• 제목/요약/키워드: off-site dose assessment

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선량평가 및 Display시스템 (A Rapid Dose Assessment and Display System Applicable to PWR Accident)

  • 문광남;육종철
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제13권2호
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    • pp.67-77
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    • 1988
  • 원자력발전소의 비상사태 발생시 효과적인 비상대책 수립을 위하여 인근 주민에 대한 신속한 피폭선량 평가 시스템의 개발이 강조되고 있다. 여기서 개발한 시스템은 다양한 원전의 사고에 대해 인근 주민에 대한 방사선 영향의 신속한 평가 모델로서 마이크로 컴퓨터에 기초한 프로그램이며, 문답형의 메뉴방식의 사용자 입력구조를 가지고 있고 수행 결과의 출력은 표 또는 그래픽 형식의 구조를 가지고 있어서 신속한 피폭선량평가 수행뿐만 아니라 신속한 결과 판독이 가능하여 비상대책 활동을 위한 결정에 도움을 준다.

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ESTIMATION OF OFF-SITE DOSE AND RELEASE CONCENTRATION OF RADIOACTIVE LIQUID EFFLUENTS FROM RADWASTE TREATMENT SYSTEM IN KORI 3&4

  • Kim, H.S.;Son, J.K.;Kim, K.D.;Ha, J.H.;Song, M.J.
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제26권3호
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    • pp.291-298
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    • 2001
  • The designed release rate of liquid effluents from radwaste treatment system should be calculated and evaluated during normal operation, including anticipated operational occurrence and be assured that the release concentration and off-site dose at unrestricted area do not exceed the limits of regulation. The expected annual release rate and off-site dose for the currently operating nuclear power plants in Korea had been calculated and evaluated using PWR-GALE and LADTAP-II which was based on USNRC Regulatory Guide 1.109. Recently, the MOST Notice 2001-2 related to release concentration and off-site dose at unrestricted area was revised to reflect the concept of ICRP-60. It is necessary for KORI 3&4 to re-calculate the release concentration and off-site dose and to compare these results with the limits of regulation. As the results of assessment, we confirmed that the release concentrations were less than its limits of MOST Notice 2001-2 and the off-site dose at unrestricted area using K-DOSE60 was 3.61E-03 mSv/yr to the age of five for the effective dose, and 4.10E-2 mSv/yr to thyroid of the age of five for the organ equivalent dose. We also confirmed the off-site dose was within the limits of MOST Notice 2001-2. Therefore, the release concentration and off-site dose re-evaluated at unrestricted area in KORI 3&4 were well below the regulation limits of MOST Notice 2001-2.

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국내 원자력발전소 주변 주민의 방사선량 평가를 위한 음식물 섭취율 설정 연구 (A Study on the Food Consumption Rates for Off-site Radiological Dose Assessment around Korean Nuclear Power Plants)

  • 이갑복;정양근
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제33권4호
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    • pp.183-196
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    • 2008
  • 원전주변의 주민에 대한방사선량의 대부분을 음식물 섭취에 의한 내부피폭이 차지하고 있다. 그러나 우리나라 원전에 적용하고 있는 음식물 섭취 관련 인자는 1989년 한국원자력연구소가 고리원전 주변지역을 대상으로 수행한 현장조사 결과를 계속 적용하고 있어 최근의 식습관 변화를 적절히 반영하지 못하고 있다. 또한 우리나라는 미국 NRC (Nuclear Regulatory Commission) 에서 적용하고 있는 최대개인에 근거하여 음식물 섭취율을 결정하고 있다. 그러나 최근의 ICRP (International Commission on Radiological Protection) 의 권고 및 유럽의 관련 지침에서는 결정집단 또는 결정집단을 대표하는 개인에 대해 선량을 평가토록 권고하고 있다. 따라서 이러한 식습관의 변화추이나 피폭평가대상에 대한 국제적인 권고기준에 준하는 음식물 섭취율 설정방법에 대한연구가 필요하다. 보건복지가족부에서는 국민건강증진법에 의거 매 3년마다 전국 규모의 국민의 식품 및 영양섭취실태 조사를 실시하고 있다. 따라서 본 연구에서는 이러한 정부조사자료를 활용하여 주기적으로 음식물 섭취량 자료를 갱신할 수 있는 방안을 연구하였다. 보건복지가족부에서 $2001{\sim}2002$년에 수행한 국민영양조사원자료(raw data)를 분석하여 결정집단을 대표하는 개인의 음식물 섭취율을 결정하는데 이용할 수 있는 기초통계량을 제시하고, 또한 현재 국내 원전에서 적용하고 있는 최대개인의 음식물 섭취율을 재설정하였다.

