KR102039137B1 - Method of evaluating self-treatment of construction waste of neutron generating facility and method of certifying construction material of neutron generating facility - Google Patents

Abstract

본 발명의 목적은 중성자가 발생되는 시설, 예를 들어 원자력 발전소 건설 폐기물의 자체처리 가부 평가방법을 제공하는데 있다. 이를 위하여 본 발명은 중성자가 발생되는 시설로부터 건설 시료를 얻는 단계; 상기 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계; 상기 시료 내 원소들의 함량으로 컴퓨터 시뮬레이션을 수행하여 시설 해체 시점의 방사능 재고량을 평가하는 단계; 상기 평가된 방사능 재고량이 나오도록 중성자 조사 조건을 설정하여, 시료에 대한 방사화 특성 실험을 수행하는 단계; 및 상기 방사화 특성 실험 결과를 통하여 중성자가 발생되는 시설의 해체 시점에 발생하는 건설 폐기물의 자체처분이 가능한지 여부를 판단하는 단계;를 포함하는 것을 특징으로 하는 중성자가 발생되는 시설의 건설 폐기물 자체처리 가부 평가방법을 제공한다. 본 발명에 따르면, 기 건설된 중성자가 발생되는 시설의 건설 자재들이 추후 시설 해체시에 자체처분이 가능한 폐기물이 될 것인지를 평가할 수 있다. 나아가 본 발명에 따르면, 중성자가 발생되는 시설 건설을 위하여 반입되는 자재들에 대하여 상기와 같은 기준을 바탕으로 인증방법을 제공할 수 있다.It is an object of the present invention to provide a method for evaluating whether a neutron is generated, for example, the self-treatment of waste in construction of a nuclear power plant. To this end, the present invention comprises the steps of obtaining a construction sample from the facility where neutrons are generated; Quantifying the content of elements in the sample; Evaluating the radioactive inventory at the time of decommissioning the facility by performing computer simulation with the content of the elements in the sample; Setting a neutron irradiation condition such that the estimated radioactivity inventory amount is obtained, and performing a radioactive characteristic test on a sample; And determining whether self-disposal of construction waste generated at the time of dismantling of the facility in which the neutron is generated is possible through the results of the radioactive characteristic test. Providing a valuation method. According to the present invention, it is possible to evaluate whether the construction materials of the facility in which the pre-built neutrons are generated become wastes capable of self-disposal at the time of dismantling the facility. Furthermore, according to the present invention, it is possible to provide an authentication method based on the above criteria for materials brought in for the construction of a facility in which neutrons are generated.

Description

중성자가 발생되는 시설의 건설 폐기물 자체처리 가부 평가방법 및 중성자가 발생되는 시설의 건설을 위한 자재의 인증방법{METHOD OF EVALUATING SELF-TREATMENT OF CONSTRUCTION WASTE OF NEUTRON GENERATING FACILITY AND METHOD OF CERTIFYING CONSTRUCTION MATERIAL OF NEUTRON GENERATING FACILITY}METHOD OF EVALUATING SELF-TREATMENT OF CONSTRUCTION WASTE OF NEUTRON GENERATING FACILITY AND METHOD OF CERTIFYING CONSTRUCTION MATERIAL OF NEUTRON GENERATING FACILITY}

본 발명은 방사화 실험을 통해, 중성자가 발생되는 시설의 해체 시점의 방사능 재고량을 고려하여 건설 폐기물 자체처리 가부를 평가하는 방법 및 중성자가 발생되는 시설을 위한 자재의 인증방법에 관한 것이다.The present invention relates to a method for evaluating the construction waste self-treatment in consideration of the radioactive inventory at the time of dismantling of a facility where neutrons are generated, and a method for authenticating materials for a facility where neutrons are generated through a radiation experiment.

원자력발전소, 연구로, 가속기 시설 등 중성자가 발생되는 시설의 해체 시에는, 구조물의 방사화로 인한 방사성 폐기물의 처분비용이 전체 해체 사업비용의 30% 이상을 웃돌 것으로 평가되고 있으며, 방사성 폐기물 중 68% 이상을 차지하는 콘크리트 해체폐기물 발생문제가 해체사업의 경제성에 중요한 인자로 작용하고 있다. When dismantling facilities that generate neutrons, such as nuclear power plants, research reactors, and accelerator facilities, the disposal cost of radioactive wastes due to the radiation of structures is estimated to exceed 30% of the total dismantling project costs, and 68% of radioactive wastes. The problem of concrete demolition waste, which accounts for the above, is an important factor in the economic feasibility of demolition projects.

예를 들어, 원자력 발전소의 해체 시 발생하는 방사성폐기물의 처분에는 약 2,000억원 이상 소요될 것으로 평가하고 있는데, 이는 건설 당시 재료비의 65 내지 2,800 배에 달하기 때문에 건설 시점에서의 충분한 실험을 통해 방사화 정도가 적은 재료를 이용 것은 매우 중요한 설계행위이다.For example, it is estimated that the disposal of radioactive waste generated during the decommissioning of a nuclear power plant will cost more than 200 billion won, which is 65 to 2,800 times the material cost at the time of construction, so that the degree of radiation can be obtained through sufficient experiments at the time of construction. Using less material is a very important design practice.

원자력시설의 건설을 위하여 반입되는 자재가 사용되는 위치에 따라 40년 또는 60년 이후 시설 해체 시에 자체처분이 가능한 자재인지를 사전에 판별할 수 있다면, 드럼당 2,000만원을 호가하는 중.저준위 폐기물 처분 비용대신 100만원정도의 자체처분 비용만 소모되도록, 건설자재를 선별적으로 활용할 수 있게 된다.If it is possible to determine in advance whether it is self-disposable material when dismantling the facility after 40 or 60 years, depending on the location of the material used for the construction of the nuclear facility, the medium- and low-level waste price is 20 million won per drum. Construction materials can be selectively used to consume only one million won in disposal costs instead of disposal costs.

특히, 일반적으로 방사성 물질로 오염된 물질이 국부적으로 포함되기만 해도 그 전체가 방사성 오염물로 다루어지게 되므로 전체 물량을 모두 폐기처분하기 위해서는 막대한 경비나 과대한 저장시설을 필요로 하게 되는데, 사용한 자재의 방사화 특성을 사전에 실험해 두었다면 오염물질이 섞이지 않는 분할 해체계획 수립이 가능해 진다.Particularly, even if a material contaminated with radioactive material is included locally, the whole is treated as a radioactive contaminant. Therefore, in order to dispose of the entire quantity, a huge expense or excessive storage facility is required. If the ignition characteristics have been tested in advance, it will be possible to establish a split plan that does not contain contaminants.

그러나, 이와 같은 판단 및 인증을 하기 위해서는 건설을 위하여 반입되는 자재 내의 구성 물질과 ppm 및 ppb 수준의 미량 원소 함량을 모두 파악할 필요가 있을 뿐만 아니라, 그 함량으로부터 원전 해체시 발생하는 폐기물이 자체처분이 가능한 정도의 방사능 값을 갖게 되는지를 판단할 수 있는 기준이 필요하지만, 이에 대한 기술 및 기준은 아직까지 공개된 바 없다.However, in order to make such a judgment and certification, it is necessary not only to understand both the constituent material and the trace element content of ppm and ppb level in the material brought in for construction, but also the wastes generated during the dismantling of nuclear power plant from the content are not managed. There is a need for a criterion to determine if the radiation value is as much as possible, but the description and criteria for this have not been published.

지금까지의 연구들은 주로 원자력 발전소 해체시 발생하는 폐기물을 감용하거나, 방사성 물질을 제거하여, 실제 방사성 폐기물로 보관해야 하는 양을 줄이는 방향으로 진행되어 왔다.Until now, research has been conducted mainly to reduce the amount of waste generated by dismantling a nuclear power plant or to remove radioactive materials and to store the actual radioactive waste.

예를 들어, 한국 공개특허 제10-2015-0099975호는 방사성 콘크리트 폐기물의 제염방법을 개시하고 있다. 구체적으로 a) 에폭시가 붙어있는 콘크리트 폐기물을 800~1000도에서 가열하여 에폭시를 제거하는 단계; b) 상기 에폭시가 제거된 콘크리트 폐기물로부터 분말을 얻는 단계; c) 상기 분말을 1차 세척하고, 동전기 장치에서 2차 세척하는 단계; 및 d) 상기 c) 단계에서 발생한 용액에 CaO를 넣고 pH를 조절하여 우라늄을 분리한 후, 황산을 첨가하여 칼슘을 제거하는 단계를 포함하는 에폭시가 코팅된 방사성 콘크리트 폐기물을 제염하는 방법을 개시하고 있다. 상기 기술은 우라늄으로 오염된 콘크리트 폐기물 중 70 % 이상을 자체처분할 수 있으며, 제염시 발생하는 이차 방사성 폐기물의 양도 획기적으로 감축시킬 수 있는 효과가 있다고 언급하고 있으나, 상기 기술은 이미 발생한 폐기물 중 일부를 자체처분하는 기술일 뿐, 나중에 발전소 해체시에 발생하는 폐기물을 자체처분할 수 있는지 여부를 미리 판단할 수 있는 기술은 아니다.For example, Korean Patent Publication No. 10-2015-0099975 discloses a method for decontaminating radioactive concrete waste. Specifically, a) removing the epoxy by heating the concrete waste to which the epoxy is attached at 800 ~ 1000 degrees; b) obtaining powder from the concrete waste from which the epoxy has been removed; c) first washing the powder and second washing in an electrokinetic device; And d) adding CaO to the solution generated in step c), adjusting pH to separate uranium, and then removing sulfur by adding sulfuric acid to decontaminate the epoxy-coated radioactive concrete waste. have. The technology mentions that it can self-dispose more than 70% of uranium-contaminated concrete wastes, and can significantly reduce the amount of secondary radioactive wastes generated during decontamination. It is a technology that disposes itself in a way, and it is not a technology that can determine in advance whether it is possible to dispose of wastes generated during the dismantling of a power plant later.

또한, 한국 공개특허 제10-2011-0013992호 역시 콘크리트 폐기물로부터 감용처리방법 및 청정골재 제조방법에 관한 발명으로, 방사성 콘크리트 폐기물을 물리적 또는 기계적으로 1차 파쇄하는 단계(단계 1); 상기 단계 1의 파쇄된 폐기물을 가열하고 분쇄하는 단계(단계 2); 상기 단계 2의 폐기물로부터 방사성핵종을 분리하는 단계(단계 3); 상기 단계 3의 폐기물을 크기가 1 ㎜ 미만인 방사성 미분말과 1∼5 ㎜인 잔골재 및 5 ㎜ 이상인 굵은 골재로 분리하여 비오염 골재를 분리하는 단계(단계 4); 상기 단계 4의 1 ㎜ 이하 우라늄 오염 경량 미분말을 0.15 ∼ 1 ㎜ 크기로 분극시키는 단계(단계 5); 상기 단계 5의 미분말 또는 상기 단계 4의 잔골재를 염산(HCl), 질산(HNO3), 황산(H2SO4) 및 옥살산(H2C2O4)으로 이루어지는 군으로부터 선택되는 어느 하나 또는 이들의 혼합용액으로 용출제염 및 감용시켜 재활용 골재를 생산하는 단계(단계 6); 및 0.15 ㎜ 이하의 우라늄 오염 경량 미분말과 1 ㎜ 이하의 방사화 중량 미분말을 혼합하여 슬래깅 또는 시멘트로고화시켜 감용/안정화된 방사성 폐기물을 제조하는 단계(단계 7)를 포함하는 방사성 콘크리트 폐기물로부터 감용처리방법을 개시하고 있다. 상기 기술 또한, 이미 발생한 폐기물로부터 방사성 핵종을 분리시켜 처분 대상 폐기물을 저감시키는 기술로, 나중에 발전소 해체시에 발생하는 폐기물을 자체처분할 수 있는지 여부를 미리 판단할 수 있는 기술은 아니다.In addition, Korean Patent Laid-Open Publication No. 10-2011-0013992 also relates to a method for reducing waste from concrete waste and a method for manufacturing clean aggregate, comprising: primary or physically crushing radioactive concrete waste (step 1); Heating and crushing the crushed waste of step 1 (step 2); Separating radionuclides from the waste of step 2 (step 3); Separating the non-contaminated aggregates by separating the waste of step 3 into radioactive fine powder having a size of less than 1 mm, fine aggregates of 1 to 5 mm and coarse aggregates of 5 mm or more (step 4); Polarizing 1 mm or less of uranium-contaminated lightweight fine powder of step 4 to 0.15-1 mm in size (step 5); The fine powder of step 5 or the fine aggregate of step 4 is eluted with salt or reduced by any one or a mixture thereof selected from the group consisting of hydrochloric acid (HCl), nitric acid (HNO 3), sulfuric acid (H 2 SO 4) and oxalic acid (H 2 C 2 O 4). Producing recycled aggregates (step 6); And mixing with uranium-contaminated lightweight fine powder of 0.15 mm or less and radioactive weight fine powder of 1 mm or less and solidifying with slagging or cement to produce a reduced / stabilized radioactive waste (step 7). A treatment method is disclosed. The above technique is also a technique for reducing the waste to be disposed of by separating radionuclides from wastes that have already occurred, and is not a technique that can determine in advance whether or not the waste generated at the time of dismantling of the power plant can be disposed of by itself.

