고있다. 3. 결론 지금까지본논문에서는국내중수로원전의방사성유출물특성과관리방법, 유도배출한계설정기준과설정방법, 그리고설정현황을살펴보았다. 또한캐나다원전의유도배출한계설정현황을조사하여제시하였다. 2007 년이후월성원전에서는삼중수소제거시설을월성원전의추가설비로운영중에있다. 삼중수소제거시설에서는원전에서주로발생하는수증기형삼중수소외에원소형삼중수소가추가로발생되고있다. 따라서방사성유출물관리에는기존감시항목외에원소형삼중수소가추가되어야하며, 향후이에대한유도배출한계를설정하여제시할예정이다. 감사의글본논문은한국수력원자력 ( 주 ) 안전기술처와한전전력연구원의전력사공동중장기연구개발사업에의해수행되었습니다. JOURNAL OF RADIATION PROTECTION, VOL.35 NO.4 DECEMBER 2010 176
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