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중·저준위방사성폐기물 표층처분시설 인간침입시나리오의 ‘평가/해석에 대한 불확실성’의 관리를 위해 GENII를 이용 한 평가결과를 오염토양에 대한 방사선영향평가를 위해 개발된 RESRAD를 이용하여 검증하였다. 중저준위방사성폐기물 표 층처분시설의 인간침입시나리오로 시추후거주시나리오를 선정하여 각 코드의 현상 모사에서 발생하는 한계점을 파악하고 동일한 입력데이터 조건에서 두 코드의 평가결과를 비교분석함으로써 모델링의 불확실성을 분석하였다. 평가결과 각 코드 에서 일부 핵종의 거동모사에 대한 차이는 있었으나 폐쇄후관리기간 이후 선량평가 결과 모든 피폭경로에 대한 경향이 유사 함을 확인하였다. 또한 RESRAD에서 확인한 선량평가 결과를 바탕으로 입력인자에 대한 민감도 분석을 수행하고 주요입력 인자를 도출하였다. 이를 통해 모델링 결과 및 입력인자에 대한 불확실성을 분석하고 안전성평가 결과에 대한 신뢰성을 확 인하였다. 본 연구의 결과는 중저준위방사성폐기물 처분시설의 Safety Case 구축에 활용될 수 있다.

In order to manage the uncertainty about the evaluation and analysis of the human intrusion scenario of the Gyeongju Low and Intermediate Level Radioactive Waste(LILW) disposal facility, the calculation result by the GENII code was assessed using the RESRAD code, which was developed to evaluate the radiation effects of contaminated soil. The post-drilling scenario was selected as a human intrusion scenario into the near-surface disposal facility to analyze the uncertainty of the modeling by identifying any limitations in the simulation of each code and comparing the evaluation results under the same input data conditions. The results revealed a difference in the migration of some nuclides between the codes, but confirmed that the dose trends at the end of the post-closure control period were similar for all exposure pathways. Based on the results of the dose evaluation predicted by RESRAD, sensitivity analysis on the input factors was performed and major input factors were derived. The uncertainty of the modeling results and the input factors were analyzed and the reliability of the safety evaluation results was confirmed. The results of this study can be applied to the implementation ‘Safety Case Program’ for the Gyeongju LILW disposal facility.

해체의 최종단계는 대상 부지 및 건물을 규제로부터 제외하는 것이다. MARSSIM은 부지를 개방하기 위한 최종현황조사를 수행함에 있어 요구되는 자료의 수집 등의 다양한 요건을 만족키기 위한 총괄적인 지침을 제 공한다. 연구로 해체 후 부지 및 건물의 최종현황조사를 위해 MARSSIM에서 제시하고 있는 방법을 적용하였 다. 연구로 부지의 특성을 반영한 개방기준을 도출하기 위해 RESRAD 및 RESRAD-Build 전산코드를 이용하여 부지 및 건물에 대해서 계산하였다. 부지 및 건물의 조사설계(Survey Design)를 위해서 잠재적 오염도 및 측정 결과를 활용하여 조사구역을 구분하였고, 개략조사 및 특성조사를 통해 수집된 다양한 결과에 기초하여 통계 학적 검사를 통해 조사구역 별로 요구되는 시료의 수를 산정하게 된다. 측정된 결과에 기초하여 연구로 최종 현황조사는 개방기준에 만족하는 것으로 평가되었다.

The release of a site and building from regulatory control is the final stage of the decommissioning process. The MARSSIM (Multi-Agency Radiation Survey and Site Investigation Manual) provides overall framework for conducting data collection for a final status survey to demonstrate compliance with site closure requirements. The KAERI carried out establishing a final status survey by using the guidance provided in the MARSSIM for of a site and building of the Korea Research Reactor. The release criteria for a site and building were set up based on these results of the site specific release levels which were calculated by using RESRAD and RESRAD-Build codes. The survey design for a site and building was classified by using the survey dataset and potential contamination. The number of samples in each survey unit was calculated by through a statistical test using the collected data from a scoping and characterization survey. The results of the final status survey were satisfied the release criteria based on an evaluation of the measured data.

원자력발전소 해체 시 발생하는 금속폐기물은 폐기물 중에서 많은 비중을 차지하고 있다. 본 연구에서는 국내 자체처분 규제 요건 및 국내 기관별 자체처분현황을 조사하였다. 실제 원자력발전소 해체 시 발생되는 금속폐기물의 자체처분을 위하여 RESRAD-RECYCLE 코드를 이용하였으며 26가지 시나리오에 대한 선량평가를 수행하였다. 평가결과는 원자력발전소 해체 시 자체처분 및 재활용에 관한 사전자료로서 활용가치가 있을 것으로 사료된다. 추후 자체처분을 통한 처분비용 저감효과 연구가 추가로 가능할 것으로 판단된다.

The metal waste generated during nuclear power plant decommissioning constitutes a large proportion of the total radioactive waste. This study investigates the current status of domestic and international regulatory requirements for clearance and the clearance experience of domestic institutions. The RESRAD-RECYCLE code was used for analyzing the clearance of the metal wastes generated during actual nuclear power plant decommissioning, and assessment of the exposure dose of twenty-six scenarios was carried out. The evaluation results will be useful in preliminary analysis of clearance and recycling during nuclear power plant decommissioning. As a next step, the effects of reducing disposal costs by clearance can be studied.