이에 본 발명의 발명자들은 중성자가 발생되는 시설의 건설 시료로부터 추후 해체 시에 발생할 폐기물이 자체처분이 가능할 것인지를 평가하는 방법과, 더 나아가 상기 기준으로 중성자가 발생되는 시설 건설을 위하여 반입되는 자재에 대한 인증 방법을 연구하여 본 발명을 완성하게 되었다.Therefore, the inventors of the present invention, based on the method for evaluating whether the waste to be generated at the time of dismantling can be self-disposable from the construction sample of the facility in which the neutrons are generated, and furthermore, the material to be carried in for the construction of the facility where the neutrons are generated based on the above criteria. The present invention has been completed by studying the authentication method.

한국 공개특허 제10-2015-0099975호Korean Patent Publication No. 10-2015-0099975 한국 공개특허 제10-2011-0013992호Korean Patent Publication No. 10-2011-0013992

본 발명의 목적은 중성자가 발생되는 시설의 건설 폐기물 자체처리 가부 평가방법을 제공하는데 있다. It is an object of the present invention to provide a method for evaluating whether or not self-treatment of construction waste in a facility where neutrons are generated.

또한 본 발명의 다른 목적은 중성자가 발생되는 시설의 건설을 위한 자재의 인증방법을 제공하는데 있다.It is another object of the present invention to provide a method for authenticating materials for construction of a facility in which neutrons are generated.

이를 위하여 본 발명은To this end, the present invention

중성자가 발생되는 시설로부터 건설 시료를 얻는 단계;Obtaining a construction sample from a facility where neutrons are generated;

상기 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계;Quantifying the content of elements in the sample;

상기 시료 내 원소들의 함량으로 컴퓨터 시뮬레이션을 수행하여 시설 해체 시점의 방사능 재고량을 평가하는 단계;Evaluating the radioactive inventory at the time of decommissioning the facility by performing computer simulation with the content of the elements in the sample;

상기 평가된 방사능 재고량이 나오도록 중성자 조사 조건을 설정하여, 시료에 대한 방사화 특성 실험을 수행하는 단계; 및Setting a neutron irradiation condition such that the estimated radioactivity inventory amount is obtained, and performing a radioactive characteristic test on a sample; And

상기 방사화 특성 실험 결과를 통하여 중성자가 발생되는 시설의 해체 시점에 발생하는 건설 폐기물의 자체처분이 가능한지 여부를 판단하는 단계;를 포함하는 것을 특징으로 하는 중성자가 발생되는 시설의 건설 폐기물 자체처리 가부 평가방법을 제공한다.Determining whether self-disposal of construction waste generated at the time of dismantling of the facility in which the neutron is generated is possible through the results of the radioactive characteristics test; Provide an evaluation method.

또한 본 발명은In addition, the present invention

중성자가 발생되는 시설의 건설을 위한 자재의 시료를 얻는 단계;Obtaining a sample of a material for construction of a facility where neutrons are generated;

상기 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계;Quantifying the content of elements in the sample;

상기 시료 내 원소들의 함량으로 컴퓨터 시뮬레이션을 수행하여 시설 해체 시점의 방사능 재고량을 평가하는 단계;Evaluating the radioactive inventory at the time of decommissioning the facility by performing computer simulation with the content of the elements in the sample;

상기 평가된 방사능 재고량이 나오도록 중성자 조사 조건을 설정하여, 시료에 대한 방사화 특성 실험을 수행하는 단계;Setting a neutron irradiation condition such that the estimated radioactivity inventory amount is obtained, and performing a radioactive characteristic test on a sample;

상기 방사화 특성 실험 결과를 통하여 중성자가 발생되는 시설의 해체 시점에 발생하는 건설 폐기물의 자체처분이 가능한지 여부를 판단하는 단계; 및Determining whether self-disposal of construction waste generated at the time of dismantling of a facility in which neutrons are generated is possible through the results of the radioactive characteristic test; And

상기 판단 결과로부터 상기 자재의 인증 여부를 판단하는 단계;를 포함하는 것을 특징으로 하는 중성자가 발생되는 시설의 건설을 위한 자재의 인증방법을 제공한다.And determining whether to authenticate the material from the determination result. The method provides an authentication method for materials for construction of a facility in which a neutron is generated.

본 발명에 따르면 가동중인 중성자가 발생되는 시설에 대하여 추후 해체 시에 건설 폐기물을 자체처분할 수 있는지를 평가할 수 있고, 특히 위치에 따른 자체처분 가부를 평가하여 분할 해체를 가능하게 할 수 있다. 또한, 중성자가 발생되는 시설 건설시에 반입되는 자재들에 대하여 해체 시 자체처분 가부 판단을 하여 그 결과에 따라 반입여부에 대한 인증을 함으로써, 추후 시설 해체시 자체처분 비율을 크게 확대할 수 있고, 따라서 방사성 폐기물 처분비용을 현저히 낮출 수 있는 효과가 있다.According to the present invention, it is possible to evaluate whether the construction wastes can be self-disposable at the time of disassembly for the facility in which the neutrons are generated in operation, and in particular, the disassembly can be performed by evaluating the self-disposal according to the location. In addition, by deciding whether or not to dispose of materials brought in during construction of a facility where neutrons are generated, and verifying whether or not to be carried out according to the result, the ratio of self-disposal can be greatly increased when dismantling facilities later. Therefore, there is an effect that can significantly reduce the radioactive waste disposal cost.

도 1은 본 발명의 일 실시예에 따른 시뮬레이션 결과 주요 핵종별 잔류 방사선량을 보여주는 그래프이고,
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 시뮬레이션 결과 주요 핵종별 허용기준 대비 방사선 재고량을 보여주는 그래프이고,
도 3은 본 발명의 일 실시예에서 사용되는 연구로 중 방사화 분석 시설을 보여주는 도면이고,
도 4는 원자로의 핵연료봉 및 가연성 독봉의 단면 모식도이고,
도 5는 원자로의 제어봉 및 안내관의 단면 모식도이고,
도 6은 원자로의 노심 장전 모형이고, 및
도 7은 격납용기에서의 위치 정보를 표시하기 위한 모식도이다.1 is a graph showing residual radiation doses of major nuclides according to an embodiment of the present invention.
Figure 2 is a graph showing the radiation inventory compared to the major nuclear species acceptance criteria according to an embodiment of the present invention,
3 is a view showing a radioactive analysis facility in the study used in one embodiment of the present invention,
4 is a schematic cross-sectional view of a nuclear fuel rod and a flammable poison rod of a nuclear reactor,
5 is a schematic cross-sectional view of the control rod and guide tube of the reactor,
6 is a core loading model of the reactor, and
7 is a schematic diagram for displaying position information in a storage container.

본 발명에서 '건설 시료'는 이미 건설된 시설로부터 얻어지는 시료, 예를 들면 콘크리트 시료를 의미하고, '건설을 위한 자재의 시료'는 시설 건설을 위하여 반입되는 자재, 예를 들면 콘크리트 자재로부터 얻어지는 시료를 의미한다.In the present invention, the 'construction sample' means a sample obtained from an already constructed facility, for example, a concrete sample, and the 'sample of material for construction' refers to a sample obtained from a material imported for the construction of the facility, for example, a concrete material. Means.

본 발명에서 중성자가 발생되는 시설의 '해체' 시점은 중성자가 발생되는 시설의 가동이 중단되고, 냉각이 완료된 시점을 의미한다. 예를 들어, 중성자가 발생되는 시설이 원자력 발전소인 경우, '해체' 시점은 발전소의 발전이 중단되고, 원자로의 냉각이 완료된 시점을 의미한다.In the present invention, the 'dismantling' point of time in which the neutrons are generated refers to the point at which the operation of the facility in which the neutrons are generated is stopped and the cooling is completed. For example, if the facility where the neutrons are generated is a nuclear power plant, the 'dismantling' point of time means when the power generation of the power plant is stopped and the reactor is cooled down.

본 발명에서 '중성자가 발생되는 시설'은 다양한 목적을 위하여 시설 내부에서 중성자가 발생되는 시설을 통칭하는 표현으로, 예를 들어, 원자력 발전소 등의 시설을 의미한다.In the present invention, 'a facility in which neutrons are generated' refers to a facility in which neutrons are generated inside a facility for various purposes, for example, a facility such as a nuclear power plant.

본 발명에서 달리 정의되지 않는 한, '방사능'과 '방사선'은 동일한 의미로 사용된다.Unless defined otherwise in the present invention, 'radioactivity' and 'radiation' are used interchangeably.

본 발명은 The present invention

중성자가 발생되는 시설로부터 건설 시료를 얻는 단계;Obtaining a construction sample from a facility where neutrons are generated;

상기 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계;Quantifying the content of elements in the sample;

상기 시료 내 원소들의 함량으로 컴퓨터 시뮬레이션을 수행하여 시설 해체 시점의 방사능 재고량을 평가하는 단계;Evaluating the radioactive inventory at the time of decommissioning the facility by performing computer simulation with the content of the elements in the sample;

상기 평가된 방사능 재고량이 나오도록 중성자 조사 조건을 설정하여, 시료에 대한 방사화 특성 실험을 수행하는 단계; 및Setting a neutron irradiation condition such that the estimated radioactivity inventory amount is obtained, and performing a radioactive characteristic test on a sample; And

상기 방사화 특성 실험 결과를 통하여 중성자가 발생되는 시설의 해체 시점에 발생하는 건설 폐기물의 자체처분이 가능한지 여부를 판단하는 단계;를 포함하는 것을 특징으로 하는 중성자가 발생되는 시설의 건설 폐기물 자체처리 가부 평가방법을 제공한다.Determining whether self-disposal of construction waste generated at the time of dismantling of the facility in which the neutron is generated is possible through the results of the radioactive characteristics test; Provide an evaluation method.

이하 본 발명의 평가방법을 각 단계별로 상세히 설명한다.Hereinafter, the evaluation method of the present invention will be described in detail for each step.