원전 주변 주민의 방사선량 평가를 위한 음식물 섭취량 조사 예비결과 (Preliminary Results on Food Consumpt ion Rates for Off-site Dose Calculation of Nuclear Power Plants)

  • 이갑복;정양근;방선영;강덕원
    • 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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    • 한국방사성폐기물학회 2005년도 추계 학술대회 논문집
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    • pp.307-316
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    • 2005
  • 원전 주변의 주민에 대한 방사선량의 대부분을 음식물 섭취에 의한 내부피폭이 차지하고 있다 그러나 우리나라 원전에 적용하고 있는 음식물 섭취량은 1989년 한국원자력연구소가 고리원전 주변지역을 대상으로 현장조사한 결과로 최근의 식습관 변화를 적절히 반영하지 못하고 있다. 보건복지부에서는 국민건강증진법에 의거 매 3년마다 전국 규모의 국민의 식품 및 영양 섭취실태 조사를 실시하고 있다 따라서 이러한 정부 조사자료를 활용하여 주기적으로 음식물 섭취량 자료를 갱신할 수 있는 방안을 모색할 필요가 있다. 국내원전에 적용하고 있는 음식물 섭취량 자료를 개선하기 보건복지부 국민영양조사 결과를 분석하고, 원자력발전소 주변 주민을 대상으로 현장 조사를 실시하였다.

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국내 원자력발전소 주변 삼중수소 및 $^14C$ 섭취선량 평가 경로인자 분석 (Analysis of Parameters for the Off-Site Dose Calculation Due to HTO, oBT, and Radioactive Carbon Ingestion)

  • 이갑복;정양근;방선영;엄희문
    • 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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    • 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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    • pp.361-367
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    • 2004
  • 원전 주변 주민들의 $^3H$$^14C$ 섭취선량을 평가하는데 필요한 농작물중 $^3H$$^14C$농도를 계산하기 위하여 국내 4개 원전 주변 10개 지역에서 채취한 채소 및 과일류의 수분, 수소 및 탄소함량을 분석하였다. 조사 대상 농작물은 2001~2002년 보건복지부 국민건강ㆍ영양 조사결과에 근거하여 결정하였고, 그것들의 섭취량 백분율을 식품가중치로 취하여 그룹 대푯값을 산출하였다. 원전 주변 농작물 시료들의 수분, 수소 및 탄소함량을 분석한 결과, 곡류는 현재 원전의 주민피폭선량 평가코드인 K-DOSE60에 적용중인 값과 유사하게 나타났다. 무 등의 근채류는 현행 ODCM의 채소류보다 3.5배정도 높은 수소함량을 보였고, 엽채류 및 과일류의 수분, 수소 및 탄소함량이 현행 ODCM과 비교하여 약 0.7~1.3배정도의 값을 보였다.

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중대사고시 격납건물여과배기계통(CFVS)적용으로 인한 사고영향과 결과 고찰 (A Study on the Effect of Containment Filtered Venting System to Off-site under Severe Accident)