본 발명에 따른 중성자가 발생되는 시설의 건설 자재의 자체처리 가부 평가방법 중 첫번째 단계는 중성자가 발생되는 시설로부터 건설 시료를 얻는 단계로, 이미 건설된 중성자가 발생되는 시설로부터 평가를 위한 시료를 얻는 단계이다. 동일한 원료의 건설 시료라고 하여도, 중성자가 발생되는 시설 내의 위치에 따라 방사화되는 정도가 달라지기 때문에 중성자가 발생되는 시설의 다양한 위치에서 건설 시료를 얻는 것이 바람직하며, 특히 가장 방사화가 많이 될 것으로 예상되는 곳으로부터 시료를 얻어 평가를 수행하는 것이 바람직하다.The first step in the method for evaluating whether the neutron is generated in the construction material of the construction material of the neutron generated according to the present invention is to obtain a construction sample from the facility in which the neutron is generated, to obtain a sample for evaluation from the facility is generated Step. Even in the case of a construction sample of the same raw material, it is preferable to obtain a construction sample at various locations of the facility where the neutrons are generated, since the degree of radiation is different depending on the location in the facility where the neutrons are generated. It is desirable to obtain a sample from an anticipated place and perform the evaluation.

이때 시료는 다양한 형태로 얻어질 수 있으나, 이후 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계에서, 예를 들어 중성자를 조사하는 방법을 사용하는 경우, 중성자 조사에 따른 단위 부피당 방사선 발생량과 시료 내 중성자의 균일성을 기준으로 판단하면 특히 판형인 것이 바람직하다. At this time, the sample may be obtained in various forms, but in the step of quantifying the content of elements in the sample, for example, when using a method of irradiating neutrons, the amount of radiation generated per unit volume according to the neutron irradiation and the uniformity of the neutrons in the sample Judging from sex, it is particularly preferable to have a plate shape.

본 발명에 따른 평가방법은 상기와 같이 중성자가 발생되는 시설로부터 건설 시료를 얻은 후, 상기 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계를 포함한다. 이때 시료 내 원소들에 대한 정량화는 화학적 방법을 포함한 다양한 방법으로 수행될 수 있고, 특히 이하와 같이 중성자를 조사하는 방법으로 수행될 수 있다.The evaluation method according to the present invention includes obtaining a construction sample from a facility in which neutrons are generated as described above, and then quantifying the content of elements in the sample. In this case, the quantification of the elements in the sample may be performed by various methods including chemical methods, and in particular, may be performed by irradiating neutrons as follows.

즉, 본 발명에 따른 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계는That is, the step of quantifying the content of the elements in the sample according to the present invention

방사화 문제가 될 수 있는 원소를 결정하는 단계;Determining which element may be a problem of radiation;

컴퓨터 시뮬레이션을 통하여 상기 원소의 검출량 수준을 결정하는 단계;Determining a detectable level of the element through computer simulation;

상기 시료를 연구로에 도입하고 상기 검출량을 검출할 수 있는 중성자 조사량으로 중성자를 조사하는 단계;Introducing the sample into the research furnace and irradiating neutrons with a neutron dose that can detect the detected amount;

시료로부터 방출되는 방사능을 측정하고 이로부터 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계를 포함할 수 있다.Measuring radioactivity emitted from the sample and quantifying the content of elements in the sample therefrom.

첫번째 단계로 방사화 문제가 될 수 있는 원소를 결정하는 단계는 방사화가 잘 되어, 이 원소를 포함하고 있는 경우 추후 폐기물을 차체처분할 수 없게 되는 원소들을 결정하는 단계로, 실제 이후의 계산 및 측정시에 고려되어야 할 원소들을 결정하는 단계이다. 이처럼 고려되어야 할 원소들은 시료의 종류, 예를 들어, 시멘트 별, 골재 별, 철근 별, 배관 별로 각각 상이할 수 있다.The first step is to determine the elements that might be a problem of radiation, and to determine the elements that are well-radiated and will not be able to dispose of the waste later if they contain them. Determining the elements to be considered As such, the elements to be considered may be different for each type of sample, for example, cement, aggregate, rebar and pipe.

중성자가 발생되는 시설 해체시에 발생하는 폐기물을 자체처분할 수 있는지 여부는 폐기물의 방사능 수치에 의하여 결정되는데, 이 방사능 수치는 폐기물 내에 존재하는 Co, Eu, Ba, Cs과 같은 미량 원소의 함량에 크게 영향을 받는다. 예를 들어 미량 원소 1 ppm 변화로 방사성 물질이 10만 배 추가로 생성될 수 있다. Whether the wastes generated during the dismantling of the neutron-generating facility can be self-disposed is determined by the radioactivity level of the waste, which depends on the content of trace elements such as Co, Eu, Ba, and Cs present in the waste. It is greatly affected. For example, a change of 1 ppm of trace elements can produce 100,000 times more radioactive material.

두번째 단계는 컴퓨터 시뮬레이션을 통하여 상기 원소의 검출량 수준을 결정하는 단계로, 컴퓨터 시뮬레이션은 예를 들어 중성자 시뮬레이션 몬테카를로 코드(MCNPX)를 사용할 수 있고, 이 시뮬레이션에 상기 고려되어야 할 원소들을 입력하여, 방사능 재고량이 시설 해체 후 폐기물을 자체처분할 수 있는 기준 이하로 나오도록 하기 위해서는 원소의 검출량 수준을 어느정도, 예를 들어 ppm 수준으로 검출해야 하는지, 아니면 ppb 수준으로 검출해야 하는지를 결정하는 단계이다. 예를 들어 1 ppm 수준으로 원소들을 검출하는 것으로 하여 컴퓨터 시뮬레이션을 수행하였고, 폐기물 자체처분 가능 기준인 1 Bq/g에서 발생되는 감마선량률이 10^-9 Sv/Hr라고 가정할 때, 시뮬레이션 결과, Eu-151과 Eu-153이 상기 기준을 초과한다면, Eu-151과 Eu-153의 경우 1ppm 미만으로 관리되어야 하고, 따라서, 이 단계에서는 Eu-151과 Eu-153의 경우 1ppm 미만으로 검출량을 결정하게 된다.The second step is to determine the detectable level of the element through computer simulation. The computer simulation can use, for example, neutron simulation Monte Carlo code (MCNPX), and input the elements to be considered in the simulation, the radioactivity inventory After decommissioning the facility, it is a step to determine how many levels of elemental detection, for example, ppm or ppb, are needed to ensure that the wastes fall below self-disposable limits. For example, a computer simulation was performed with the detection of elements at the level of 1 ppm, assuming that the gamma dose rate generated at 1 Bq / g, a waste self-disposable criterion, was 10 ^-9 Sv / Hr. If -151 and Eu-153 exceed the above criteria, it should be managed at less than 1 ppm for Eu-151 and Eu-153, so at this stage the amount of detection should be determined to less than 1 ppm for Eu-151 and Eu-153. do.

또는 이하의 표 1(방사성 핵종별 자체처분 허용농도)에 기재된 허용기준 내인지 여부를 기준으로 폐기물의 자체처분 가능 여부를 판단할 수 있다.Alternatively, it is possible to determine whether the waste can be self-disposable based on whether it is within the acceptance criteria described in Table 1 below.

방사성핵종Radionuclide 허용농도
(Bq/g)Allowable concentration
(Bq / g) I-129I-129 0.010.01 Na-22, Sc-46, Mn-54, Co-56, Co-60, Zn-65, Nb-94, Ru-106, Ag-110m, Sb-125, Cs-134, Cs-137, Eu-152, Eu-154, Ta-182, Bi-207, Th-229, U-232, Pu-238, Pu-239, Pu-240, Pu-242, Pu-244, Am-241, Am-242m, Am-243, Cm-245, Cm-246, Cm-247, Cm-248, Cf-249, Cf-251, Es-254Na-22, Sc-46, Mn-54, Co-56, Co-60, Zn-65, Nb-94, Ru-106, Ag-110m, Sb-125, Cs-134, Cs-137, Eu- 152, Eu-154, Ta-182, Bi-207, Th-229, U-232, Pu-238, Pu-239, Pu-240, Pu-242, Pu-244, Am-241, Am-242m, Am-243, Cm-245, Cm-246, Cm-247, Cm-248, Cf-249, Cf-251, Es-254 0.10.1 C-14, Na-24, Cl-36, Sc-48, V-48, Mn-52, Fe-59, Co-57, Co-58, Se-75, Br-82, Sr-85, Sr-90, Zr-95, Nb-95, Tc-96, Tc-99, Ru-103, Ag-105, Cd-109, Sn-113, Sb-124, Te-123m, Te-132, Cs-136, Ba-140, La-140, Ce-139, Eu-155, Tb-160, Hf-181, Os-185, Ir-190, Ir-192, Tl-204, Bi-206, U-233, Np-237, Pu-236, Cm-243, Cm-244, Cf-248, Cf-250, Cf-252, Cf-254C-14, Na-24, Cl-36, Sc-48, V-48, Mn-52, Fe-59, Co-57, Co-58, Se-75, Br-82, Sr-85, Sr- 90, Zr-95, Nb-95, Tc-96, Tc-99, Ru-103, Ag-105, Cd-109, Sn-113, Sb-124, Te-123m, Te-132, Cs-136, Ba-140, La-140, Ce-139, Eu-155, Tb-160, Hf-181, Os-185, Ir-190, Ir-192, Tl-204, Bi-206, U-233, Np- 237, Pu-236, Cm-243, Cm-244, Cf-248, Cf-250, Cf-252, Cf-254 1One Be-7, F-18, Cl-38, K-43, Ca-47, Mn-51, Mn-52m, Mn-56, Fe-52, Co-55, Co-62m, Ni-65, Zn-69m, Ga-72, As-74, As-76, Sr-91, Sr-92, Zr-93, Zr-97, Nb-93m, Nb-97, Nb-98, Mo-90, Mo-93, Mo-99, Mo-101, Tc-97, Ru-97, Ru-105, Cd-115, In-111, In-114m, Sn-125, Sb-122, Te-127m, Te-129m, Te-131m, Te-133, Te-133m, Te-134, I-126, I-130, I-131, I-132, I-133, I-134, I-135, Cs-129, Cs-132, Cs-138, Ba-131, Ce-143, Ce-144, Gd-153, W-181, W-187, Pt-191, Au-198, Hg-203, Tl-200, Tl-202, Pb-203, Po-203, Po-205, Po-207, Ra-225, Pa-230, Pa-233, U-230b, U-236, Np-240, u-241, Cm-242, Es-254mBe-7, F-18, Cl-38, K-43, Ca-47, Mn-51, Mn-52m, Mn-56, Fe-52, Co-55, Co-62m, Ni-65, Zn- 69m, Ga-72, As-74, As-76, Sr-91, Sr-92, Zr-93, Zr-97, Nb-93m, Nb-97, Nb-98, Mo-90, Mo-93, Mo-99, Mo-101, Tc-97, Ru-97, Ru-105, Cd-115, In-111, In-114m, Sn-125, Sb-122, Te-127m, Te-129m, Te- 131m, Te-133, Te-133m, Te-134, I-126, I-130, I-131, I-132, I-133, I-134, I-135, Cs-129, Cs-132, Cs-138, Ba-131, Ce-143, Ce-144, Gd-153, W-181, W-187, Pt-191, Au-198, Hg-203, Tl-200, Tl-202, Pb- 203, Po-203, Po-205, Po-207, Ra-225, Pa-230, Pa-233, U-230b, U-236, Np-240, u-241, Cm-242, Es-254m 1010 H-3, S-35, K-42, Ca-45, Sc-47, Cr-51, Mn-53, Co-61, Ni-59, Ni-63, Cu-64, Rb-86, Sr-85m, Sr-87m, Y-91, Y-91m, Y-92, Y-93, Tc-97m, Tc-99m, Rh-105, Pd-109, Ag-111, Cd-115m, In-113m, In-115m, Te-129, Te-131, I-123, I-125,Cs-135, Ce-141, Pr-142, Nd-147, Nd-149, Sm-153, Eu-152m, Gd-159, Dy-166, Ho-166, Er-171, Tm-170, Yb-175, Lu-177, Re-188, Os-191, Os-193, Ir-194, Pt-197m, Au-199, Hg-197, Hg-197m, Tl-201, Ra-227, U-231, U-237, U-239, U-240, Np-239, Pu-234, Pu-235, Pu-237, Bk-249, Cf-253, Es-253, Fm-255H-3, S-35, K-42, Ca-45, Sc-47, Cr-51, Mn-53, Co-61, Ni-59, Ni-63, Cu-64, Rb-86, Sr- 85m, Sr-87m, Y-91, Y-91m, Y-92, Y-93, Tc-97m, Tc-99m, Rh-105, Pd-109, Ag-111, Cd-115m, In-113m, In-115m, Te-129, Te-131, I-123, I-125, Cs-135, Ce-141, Pr-142, Nd-147, Nd-149, Sm-153, Eu-152m, Gd- 159, Dy-166, Ho-166, Er-171, Tm-170, Yb-175, Lu-177, Re-188, Os-191, Os-193, Ir-194, Pt-197m, Au-199, Hg-197, Hg-197m, Tl-201, Ra-227, U-231, U-237, U-239, U-240, Np-239, Pu-234, Pu-235, Pu-237, Bk- 249, Cf-253, Es-253, Fm-255 100100 Si-31, P-32, P-33, Fe-55, Co-60m, Zn-69, As-73, As-77, Sr-89, Y-90, Tc-96m, Pd-103, Te-125m, Te-127, Cs-131, Cs-134m, Pr-143, Pm-147, Pm-149, Sm-151, Dy-165, Er-169, Tm-171, W-185, Re-186, Os-191m, Pt-193m, Pt-197, At-211, Th-226, Pu-243, Am-242, Cf-246Si-31, P-32, P-33, Fe-55, Co-60m, Zn-69, As-73, As-77, Sr-89, Y-90, Tc-96m, Pd-103, Te- 125m, Te-127, Cs-131, Cs-134m, Pr-143, Pm-147, Pm-149, Sm-151, Dy-165, Er-169, Tm-171, W-185, Re-186, Os-191m, Pt-193m, Pt-197, At-211, Th-226, Pu-243, Am-242, Cf-246 1,0001,000 Co-58m, Ge-71, Rh-103m, Fm-254Co-58m, Ge-71, Rh-103m, Fm-254 10,00010,000

한편, 다수의 방사성핵종이 혼합되어 있는 경우에는 다음의 수학식 1에 따라 결정한다.On the other hand, when a large number of radionuclides are mixed according to the following equation (1).

<수학식 1><Equation 1>

상기 식에서, Where

C_i : 방사성핵종 i의 방사능농도(Bq/g)C _i : radioactivity of radionuclide i (Bq / g)

C_L,i : 표1에 주어진 방사성핵종 i의 자체처분 허용농도(Bq/g)C _{L, i} : Allowable self-disposal concentration of radionuclide i given in Table 1 (Bq / g)

한편, 상기 표 1에 수록되지 않은 알파선을 방출하지 아니하는 방사성핵종의 경우 자체처분 허용농도로서 0.1 Bq/g을 적용할 수 있다.On the other hand, in the case of radionuclides that do not emit alpha rays not listed in Table 1, 0.1 Bq / g may be applied as an allowable concentration of self-disposal.

한편, 상기 컴퓨터 시뮬레이션 시에는 대상 중성자 발생 시설의 해체 시점을 결정하여 그 값을 입력하게 된다. 해당 해체 시점은 필요에 따라 달라질 수 있고, 예를 들어 40 년에서 100 년일 수 있다.On the other hand, during the computer simulation, the decommissioning time of the target neutron generating facility is determined and the value is input. The time of dismantling can vary as needed, for example 40 to 100 years.

또한, 해당 시료가 중성자가 발생되는 시설의 어느 위치에 있게 되는지와 관련한 위치 정보도 입력하게 된다. 왜냐하면, 시설의 위치에 따라 중성자가 조사되는 양이 달라지고, 이에 따라 결정되는 방사능 재고량도 달라지기 ?문이다.In addition, location information relating to the location of the sample where the neutron is generated will be entered. This is because the amount of neutrons to be irradiated will depend on the location of the facility, and the radioactive inventory determined accordingly will vary.

세번째 단계는 시료를 연구로에 도입하고, 상기 단계에서 결정된 검출량을 검출할 수 있는 중성자 조사량으로 중성자를 조사하는 단계이다. 상기 과정을 통하여 결정된 중성자 조사량으로 시료를 조사하여 방사화 특성 시험을 수행하는 것이다.The third step is to introduce a sample into the research furnace and irradiate the neutrons with a neutron dose which can detect the detection amount determined in the step. Irradiation characteristics test is performed by irradiating a sample with the neutron dose determined through the above process.

네번째 단계는 상기 방사화 특성 시험을 통하여 시료로부터 방출되는 방사능을 측정하고 이로부터 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계이다. 시료 내 원소의 함량을 화학적인 성분분석 방법으로 분석할 수도 있으나, 그 공정이 매우 까다롭고, 많은 시간이 소요되는 문제점이 있다. 이에 본 발명에서는 시료에 대하여 화학적인 분석보다는, 시료를 연구로에 도입하여 중성자를 조사하고, 이하에서 설명되는 바와 같이, 중성자 조사에 의하여 시료로부터 방출되는 방사능을 측정하는 것이 바람직하다. 중성자 조사를 위한 연구로로는 한국원자력연구원의 연구로인 HANARO를 사용할 수 있다.The fourth step is to measure the radioactivity emitted from the sample through the radioactivity characteristic test and to quantify the content of elements in the sample therefrom. Although the content of the element in the sample may be analyzed by a chemical component analysis method, the process is very difficult and there is a problem that takes a lot of time. In the present invention, rather than chemical analysis of the sample, it is preferable to introduce the sample into the research furnace to irradiate the neutrons, and to measure the radioactivity emitted from the sample by the neutron irradiation, as described below. As a research for neutron investigation, HANARO, a research reactor of Korea Atomic Energy Research Institute, can be used.

중성자 조사 후 시료로부터 방출되는 방사능을 측정하는 과정은 예를 들어 다음과 같은 구체적인 과정을 통하여 수행될 수 있다.Measuring the radioactivity emitted from the sample after the neutron irradiation may be carried out through the following specific process, for example.

중성자를 조사하여 방사화시키는 시료는 주로 고체 상태이고, 특수처리를 하는 경우에는 액체나 기체 시료도 가능하다. 정확히 칭량된 고체 시료를 중성자 조사용 시료 용기에 취하고, 가열 밀봉한 후, 조사용 캡슐(Rabbit)에 넣는다. 시료는 조사하는 동안의 안전성과 오염을 고려하여 항상 이중포장을 원칙으로 한다.Samples irradiated and irradiated with neutrons are mainly in a solid state, and liquid or gas samples may be used for special treatment. Accurately weighed solid samples are taken into a sample container for neutron irradiation, heat sealed, and placed in a irradiation capsule. Samples should always be double packed in consideration of safety and contamination during the investigation.

공압 이송장치를 이용하여 연구로의 선택된 조사공(열중성자 속: 약 1*10¹⁴ n/cm².s)으로 시료가 담긴 캡슐을 보내어, 지정된 시간동안 중성자를 조사(방사화)한다. 장수명 핵종 방사회에 적당한 조사 시간(t_i)은 1 내지 4 시간 범위이다. 시료 조사는 개별적으로 하고, 조사 시간은 PTS 컨트롤러의 오토-타이머 또는 스탑워치를 이용하여 측정한다. A pneumatic feeder is used to send the capsule containing the sample to the selected irradiation hole (thermal neutron: about 1 * 10 ¹⁴ n / cm ² .s) into the study and irradiate (radiate) the neutron for a specified time. Suitable irradiation time (t _i ) for long-life nuclide spinning is in the range of 1 to 4 hours. Sample irradiation is performed individually, and the irradiation time is measured using an auto-timer or stopwatch of the PTS controller.

정해진 분석조건에 따라 방사화된 시료의 방사능 감쇠를 위해 지정된 시간(예를 들어 t_d= 30일 까지)동안 냉각시킨다. 이때 시료는 납 차폐 상자에 보관한다. 조사된 시료를 조사공으로부터 인출할 때 및 방사능 계측을 위하여 옮기거나 이동시킬 때는 서베이 미터(survey meter)로 방사능 준위를 관측한 후 실행하며, “중성자 방사화분석 실험실에서의 방사선 안전관리 수칙”을 준수한다.Allow cooling for a specified time (e.g. up to t _d = 30 days) for radioactivity decay of the sample spun according to the specified analytical conditions. Samples are then stored in lead shielded boxes. When the irradiated sample is withdrawn from the irradiated hole and moved or moved for radiometric measurement, the radiation level is monitored by a survey meter. The radiation safety management rules in the neutron radiation analysis laboratory are performed. Comply with.

분석조건에 따라 냉각시킨 시료를 그대로 또는 새로운 계측 용기에 옮기어 지정된 위치의 검출기에 올려놓고 검출핵종의 수명(반감기)에 따라 일정시간(T_c=4000 내지 10000초)동안 시료의 방사선을 계측한다. 계측기의 불감시간(dead time)이 적어도 10 %를 넘지 않도록 시료와 검출기 사이의 거리를 조절하거나 냉각시간을 연장한다.The sample cooled according to the analysis conditions is transferred to a new measuring vessel as it is or placed on a detector at a designated position, and the radiation of the sample is measured for a predetermined time (T _c = 4000 to 10000 seconds) according to the lifetime (half life) of the detected nuclide. Adjust the distance between the sample and the detector or extend the cooling time so that the dead time of the instrument does not exceed at least 10%.

바탕값 보정을 하는 경우에는 동일하게 조사, 냉각된 빈 계측 용기를 검출기에 올려 놓고 시료의 계측시간과 동일하게 계측하여 바탕 스펙트럼을 구한다. 구체적인 예로는 실제 시료 용기의 바탕값 및 검출기의 백그라운드는 수십 차례 이상의 측정으로 평균 바탕값을 구하여 미리 확립한다.In the case of background correction, an empty, irradiated and cooled measuring container is placed on a detector and measured in the same manner as the measurement time of the sample to obtain a background spectrum. As a specific example, the background value of the actual sample container and the background of the detector are established in advance by obtaining an average background value after several dozen or more measurements.

이때 중성자 조사에 의하여 시료로부터 방출되는 방사능은 감마선일 수 있다.In this case, the radiation emitted from the sample by neutron irradiation may be gamma rays.

측정된 방사선으로부터 시료 내 원소들의 함량은 예를 들어 다음의 식들을 통하여 정량화될 수 있다.The content of elements in the sample from the measured radiation can be quantified, for example, via the following equations.

<수학식 2><Equation 2>

A = σ Φ θ (ω/M) N_A S D CA = σ Φ θ (ω / M) N _A SDC

여기서,here,

A : 생성물로부터 측정된 핵종의 방사능, Bq A: radioactivity of the nuclide measured from the product, Bq

σ : 방사화단면적, cm² (1 barn = 10^-24cm² ) σ: radiation area, cm ² (1 barn = 10 ^-24 cm ² )

Φ : 중성자속, n/cm²s Φ: neutron flux, n / cm ² s

θ : 방사화된 동위원소의 자연존재비 θ: Natural Presence Ratio of Radiated Isotopes

ω : 정량된 원소의 양, g ω: amount of element quantified, g

M : 정량하려는 원소의 원자량, g/moleM: atomic weight of the element to be quantified, g / mole

γ : 에너지에 따른 광자의 방출률γ: emission rate of photons with energy

S : 포화인자, [1-exp(-λt_i)] ; t_i는 조사시간S: saturation factor, [1-exp (-λt _i )]; t _i is the irradiation time

D : 붕괴인자, exp(-λt_d) ; t_d는 붕괴시간 또는 냉각시간 D: decay factor, exp (-λt _d ); t _d is the decay time or cooling time

C : 계측시간동안의 핵종붕괴의 보정인자, [1-exp(-λt_c)/exp(-λt_c)] ; t_c는 계측시간C: correction factor for nuclide collapse during measurement time, [1-exp (-λt _c ) / exp (-λt _c )]; t _c is the measurement time

λ : 방사성 생성물의 붕괴상수λ: decay constant of the radioactive product

상기 수학식 2를 함량 계산식으로 다시 쓰면 다음의 수학식 3과 같이 나타낼 수 있다.Rewriting Equation 2 as the content calculation formula may be expressed as Equation 3 below.