  • 전주영;권태은;이재기
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제40권4호
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    • pp.244-251
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    • 2015
  • 본 연구에서는 격납건물의 건전성을 유지시켜 원전 주변의 오염범위를 축소할 수 있는 격납건물 여과배기계통(containment filtered venting system, CFVS)에 초점을 맞추고, 동 설비의 설치 전 후의 피해규모를 분석하여 여과장치의 효용성을 분석하였다. 본 연구에 사용된 코드는 확률론적 영향평가 코드인 MACCS2 이며, 평가에 이용한 사고선원항은 신고리 원자력발전소 1&2 호기의 확률론적 안전성 평가 보고서의 결과를 활용하였다. 주어진 총 19 개의 사고선원항 중 선정된 3 개의 방출군에 대하여 CFVS 적용 전후의 주민이 받는 유효선량과 갑상선선량을 산출하였다. 선량평가 결과는 거리에 따른 선량으로 산출되었으며, IAEA 주민보호조치 권고 기준인 갑상선방호약품 복용 및 방호조치가 필요한 갑상선선량과 유효선량을 초과하는 거리를 기준으로 비교하였다. STC-3, STC-4, STC-6 의 거리에 따른 유효선량은 전 범위(0~35 km)에서 95~99 % 내외의 감소율을 확인할 수 있었으며, 갑상선 선량의 경우 약 96~98 % 내외의 수준으로 유효선량과는 선량감소에서의 비슷한 경향이 있음을 확인 하였다. CFVS 를 적용한 후 대피 및 소개가 취해지는 유효선량 기준값을 초과하는 거리는 모든 방출군에 대하여 평균 1 km 내외로 평가되었다. 특히 STC-4 의 경우 26 km 에서 1.2 km 로 유효 선량을 초과하는 범위가 타 방출군에 비하여 대폭 줄어든 것을 확인할 수 있었다. 갑상선선량 기준값 초과거리의 경우 CFVS 를 적용한 후의 피해범위는 2~3 km 수준으로 산출되었다. 또한 갑상선선량 평가결과는 유효선량의 경우와 같이 STC-4 에서의 피해범위가 대략 50 km 줄어들어 CFVS 적용으로 가장 큰 효과를 보았다.

국내 원전 해체시 방사선환경영향평가 방안 (Preparation of Radiological Environmental Impact Assessment for the Decommissioning of Nuclear Power Plant in Korea)

  • 이상호;서형우;김창락
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제16권1호
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    • pp.107-122
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    • 2018
  • 국내 최초의 상업원전인 고리1호기가 2017년 6월에 영구 정지되었다. 고리1호기 해체를 시작으로 한국은 원전 해체시장에 본격적으로 발을 내딛는다. 원자력발전소 해체를 위해서는 고려해야 할 사항들이 많으며, 방사선환경영향평가 또한 그 중 하나이다. 방사선환경영향평가의 목적은 주변주민의 건강과 안전을 도모하기 위해, 해체 전 및 해체 중에 해당 시설에서 방출되는 방사성물질로부터 주변주민이 받는 피폭방사선량이 규제 제한치를 초과하지 않음을 확인하는 것이다. 현재 국내에는 해체시 방사선환경영향평가서를 작성하는데 필요한 세부지침이 미비한 상황으로, 다수의 원전 해체 경험을 보유한 미국의 해체시 방사선환경영향평가서를 비교 분석하여 국내 상황에 맞는 해체시 방사선환경영향평가 방안을 개발하였다.

삼중수소의 환경방출에 따른 주민선량 규제모델의 비교 (Comparison of the Regulatory Models Assessing Off-Site Radiological Dose due to the Routine Releases of Tritium)

  • 황원태;김은한;한문희;최용호;이한수;이창우
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제3권2호
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    • pp.125-133
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    • 2005
  • 삼중수소의 환경방출에 따른 주민선량의 규제이행을 위해 개발된 NEWTRIT모델, AIRDOS-EPA 모델, NRC 모델의 평가 방법을 고찰하고, 활용 가능한 국내 특성자료를 사용하여 예측결과를 비교하였다. 이들 모델 중에서 가장 최근에 개발된 NEWTRIT 모델만이 tritiated water (HTO) 방출에 따른 organically bounded tritium (OBT)의 영향을 고려한다. 평가결과 삼중수소의 환경방출로 인해 모든 가능한 경로로부터 받게 되는 총 피폭선량은 AIRDOS-EPA 모델의 예측결과가 NEWTRIT모델과 NRC모델에 비해 각각 1.03배, 2.46배 높은 결과를 나타냈다. 이러한 결과로부터 NRC모델로 예측되는 피폭선량이 실제 주변주민이 받을 수 있는 피폭선량을 과소평가할수 있다고 이해해서는 안될 것이다. 왜냐하면 삼중수소의 환경내 거동에 대한 불확실성은 매우 크기 때문에 규제이행을 위한 수학적 모델과 관련 변수 값은 극히 보수적 가정에 근거하기 때문이다. NEWIRIT 모델로 예측된 식품섭취에 의한 피폭선량에서 우리나라의 주식인 곡류의 상대적으로 많은 섭취로 OBT는 HTO와 거의 대둥한 수준의 영향을 나타내었다. 삼중수소의 환경방출에 따른 총 피폭선량에서 NRETRIT 모델은 AIRDOS-EPA 모델과 유사한 예측결과를 나타내지만, NEWTRIT 모델은 식품섭취에 따른 OBT의 영향을 고려함으로써 환경으로 방출된 HTO 거동의 현상적 이해 둥에 있어서 보다 의미가 있다고 판단된다.