<수학식 3><Equation 3>

ω = (A·M) / {N_A·θ·σ·Φ·[1-exp(-λt_i)]·exp(-λt_d)·[1-exp(-λt_c)/exp(-λt_c)]}ω = (A · M) / (N _A · θ · σ · Φ · [1-exp (-λt _i )] · exp (-λt _d ) · [1-exp (-λt _c ) / exp (-λt _c )]}

여기서, A = (계수/초) / εγ exp(-λt_d) 를 수학식 3에 대입하면 이하의 수학식 4와 같다.Here, substituting A = (coefficient / second) / εγ exp (−λt _d ) into Equation 3 is as follows.

<수학식 4><Equation 4>

ω = (계수/초) M / N_A θ σ Φ εγ[1-exp(-λt_i)]exp(-λt_d)∫(-λt_c)ω = (coefficient / sec) M / N _A θ σ Φ εγ [1-exp (-λt _i )] exp (-λt _d ) ∫ (-λt _c )

상기 수학식 4에서 원자량(M), 아보가드로수(NA)와 동위원소존재비(θ)는 잘 알려진 상수이다. 방사화 단면적(σ)은 상기의 방사화식과 알려진 원소의 질량 측정을 이용하여 계산하나 보통은 핵자료집의 문헌값을 이용한다. 붕괴상수(λ)와 방출율(γ)는 정밀하게 알려져 있으며 문헌값을 이용한다. 중성자속(Φ)과 검출효율(ε)의 결정은 시료의 기하학적 위치에 따라 실험적으로 측정하여 구한다. In Equation 4, the atomic weight (M), the avogadro number (NA) and the isotope abundance ratio (θ) are well known constants. The radiation cross-sectional area (σ) is calculated using the above radiation equations and the mass measurement of known elements, but usually the literature values from the nuclear data book. The decay constant (λ) and release rate (γ) are known precisely and use literature values. Determination of neutron flux (Φ) and detection efficiency (ε) is obtained by experimental measurement according to the geometric position of the sample.

중성자가 발생되면, 시료를 구성하는 성분들의 원자핵과 중성자가 반응하여 불안정한 방사성 핵종을 만들고, 이 방사성 핵종이 방사선을 방출하게 된다. 본 발명의 평가방법은 이 방출되는 방사능을 측정하여 시료에 존재하는 원소 및 이의 함량을 측정한다.When neutrons are generated, the atoms and neutrons of the components of the sample react to produce unstable radionuclides, which emit radiation. The evaluation method of the present invention measures the radioactivity emitted to determine the elements present in the sample and its content.

한편, 중성자를 잘 흡수하는 시료의 경우 셀프-쉴딩(self-shielding) 효과에 의하여 상기와 같은 측정 결과에 영향을 줄 수 있다. 따라서, 정확한 측정을 위하여, 측정된 방사선으로부터 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계는 시료의 셀프-쉴딩(self-shielding) 효과를 고려한 보정계수를 포함하여 수행되는 것이 바람직하다. 이때 보정계수는 예를 들어 중성자에 대한 흡수능이 높은 물질에 한하여 시료내의 평균중성자속과 입사하는 중성자속의 비로 정의될 수 있다.On the other hand, in the case of a sample that absorbs neutrons well may affect the measurement results as described above by the self-shielding (self-shielding) effect. Therefore, for accurate measurement, the step of quantifying the content of elements in the sample from the measured radiation preferably includes a correction factor in consideration of the self-shielding effect of the sample. In this case, the correction factor may be defined as, for example, the ratio of the average neutron flux and the incident neutron flux in the sample only for a material having high absorption ability to the neutron.

본 발명에 따른 중성자가 발생되는 시설의 건설 폐기물 자체처리 가부 평가방법은 상기와 같이 시료 내 원소들의 함량을 정량화한 후, 그 원소들의 함량으로 컴퓨터 시뮬레이션을 수행하여 시설 해체 시점의 방사능 재고량을 평가하는 단계를 포함한다. 이때 컴퓨터 시뮬레이션은 상기한 바와 같이 MCNPX를 사용할 수 있고, 각 원소들의 함량, 운전조건, 운전기간 등의 입력 값을 입력한 후, 해체 시점의 방사능 재고량을 도출하게 된다. 또한, 상기 컴퓨터 시뮬레이션 시에는 대상 중성자 발생 시설의 해체 시점을 결정하여 그 값을 입력하게 된다. 해당 해체 시점은 필요에 따라 달라질 수 있고, 예를 들어 40 년에서 100 년일 수 있다. 또한, 해당 시료가 중성자가 발생되는 시설의 어느 위치에 있게 되는지와 관련한 위치 정보도 입력하게 된다. 왜냐하면, 시설의 위치에 따라 중성자가 조사되는 양이 달라지고, 이에 따라 결정되는 방사능 재고량도 달라지기 ?문이다.The method for evaluating the construction waste self-treatment of a facility in which a neutron is generated according to the present invention quantifies the content of the elements in the sample as described above, and then evaluates the radioactive inventory at the time of dismantling the facility by performing computer simulation with the content of the elements. Steps. In this case, the computer simulation may use MCNPX as described above, and after inputting input values such as content of each element, operating condition, and operating period, the radioactive inventory at the time of dismantling is derived. In addition, during the computer simulation, the dismantling time of the target neutron generating facility is determined and the value is input. The time of dismantling can vary as needed, for example 40 to 100 years. In addition, location information relating to the location of the sample where the neutron is generated will be entered. This is because the amount of neutrons to be irradiated will depend on the location of the facility, and the radioactive inventory determined accordingly will vary.

다음으로, 본 발명에 따른 평가방법은 상기와 같이 컴퓨터 시뮬레이션을 통하여 평가된 방사능 재고량이 나오도록 중성자 조사 조건을 설정하여, 시료에 대한 방사화 특성 실험을 수행하는 단계를 포함한다. 이때 시료에 대한 방사화 특성 실험은 상기한 바와 같은 연구로에 시료를 도입하여 중성자를 조사하는 방법으로 수행될 수 있고, 방사화 특성 실험 결과 상기 컴퓨터 시뮬레이션을 통하여 평가된 방사능 재고량이 나오도록 중성자 조사 조건을 설정하게 된다. Next, the evaluation method according to the present invention includes the step of setting the neutron irradiation conditions to come out the radioactive inventory evaluated through the computer simulation as described above, and performing a radioactivity characteristic experiment on the sample. In this case, the radioactivity characteristics test on the sample may be performed by introducing a sample into the research furnace as described above and irradiating the neutrons, and the neutron irradiation so that the radioactive inventory is evaluated through the computer simulation. Set the condition.

컴퓨터 시뮬레이션의 결과, 특정 핵종이 검출되지 않는 결과가 나왔다고 하여도, 실제 해당 핵종이 시험 대상 시편에 없는 것인지, 입력값 때문에 시뮬레이션 결과 미검출된 것인지 확인할 수 없다. 따라서, 본 발명에서는 상기와 같이 시뮬레이션한 경우와 동일한 방사능 재고량이 나오도록 중성자 조사 조건을 설정하여 실제로 시료에 대하여 중성자 조사를 수행함으로써, 특정 핵종의 부존재에 대한 확인을 한다.Although computer simulations show that a particular nuclide was not detected, it is not possible to determine whether the nuclide is actually present in the specimen to be tested or whether the simulation result has not been detected due to input. Therefore, in the present invention, the neutron irradiation conditions are set so that the same radioactive inventory as in the case of the simulation is obtained, and the neutron irradiation is actually performed on the sample, thereby confirming the absence of a specific nuclide.

이때, 시료에 대한 방사화 특성 실험 결과에 따라, 그에 따른 값을 컴퓨터 시뮬레이션을 수행한 값과 일치시키기 위한 환산 인자를 도입하는 단계를 거칠 수 있다.At this time, according to the results of the radioactive characteristics test for the sample, it may be a step of introducing a conversion factor for matching the value according to the value of the computer simulation.

한편, 상기한 중성자가 발생되는 시설은 중성자가 발생되는 시설은 원자력 발전소일 수 있고, 또는 이와는 다른 시설일 수 있다.On the other hand, the facility where the neutron is generated may be a nuclear power plant is a facility where the neutron is generated, or may be a different facility.

마지막으로, 본 발명에 따른 중성자가 발생되는 시설의 건설 폐기물 자체처리 가부 평가방법은 상기 방사화 특성 실험 결과를 통하여 중성자가 발생되는 시설의 해체 시점에 발생하는 건설 폐기물의 자체처분이 가능한지 여부를 판단하는 단계를 포함하고, 구체적으로는 방사화 특성 실험 결과 도출된 시료에 대한 방사능 재고량이 폐기물에 대한 자체처분 기준, 예를 들어, 10^-9 Sv/Hr 와 같은 기준 이하로 나오는 경우에는 자체처리가 가능하다고 평가하고, 이보다 높게 나오는 경우에는 자체처리가 불가능하고, 방사성 폐기물로 처리해야 하는 것으로 평가하게 된다.Lastly, the method for evaluating whether the construction waste self-treatment of the facility in which the neutron is generated according to the present invention determines whether self-disposal of construction waste generated at the time of dismantling of the facility in which the neutron is generated is possible through the results of the radioactive characteristics test. In particular, if the radioactive inventory of the sample derived from the radioactive property test results below the self-disposal standard for waste, for example, 10 ^-9 Sv / Hr, self-treatment is performed. If it is possible, if it is higher than this, it is impossible to treat itself and it should be treated as radioactive waste.

본 발명에 따른 평가방법을 사용하는 경우, 이미 건설되어 있는 중성자가 발생되는 시설에 대하여, 추후 해체 시점에 건설 폐기물 발생량 및 이를 처리하기 위한 비용을 미리 검토해 볼 수 있어, 추후 이와 같은 시설의 운영을 위한 계획을 수립하는데 중요한 고려 사항의 답을 제공할 수 있는 장점이 있다.In the case of using the evaluation method according to the present invention, the amount of construction waste generated at the time of dismantling and the cost for treating the same can be reviewed in advance with respect to a facility in which neutrons are already constructed, so that the operation of such a facility is performed later. This has the advantage of providing answers to important considerations in developing a plan.

또한 본 발명은 In addition, the present invention

중성자가 발생되는 시설의 건설을 위한 자재의 시료를 얻는 단계;Obtaining a sample of a material for construction of a facility where neutrons are generated;

상기 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계;Quantifying the content of elements in the sample;

상기 시료 내 원소들의 함량으로 컴퓨터 시뮬레이션을 수행하여 시설 해체 시점의 방사능 재고량을 평가하는 단계;Evaluating the radioactive inventory at the time of decommissioning the facility by performing computer simulation with the content of the elements in the sample;

상기 평가된 방사능 재고량이 나오도록 중성자 조사 조건을 설정하여, 시료에 대한 방사화 특성 실험을 수행하는 단계;Setting a neutron irradiation condition such that the estimated radioactivity inventory amount is obtained, and performing a radioactive characteristic test on a sample;

상기 방사화 특성 실험 결과를 통하여 중성자가 발생되는 시설의 해체 시점에 발생하는 건설 폐기물의 자체처분이 가능한지 여부를 판단하는 단계; 및Determining whether self-disposal of construction waste generated at the time of dismantling of a facility in which neutrons are generated is possible through the results of the radioactive characteristic test; And

상기 판단 결과로부터 상기 자재의 인증 여부를 판단하는 단계;를 포함하는 것을 특징으로 하는 중성자가 발생되는 시설의 건설을 위한 자재의 인증방법을 제공한다.And determining whether to authenticate the material from the determination result. The method provides an authentication method for materials for construction of a facility in which a neutron is generated.

이하 본 발명에 따른 인증방법을 각 단계별로 상세히 설명한다.Hereinafter, the authentication method according to the present invention will be described in detail for each step.

본 발명에 따른 중성자가 발생되는 시설의 건설을 위한 자재의 인증방법 중 첫번째 단계는 중성자가 발생되는 시설의 건설을 위한 자재의 시료를 얻는 단계로, 시설 건설을 위하여 반입될 예정이 자재로부터 시료를 얻는 단계이다. 동일한 원료의 건설 시료라고 하여도, 중성자가 발생되는 시설 내의 위치에 따라 방사화되는 정도가 달라지기 때문에 중성자가 발생되는 시설의 다양한 위치에서 건설 시료를 얻는 것이 바람직하며, 특히 가장 방사화가 많이 될 것으로 예상되는 곳으로부터 시료를 얻어 평가를 수행하는 것이 바람직하다.The first step of the authentication method of the material for the construction of the facility in which the neutron is generated according to the present invention is to obtain a sample of the material for the construction of the facility in which the neutron is generated, the sample from the material to be imported for the construction of the facility It is a step to get. Even in the case of a construction sample of the same raw material, it is preferable to obtain a construction sample at various locations of the facility where the neutrons are generated, since the degree of radiation is different depending on the location in the facility where the neutrons are generated. It is desirable to obtain a sample from an anticipated place and perform the evaluation.

이때 시료는 다양한 형태로 얻어질 수 있으나, 이후 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계에서, 예를 들어 중성자를 조사하는 방법을 사용하는 경우, 중성자 조사에 따른 단위 부피당 방사선 발생량과 시료 내 중성자의 균일성을 기준으로 판단하면 특히 판형인 것이 바람직하다. At this time, the sample may be obtained in various forms, but in the step of quantifying the content of elements in the sample, for example, when using a method of irradiating neutrons, the amount of radiation generated per unit volume according to the neutron irradiation and the uniformity of the neutrons in the sample Judging from sex, it is particularly preferable to have a plate shape.

본 발명에 따른 인증방법은 상기와 같이 중성자가 발생되는 시설의 건설을 위한 자재의 시료를 얻은 후, 상기 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계를 포함한다. 이때 시료 내 원소들에 대한 정량화는 화학적 방법을 포함한 다양한 방법으로 수행될 수 있고, 특히 이하와 같이 중성자를 조사하는 방법으로 수행될 수 있다.The authentication method according to the present invention includes obtaining a sample of a material for construction of a facility in which neutrons are generated as described above, and then quantifying the content of elements in the sample. In this case, the quantification of the elements in the sample may be performed by various methods including chemical methods, and in particular, may be performed by irradiating neutrons as follows.

즉, 본 발명에 따른 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계는That is, the step of quantifying the content of the elements in the sample according to the present invention

방사화 문제가 될 수 있는 원소를 결정하는 단계;Determining which element may be a problem of radiation;

컴퓨터 시뮬레이션을 통하여 상기 원소의 검출량 수준을 결정하는 단계;Determining a detectable level of the element through computer simulation;

상기 시료를 연구로에 도입하고 상기 검출량을 검출할 수 있는 중성자 조사량으로 중성자를 조사하는 단계;Introducing the sample into the research furnace and irradiating neutrons with a neutron dose that can detect the detected amount;

시료로부터 방출되는 방사능을 측정하고 이로부터 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계를 포함할 수 있다.Measuring radioactivity emitted from the sample and quantifying the content of elements in the sample therefrom.

상기 단계에서 중성자 조사에 의하여 시료로부터 방출되는 방사능은 감마선일 수 있다.In this step, the radiation emitted from the sample by neutron irradiation may be gamma rays.

상기 정량화 단계는 상기 평가방법의 정량화 단계와 동일하므로 구체적인 설명은 생략한다.Since the quantification step is the same as the quantification step of the evaluation method, a detailed description thereof will be omitted.

한편, 중성자를 잘 흡수하는 시료의 경우 셀프-쉴딩(self-shielding) 효과에 의하여 상기와 같은 측정 결과에 영향을 줄 수 있다. 따라서, 정확한 측정을 위하여, 측정된 방사선으로부터 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계는 시료의 셀프-쉴딩(self-shielding) 효과를 고려한 보정계수를 포함하여 수행되는 것이 바람직하다. 이때 보정계수는 예를 들어 중성자에 대한 흡수능이 높은 물질에 한하여 시료내의 평균중성자속과 입사하는 중성자속의 비로 정의될 수 있다.On the other hand, in the case of a sample that absorbs neutrons well may affect the measurement results as described above by the self-shielding (self-shielding) effect. Therefore, for accurate measurement, the step of quantifying the content of elements in the sample from the measured radiation preferably includes a correction factor in consideration of the self-shielding effect of the sample. In this case, the correction factor may be defined as, for example, the ratio of the average neutron flux and the incident neutron flux in the sample only for a material having high absorption ability to the neutron.

본 발명에 따른 인증방법은 상기와 같이 시료 내 원소들의 함량을 정량화한 후, 그 원소들의 함량으로 컴퓨터 시뮬레이션을 수행하여 시설 해체 시점의 방사능 재고량을 평가하는 단계를 포함한다. 이때 컴퓨터 시뮬레이션은 상기한 바와 같이 MCNPX를 사용할 수 있고, 각 원소들의 함량, 운전조건, 운전기간 등의 입력 값을 입력한 후, 해체 시점의 방사능 재고량을 도출하게 된다. 또한, 상기 컴퓨터 시뮬레이션 시에는 대상 중성자 발생 시설의 해체 시점을 결정하여 그 값을 입력하게 된다. 해당 해체 시점은 필요에 따라 달라질 수 있고, 예를 들어 40 년에서 100 년일 수 있다. 또한, 해당 시료가 중성자가 발생되는 시설의 어느 위치에 있게 되는지와 관련한 위치 정보도 입력하게 된다. 왜냐하면, 시설의 위치에 따라 중성자가 조사되는 양이 달라지고, 이에 따라 결정되는 방사능 재고량도 달라지기 ?문이다.The authentication method according to the present invention includes quantifying the content of the elements in the sample as described above, and performing a computer simulation with the content of the elements to evaluate the radioactive inventory at the time of dismantling the facility. In this case, the computer simulation may use MCNPX as described above, and after inputting input values such as content of each element, operating condition, and operating period, the radioactive inventory at the time of dismantling is derived. In addition, during the computer simulation, the dismantling time of the target neutron generating facility is determined and the value is input. The time of dismantling can vary as needed, for example 40 to 100 years. In addition, location information relating to the location of the sample where the neutron is generated will be entered. This is because the amount of neutrons to be irradiated will depend on the location of the facility, and the radioactive inventory determined accordingly will vary.

다음으로, 본 발명에 따른 인증방법은 상기와 같이 컴퓨터 시뮬레이션을 통하여 평가된 방사능 재고량이 나오도록 중성자 조사 조건을 설정하여, 시료에 대한 방사화 특성 실험을 수행하는 단계를 포함한다. 이때 시료에 대한 방사화 특성 실험은 상기한 바와 같은 연구로에 시료를 도입하여 중성자를 조사하는 방법으로 수행될 수 있고, 방사화 특성 실험 결과 상기 컴퓨터 시뮬레이션을 통하여 평가된 방사능 재고량이 나오도록 중성자 조사 조건을 설정하게 된다. Next, the authentication method according to the present invention includes the step of setting the neutron irradiation conditions to come out the radioactive inventory evaluated through the computer simulation as described above, comprising the step of performing a radioactivity characteristic test on the sample. In this case, the radioactivity characteristics test on the sample may be performed by introducing a sample into the research furnace as described above and irradiating the neutrons, and the neutron irradiation so that the radioactive inventory is evaluated through the computer simulation. Set the condition.

컴퓨터 시뮬레이션의 결과, 특정 핵종이 검출되지 않는 결과가 나왔다고 하여도, 실제 해당 핵종이 시험 대상 시편에 없는 것인지, 입력값 때문에 시뮬레이션 결과 미검출된 것인지 확인할 수 없다. 따라서, 본 발명에서는 상기와 같이 시뮬레이션한 경우와 동일한 방사능 재고량이 나오도록 중성자 조사 조건을 설정하여 실제로 시료에 대하여 중성자 조사를 수행함으로써, 특정 핵종의 부존재에 대한 확인을 한다.Although computer simulations show that a particular nuclide was not detected, it is not possible to determine whether the nuclide is actually present in the specimen to be tested or whether the simulation result has not been detected due to input. Therefore, in the present invention, the neutron irradiation conditions are set so that the same radioactive inventory as in the case of the simulation is obtained, and the neutron irradiation is actually performed on the sample, thereby confirming the absence of a specific nuclide.

이때, 시료에 대한 방사화 특성 실험 결과에 따라, 그에 따른 값을 컴퓨터 시뮬레이션을 수행한 값과 일치시키기 위한 환산 인자를 도입하는 단계를 거칠 수 있다.At this time, according to the results of the radioactive characteristics test for the sample, it may be a step of introducing a conversion factor for matching the value according to the value of the computer simulation.

한편, 상기한 중성자가 발생되는 시설은 중성자가 발생되는 시설은 원자력 발전소일 수 있고, 또는 이와는 다른 시설일 수 있다.On the other hand, the facility where the neutron is generated may be a nuclear power plant is a facility where the neutron is generated, or may be a different facility.

다음으로, 본 발명에 따른 인증방법은 상기 방사화 특성 실험 결과를 통하여 시설의 해체 시점에 발생하는 건설 폐기물의 자체처분이 가능한지 여부를 판단하는 단계를 포함하고, 구체적으로는 방사화 특성 실험 결과 도출된 시료에 대한 방사능 재고량이 폐기물에 대한 자체처분 기준, 예를 들어, 10^-9 Sv/Hr 와 같은 기준 이하로 나오는 경우에는 자체처분이 가능하다고 평가하고, 이보다 높게 나오는 경우에는 자체처분이 불가능하고, 방사성 폐기물로 처리해야 하는 것으로 판단하게 된다.Next, the authentication method according to the present invention comprises the step of determining whether the self-disposal of construction waste generated at the time of dismantling of the facility through the radioactive property test results, specifically, derivation of the radioactive property test results If the amount of radioactive inventory for a given sample is less than the self-disposal criteria for waste, for example, 10 ^-9 Sv / Hr, self-disposal is possible. In this case, it is determined that the waste should be treated as radioactive waste.

본 발명에 따른 인증방법은 상기와 같이 자체처분 가능여부를 판단한 후, 그 결과로부터 해당 자재의 인증 여부를 판단하는 단계를 포함하고, 구체적으로는 상기 자재가 시설 해체 시점에 발생하는 건설 폐기물의 자체처분이 가능하다고 판단되면 상기 자재를 인증하고, 시설 해체 시점에 발생하는 건설 폐기물의 자체처분이 불가능하다고 판단되면 상기 자재를 인증하지 않는 방법으로 수행될 수 있다.The authentication method according to the present invention includes a step of determining whether or not the self-disposable as described above, the authentication of the material from the results, specifically, the construction of the construction waste itself when the material is dismantled If it is determined that disposal is possible, the material may be authenticated, and if it is determined that self-disposal of construction waste generated at the time of dismantling of the facility is impossible, the material may not be certified.

본 발명에 따른 인증방법에서 중성자가 발생되는 시설은 원자력 발전소일 수 있고, 또는 이와는 상이한 다른 시설일 수 있다.In the authentication method according to the present invention, the facility in which the neutrons are generated may be a nuclear power plant, or may be a different facility.

본 발명에 따른 인증방법을 사용하는 경우, 중성자가 발생되는 시설의 건설을 위한 자재를 반입하는 시점에서 자재에 대한 인증을 수행함으로써, 추후 건설된 시설의 해체시에 건설 폐기물을 처리하는 비용을 현저히 줄일 수 있는 장점이 있다.In the case of using the authentication method according to the present invention, by carrying out the certification of the material at the time of importing the material for the construction of the facility where the neutron is generated, the cost of processing the construction waste at the time of dismantling the constructed facility afterwards is remarkably increased. There is an advantage to reduce.