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삼중수소의 환경방출에 따른 주민선량 규제모델의 비교 (Comparison of the Regulatory Models Assessing Off-Site Radiological Dose due to the Routine Releases of Tritium)

  • 황원태;김은한;한문희;최용호;이한수;이창우
    • 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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    • 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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    • pp.464-473
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    • 2005
  • 삼중수소의 환경방출에 따른 주민선량의 규제이행을 위해 개발된 NEWTRIT 모델, AIRDOS-EPA 모델, NRC 모델의 평가 방법을 고찰하고, 활용 가능한 국내 특성자료를 사용하여 예측결과를 비교하였다. 이들 모델 중에서 가장 최근에 개발된 NEWTRIT 모델만이 tritiated water (HTO) 방출에 따른 organically bounded tritium (OBT)의 영향을 고려한다. 평가결과 삼중수소의 환경방출로 인해 모든 가능한 경로로부터 받게 되는 총 피폭선량은 AIRDOS-EPA 모델의 예측결과가 NEWTRIT 모델과 NRC 모델에 비해 각각 1.03배, 2.46배 높은 결과를 나타냈다. 이러한 결과로부터 NRC 모델로 예측되는 피폭선량이 실제 주변주민이 받을 수 있는 피폭선량을 과소 평가할 수 있다고 이해해서는 안될 것이다. 왜냐하면 삼중수소의 환경내 거동에 대한 불확실성은 매우 크기 때문에 규제이행을 위한 수학적 모델과 관련 변수 값은 극히 보수적 가정에 근거하기 때문이다. NEWTRIT 모델로 예측된 식품섭취에 의한 피폭선량에서 우리나라의 주식인 곡류의 상대적으로 많은 섭취로 OBT는 HTO와 거의 대둥한 수준의 영향을 나타내었다. 삼중수소의 환경방출에 따른 총 피폭선량에서 NEWTRIT 모델은 AIRDOS-EPA 모델과 유사한 예측결과를 나타내지만, NEWTRIT 모델은 식품섭취에 따른 OBT의 영향을 고려함으로써 환경으로 방출된 HTO 거동의 현상적 이해 등에 있어서 보다 의미가 있다고 판단된다.

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주면피폭선량 평가코드(INDAC)의 검증을 위한 월성원전 주면 삼중수소 농도 실측치와 예측치의 비교 평가 (Comparison of Measured and Predicted $^3H$ Concentrations in Environmental Media around the Wolsung Site for the Validation of INDAC Code)

  • 장시영;김창규;노병환
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제25권2호
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    • pp.75-80
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    • 2000
  • 월성원전 주변에서 실측된 공기중 및 솔잎중 삼중수소 농도와 INDAC 코드 예측치의 비교 평가를 수행하였다. 또한, 방사성물질의 환경중 방출유형, 풍속분류, 지형 고려 유무 등에 따른 삼중수소 예측치의 변화를 측정치와 비교 평가함으로써, 규제실무에 적용할 수 있는 최적 기상자료 입력방안을 도출하였다 공기중 및 솔잎중 삼중수소 농도와 INDAC 코드 예측치의 비교평가 결과, 월성원전 주변 삼중수소 농도 예측치는 측정값의 불착실성, 지현의 복잡성, 해륙풍의 영향 등의 제한점에도 불구하고 규제검증에 필요한 정도의 보수성을 유지하면서도 삼중수소의 거동을 잘 모사함을 확인할 수 있었다. 또한, INDAC 코드에 적용된 솔잎중 삼중수소 농도의 평가방법론 즉, 대기내 수분중의 삼중수소 농도의 절반이 식물체내에 골고루 분포되어 있다고 가정하는 것은 규제 검증에 필요한 보수성을 확보하고 있음을 알 수 있었다. 최적 기상자료 입력방안의 도출을 위한 민감도 분석 결과, 혼합방출 및 지형을 고려하지 않는 경우에는 실측치 대비 과소 평가되는 부분이 있어 규제실무에 적용하기에는 적합하지 않은 것으로 나타났다. 따라서, 혼합방출을 고려하는 경우에는 58m 기상자료와 지형자료에 근거하여 대기확산인자를 평가하여야 하는 것으로 나타났다.

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