이하 본 발명을 실시예를 통하여 보다 구체적으로 설명한다. 이하의 실시예는 본 발명의 내용을 설명하기 위한 것일 뿐, 본 발명이 청구하고자 하는 권리범위가 이하의 기재에 의하여 한정되는 것은 아니다.Hereinafter, the present invention will be described in more detail with reference to Examples. The following examples are only for explaining the contents of the present invention, and the scope of the present invention is not intended to be limited by the following description.

<실시예><Example>

중성자가 발생되는 시설의 건설을 위한 자재의 인증Certification of materials for construction of facilities where neutrons are generated

(1) 중성자 발생 시설의 해체 시점 결정 (1) Decision time of dismantling of neutron generating facility

원자로의 해체 시점을 40년으로 결정하였다.The decommissioning time of the reactor was determined to be 40 years.

(2) 고려되어야 할 원소들의 결정 (2) Determination of elements to be considered

이하의 시험에서 고려되어야 할 원소들로 코발트(Co)와 유로퓸(Eu)를 결정하였다.Cobalt (Co) and europium (Eu) were determined as elements to be considered in the following tests.

(3) MCNPX 시뮬레이션 수행(3) MCNPX simulation

시뮬레이션을 위한 대상 원자로를 다음과 같이 설정하였다. Westinghouse(W/H)형원자로이고, 21주기에 장전되는 신핵연료 집합체의 UO₂ 농축도는 3.793%, 3799%, 3.810%로 구성되어 있으며, 다른 원자로의 8주기에서는 2.37~4.50% 범위의 10종류의 농축도로 구성되어 있다. 원자로심은 신핵연료집합체와 1번 연소된 핵연료집합체가 각각 40개, 2번 연소된 핵연료집합체가 41개로 총 121개의 핵연료집합체로 장전되어 있고, 하나의 핵연료집합체는 14×14의 격자로 이루어져 있다. 원자로심의 제원은 각각 표 2에 나타난 바와 같다. 본 연구에서 사용한 원자로의 핵연료봉(도 4a), 가연성 독봉(도 4b), 제어봉(도 5a), 안내관(도 5b) 및 핵연료집합체의 구조와 원자로심의 장전 모형은 각각 도 4 내지 도 6과 같다.The target reactor for the simulation was set as follows. Westinghouse (W / H) type reactor, UO ₂ concentration of new fuel assembly loaded in 21 cycles is 3.793%, 3799%, 3.810%, and 10 kinds in the range of 2.37 ~ 4.50% in 8 cycles of other reactors. Concentration of The reactor core is loaded with a total of 121 fuel assemblies, with 40 new fuel assemblies and 1 burned fuel assembly and 41 burned fuel assemblies, respectively, and one fuel assembly consists of a 14 × 14 grid. The specifications of the reactor core are shown in Table 2, respectively. Nuclear fuel rods (FIG. 4A), flammable poison rods (FIG. 4B), control rods (FIG. 5A), guide tubes (FIG. 5B), and fuel assemblies of the reactor used in this study are shown in FIGS. same.

코어core 코어 평균 활성 연료 높이, cmCore Average Active Fuel Height, cm 365.76 365.76 등가 직경, cmEquivalent diameter, cm 246.126246.126 반응기 파워, MWtReactor power, MWt 1723.51723.5 어셈블리 피치, cmAssembly pitch, cm 19.82019.820 연료 어셈블리Fuel assembly 수Number 121121 어셈블리 내 격자Grid within assembly 14 × 1414 × 14 어셈블리당 연료 로드Fuel Loads per Assembly 179179 로드 피치, cmRod pitch, cm 1.4121.412 가이드 팀블 수Guide thimbles 1616 인스트루먼트 튜브 수Number of instrument tubes 1One 연료 로드Fuel loading 클래드 외부 직경, cmCladding outer diameter, cm 1.0721.072 클래드 두께, cmCladding thickness, cm 0.0620.062 연료 펠릿 직경, cmFuel pellet diameter, cm 0.9300.930 클래드 물질Clad material Zircaloy-4Zircaloy-4 연료 펠릿Fuel pellets 물질matter 소결 UO₂ Sintered UO ₂ 밀도, g/cm³ Density, g / cm ³ 10.40810.408 연료 농축, w/oFuel enrichment, w / o 3.793.79 인스트루먼트 튜브Instrument tube 외부 직경, cmOuter diameter, cm 1.0721.072 두꼐, cmHead, cm 0.0620.062 내벽, cmInner wall, cm 0.9480.948 클래드 물질Clad material Zircaloy-4Zircaloy-4 가이드 팀블Guide thimble 외부 직경, cmOuter diameter, cm 1.3691.369 두께, cmThickness, cm 0.0430.043 내벽, cmInner wall, cm 1.2831.283 클래드 물질Clad material Zircaloy-4Zircaloy-4 가연성 흡수제Flammable absorbent 타입type WABAWABA 물질matter Al₂O₃ + B₄C Al ₂ O ₃ + B ₄ C 콘텐츠contents 붕규산 유리Borosilicate glass 수Number 208208 베플Baffle 두께, cmThickness, cm 2.862.86 물질matter SA-304SA-304

상기 제원을 이용해 컴퓨터에 가상 원자로를 구현하였다, The above specification was used to implement a virtual reactor in a computer.

중성자의 양이 최대가 되는 지점에서 30년 운전 후, 해체시점에서 1 ppm 에 의해 발생되는 방사성 물질의 방사능 재고량(Bq/g)을 산출하고, 이에 기반하여 방사성 핵종별 자체처분 허용농도(표 1) 대비 방사능 재고량을 도 2와 같이 도출하고, 잔류 방사선량을 도 1과 같이 도출하였다. 시뮬레이션 결과 코발트(Co)는 1000 Bq/g, 유로퓸(Eu)은 10000 Bq/g 이었고, 방사성 핵종별 자체처분 허용농도(표 1)에 따르면 허용 기준이 모두 0.1Bq/g이므로, 검출하한은 코발트는 1/1000 ppm, 유로퓸은 1/10000 ppm 이 되어야 한다.After 30 years of operation at the point where the amount of neutrons is maximized, the radioactive inventory (Bq / g) generated by 1 ppm at the time of dissolution is calculated and based on this, the self-disposable allowable concentration for each radionuclide (Table 1). ), The radioactivity inventory was derived as shown in FIG. 2, and the residual radiation amount was derived as shown in FIG. 1. According to the simulation results, cobalt (Co) was 1000 Bq / g and europium (Eu) was 10000 Bq / g. According to the radionuclide self-disposal allowable concentration (Table 1), the acceptance criteria were all 0.1Bq / g. Should be 1/1000 ppm and europium should be 1/10000 ppm.

(4) 중성자 조사량의 결정(4) Determination of neutron dose

코발트는 1/1000 ppm, 유로퓸은 1/10000 ppm 이라는 분석 하한치(minimum detection activity)는 매우 낮은 수준이므로 분석 민감도 향상을 위해 중성자 조사량을 약 10¹⁹ neutrons·cm/sec 수준으로 높여서 조사하였다.Since the minimum detection activity of cobalt is 1/1000 ppm and europium is 1/10000 ppm, the minimum detection activity is very low. Therefore, the neutron dose was increased to about 10 ¹⁹ neutrons · cm / sec to improve the sensitivity of analysis.

(5) 방사화 특성 시험(5) Radiation characteristics test

하기 표 3의 콘크리트 시료 100 g 시료를 한국원자력연구원의 HANARO 연구로에 넣고, 상기 결정된 중성자 조사량의 조건에서 중성자를 조사하여 방사화 특성 시험을 수행하였다.The 100 g sample of the concrete sample shown in Table 3 below was put into a HANARO research furnace of the Korea Atomic Energy Research Institute, and neutrons were irradiated under the conditions of the determined neutron irradiation to perform a radioactivity characteristic test.

(6) 함량정보 도출(6) Content Information Derivation

상기 방사화 특성 시험을 통하여 얻어진 결과로부터 다음 표 3과 같은 함량정보를 얻었다.From the results obtained through the radiation property test, the content information as shown in Table 3 was obtained.

의뢰시료명Request Sample Name Co-ppmCo-ppm Eu-ppmEu-ppm C-01C-01 1.771.77 ±± 0.060.06 0.130.13 ±± 0.020.02 C-03C-03 11.3311.33 ±± 0.090.09 0.640.64 ±± 0.020.02 C-04C-04 8.748.74 ±± 0.130.13 0.580.58 ±± 0.030.03 C-05C-05 19.8519.85 ±± 0.220.22 0.960.96 ±± 0.040.04 N-01N-01 206206 ±± 0.680.68 1.161.16 ±± 0.050.05 N-02N-02 0.130.13 ±± 0.030.03 < 0.1<0.1 N-07N-07 9.159.15 ±± 0.160.16 1.221.22 ±± 0.040.04 N-08N-08 < 0.1<0.1 < 0.1<0.1 N-10N-10 106106 ±± 0.50.5 1.011.01 ±± 0.060.06 N-14N-14 0.0370.037 ±± 0.0080.008 < 0.1<0.1 N-15N-15 0.100.10 ±± 0.020.02 < 0.2<0.2 N-16N-16 11.6811.68 ±± 0.080.08 1.731.73 ±± 0.020.02 N-18N-18 3.533.53 ±± 0.120.12 0.810.81 ±± 0.040.04 N-20N-20 0.120.12 ±± 0.030.03 < 0.1<0.1 R-02R-02 4.074.07 ±± 0.150.15 < 0.2<0.2 R-03R-03 9.569.56 ±± 0.170.17 0.190.19 ±± 0.040.04 R-04R-04 6.536.53 ±± 0.170.17 0.550.55 ±± 0.040.04 R-05R-05 5.995.99 ±± 0.110.11 0.110.11 ±± 0.020.02 R-06R-06 9.319.31 ±± 0.130.13 < 0.1<0.1 R-07R-07 3.983.98 ±± 0.070.07 0.160.16 ±± 0.020.02 R-08R-08 7.957.95 ±± 0.120.12 0.170.17 ±± 0.030.03 R-09R-09 5.365.36 ±± 0.100.10 0.450.45 ±± 0.030.03 R-10R-10 7.137.13 ±± 0.100.10 0.130.13 ±± 0.020.02 R-11R-11 9.609.60 ±± 0.150.15 < 0.1<0.1 R-12R-12 0.120.12 ±± 0.050.05 3.023.02 ±± 0.050.05 R-13R-13 6.966.96 ±± 0.110.11 0.440.44 ±± 0.020.02 R-14R-14 2.892.89 ±± 0.060.06 0.300.30 ±± 0.020.02 R-15R-15 1.831.83 ±± 0.060.06 0.180.18 ±± 0.020.02 R-16R-16 36.936.9 ±± 0.210.21 0.120.12 ±± 0.020.02 R-17R-17 6.166.16 ±± 0.110.11 0.470.47 ±± 0.030.03 R-18R-18 0.510.51 ±± 0.030.03 0.0360.036 ±± 0.0120.012 R-20R-20 0.320.32 ±± 0.060.06 2.602.60 ±± 0.050.05 R-21R-21 0.310.31 ±± 0.050.05 2.882.88 ±± 0.050.05

(7) MCNPX 시뮬레이션 재수행(7) Rerun MCNPX simulation

상기 표 3의 시료 c-01이 반입되는 위치가 도 7의 (5)번 위치라면, 코발트와 유로퓸 함량 정보를 입력하여 시뮬레이션을 통해 40년 뒤 해체시점에서 발생되는 방사성 물질의 Bq/g을 산출할 수 있고, 재수행 결과 코발트(Co)는 0.2 Bq/g, 유로퓸(Eu)은 0.3 Bq/g 로, 둘다 0.1 Bq/g을 초과하므로 자체처분이 불가한 것으로 판단할 수 있다. 함량이 각각 10배 적은 시료 n-02는 코발트와 유로퓸의 자체처분 기준을 만족할 것이라고 예견 가능하나, 실제 자체 처분 만족 기준은 수십 개 이상의 핵종에 대해 같은 방식으로 성분 분석을 하거나 토탈 액티비티(total activity)가 1 Bq/g 미만이라는 것을 증명해야 하므로 현재 시점에서 자체 처분이 가능한지 판단 할 수 없다. 이 단계에서는 n-02 시료가 도 7의 (5)번 위치에서 40년 중성자를 받았을 때 코발트 유로퓸 잔류 방사능이 얼마인지 계산하는데 그치며 각각 0.03 Bq/g, 0.01 Bq/g 로 계산되었다.If the sample c-01 in Table 3 is the position where the sample is loaded (5) of FIG. 7, the cobalt and europium content information is input to calculate Bq / g of the radioactive material generated at the time of dismantling after 40 years through simulation. As a result of the rerun, cobalt (Co) is 0.2 Bq / g, europium (Eu) is 0.3 Bq / g, and both of them exceed 0.1 Bq / g, and thus it may be determined that self-disposal is impossible. It can be predicted that sample n-02, which is 10 times smaller each, will meet the cobalt and europium self-disposal criteria, but the actual self-disposition criteria would be the same for the dozens or more of the nuclides in the same way, or in total activity. Cannot prove whether it is possible to dispose of itself at this point, because it must prove that is less than 1 Bq / g. In this step, when the n-02 sample received a 40-year neutron at position (5) of FIG. 7, the residual cobalt europium residual radioactivity was calculated as 0.03 Bq / g and 0.01 Bq / g, respectively.

(8) 방사화 특성 시험 재수행(8) Rerun the radiation test

n-02 시료를 연구로에 집어 넣어 코발트 방사능이 0.03 Bq/g, 유로퓸 방사능이 0.01 Bq/g이 나오도록 중성자 에너지 및 중성자 플럭스를 조절하였다. 이렇게 방사화된 시료를 실제 40년 뒤 원전의 1번 위치에서 채취한 샘플로 가정하고, 이 샘플로부터 코발트와 유로퓸 외 다른 원소의 방사능 재고량이 얼마나 될지에 대한 결과를 도출하였다.The neutron energy and neutron flux were adjusted so that the n-02 sample was placed in the research furnace so that cobalt radioactivity was 0.03 Bq / g and europium radioactivity was 0.01 Bq / g. It was assumed that the radioactive sample was taken at position 1 of the nuclear power plant 40 years later, and from this sample, the results of how much radioactive inventory of cobalt, europium and other elements would be obtained.

(9) 시료에 대한 인증(9) Certification of Sample

상기 방사능 재고량으로부터의 토탈 액티비티가 0.99 Bq/g 으로서 자체처분 허용농도 미만이므로, 해당 시료의 자재는 시설 건설을 위하여 도 7의 (1)번 위치에 반입이 가능한 것으로 인증하였다.Since the total activity from the radioactive inventory is 0.99 Bq / g, which is less than the self-disposable allowable concentration, the material of the sample was certified as being able to be carried in the position (1) of FIG.

Claims (10)

중성자가 발생되는 시설로부터 얻어진 건설 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계;
상기 시료 내 원소들의 함량으로 컴퓨터에 의한 시뮬레이션을 수행하여 시설 해체 시점의 방사능 재고량을 평가하는 단계; 및
상기 평가된 방사능 재고량이 나오도록 연구로의 중성자 조사 조건을 설정하여, 연구로를 통한 시료에 대한 방사화 특성 실험을 수행하는 단계;를 포함하고,
상기 방사화 특성 실험 결과 얻어진 시료의 방사능 재고량을 자체처분 기준과 비교하여, 중성자가 발생되는 시설의 해체 시점에 발생하는 건설 폐기물의 자체처분이 가능한지 여부를 판단하되,
상기 건설 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계는
컴퓨터에 의한 시뮬레이션을 통하여, 방사화 문제가 될 수 있는 원소의 검출량 수준을 결정하는 단계;
상기 시료를 연구로에 도입하고 상기 검출량을 검출할 수 있는 중성자 조사량으로 연구로를 통하여 시료에 중성자를 조사하는 단계;
검출기로 시료로부터 방출되는 방사능을 측정하는 단계를 포함하고,
측정된 방사능으로부터 다음의 수학식 3을 통하여 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 것을 특징으로 하는 중성자가 발생되는 시설의 건설 폐기물 자체처리 가부 평가방법
<수학식 3>
ω = (A·M) / {N_A·θ·σ·Φ·[1-exp(-λt_i)]·exp(-λt_d)·[1-exp(-λt_c)/exp(-λt_c)]}
(여기서, A : 생성물로부터 측정된 핵종의 방사능, M : 정량하려는 원소의 원자량, N_A :아보가드로수, θ : 방사화된 동위원소의 자연존재비, σ : 방사화단면적, cm² _, Φ : 중성자속, λ : 방사성 생성물의 붕괴상수, t_i는 조사시간, t_d는 붕괴시간 또는 냉각시간, t_c는 계측시간임).
Quantifying the content of elements in the construction sample obtained from the facility where neutrons are generated;
Evaluating the radioactive inventory at the time of dismantling the facility by performing a computer simulation with the content of the elements in the sample; And
And setting a neutron irradiation condition in the study furnace so that the estimated radioactivity inventory is produced, and performing a radioactivity characteristic experiment on a sample through the study furnace.
By comparing the radioactive inventory of the sample obtained as a result of the radioactivity characteristics test with the self-disposal standard, it is determined whether the self-disposal of construction waste generated at the time of dismantling of the facility where the neutron is generated is possible,
Quantifying the content of the elements in the construction sample
Determining, via computer simulation, the amount of detection of elements that may be a radiation problem;
Introducing the sample into the study furnace and irradiating the sample with neutrons through the study furnace with a neutron irradiation dose capable of detecting the detected amount;
Measuring radioactivity emitted from the sample with a detector,
Method for evaluating self-treatment of construction wastes in a facility where neutrons are generated, which quantifies the content of elements in a sample from the measured radioactivity through Equation 3 below
<Equation 3>
ω = (A · M) / (N _A · θ · σ · Φ · [1-exp (-λt _i )] · exp (-λt _d ) · [1-exp (-λt _c ) / exp (-λt _c )]}
Where A is the radioactivity of the radionuclide measured from the product, M is the atomic weight of the element to be quantified, N _{A is the} number of avogadros, θ is the natural abundance of the radioisotope, σ is the radioactive cross-sectional area, cm ² _{, and} neutron Genus, λ: decay constant of the radioactive product, t _i is the irradiation time, t _d is the decay time or cooling time, t _c is the measurement time).
제1항에 있어서,
상기 건설 시료는 판형인 것을 특징으로 하는 중성자가 발생되는 시설의 건설 폐기물 자체처리 가부 평가방법.
The method of claim 1,
The construction sample self-treatment evaluation method of the construction waste of the facility, characterized in that the plate is neutron generated.
삭제delete 제1항에 있어서,
상기 시료로부터 방출되는 방사선은 감마선인 것을 특징으로 하는 중성자가 발생되는 시설의 건설 폐기물 자체처리 가부 평가방법.
The method of claim 1,
The radiation emitted from the sample is a gamma ray characterized in that the neutron generation facility construction self-treatment evaluation of the facility.
제1항에 있어서,
상기 측정된 방사능으로부터 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계는 시료의 셀프-쉴딩(self-shielding) 효과를 고려한 보정계수를 포함하여 수행되는 것을 특징으로 하는 중성자가 발생되는 시설의 건설 폐기물 자체처리 가부 평가방법.
The method of claim 1,
Quantifying the content of elements in the sample from the measured radioactivity includes the correction factor considering the self-shielding effect of the sample. Assessment Methods.
제5항에 있어서,
상기 보정계수는 시료내의 평균중성자속에 대한 입사하는 중성자속의 비인 것을 특징으로 하는 중성자가 발생되는 시설의 건설 폐기물 자체처리 가부 평가방법.
The method of claim 5,
And the correction coefficient is a ratio of the incident neutron flux to the average neutron flux in the sample.
제1항에 있어서,
상기 시료에 대한 방사화 특성 실험을 수행하는 단계의 결과 값에 환산 인자를 도입하는 단계를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 중성자가 발생되는 시설의 건설 폐기물 자체처리 가부 평가방법.
The method of claim 1,
The method of evaluating the self-treatment of construction waste of a facility in which a neutron is generated, further comprising the step of introducing a conversion factor into the result value of the step of performing a radioactive characteristic test on the sample.
제1항에 있어서,
상기 중성자가 발생되는 시설은 원자력 발전소인 것을 특징으로 하는 중성자가 발생되는 시설의 건설 폐기물 자체처리 가부 평가방법.
The method of claim 1,
The method for evaluating whether the neutron is generated self-treatment of construction waste of the neutron-generating facility, characterized in that the nuclear power plant.
제1항에 있어서,
상기 컴퓨터 시뮬레이션 수행시에 시설 내 시료의 위치 정보가 반영되는 것을 특징으로 하는 중성자가 발생되는 시설의 건설 폐기물 자체처리 가부 평가방법.
The method of claim 1,
Method for evaluating the construction waste self-treatment of a facility in which neutrons are generated, wherein location information of a sample in a facility is reflected when performing the computer simulation.
중성자가 발생되는 시설로부터 얻어진 건설 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계;
상기 시료 내 원소들의 함량으로 컴퓨터에 의한 시뮬레이션을 수행하여 시설 해체 시점의 방사능 재고량을 평가하는 단계; 및
상기 평가된 방사능 재고량이 나오도록 연구로의 중성자 조사 조건을 설정하여, 연구로를 통한 시료에 대한 방사화 특성 실험을 수행하는 단계;를 포함하고,
상기 방사화 특성 실험 결과 얻어진 시료의 방사능 재고량을 자체처분 기준과 비교하여, 중성자가 발생되는 시설의 해체 시점에 발생하는 건설 폐기물의 자체처분이 가능한지 여부를 판단하고, 그 결과로부터 자재의 인증 여부를 판단하되,
상기 건설 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 단계는
방사화 문제가 될 수 있는 원소를 결정하는 단계;
컴퓨터에 의한 시뮬레이션을 통하여 방사화 문제가 될 수 있는 원소의 검출량 수준을 결정하는 단계;
상기 시료를 연구로에 도입하고 상기 검출량을 검출할 수 있는 중성자 조사량으로 연구로를 통하여 시료에 중성자를 조사하는 단계;
검출기로 시료로부터 방출되는 방사능을 측정하는 단계를 포함하고,
측정된 방사능으로부터 다음의 수학식 3을 통하여 시료 내 원소들의 함량을 정량화하는 것을 특징으로 하는 중성자가 발생되는 시설의 건설을 위한 자재의 인증방법
<수학식 3>
ω = (A·M) / {N_A·θ·σ·Φ·[1-exp(-λt_i)]·exp(-λt_d)·[1-exp(-λt_c)/exp(-λt_c)]}
(여기서, A : 생성물로부터 측정된 핵종의 방사능, M : 정량하려는 원소의 원자량, N_A :아보가드로수, θ : 방사화된 동위원소의 자연존재비, σ : 방사화단면적, cm² _, Φ : 중성자속, λ : 방사성 생성물의 붕괴상수, t_i는 조사시간, t_d는 붕괴시간 또는 냉각시간, t_c는 계측시간임).
Quantifying the content of elements in the construction sample obtained from the facility where neutrons are generated;
Evaluating the radioactive inventory at the time of dismantling the facility by performing a computer simulation with the content of the elements in the sample; And
And setting a neutron irradiation condition in the study furnace so that the estimated radioactivity inventory is produced, and performing a radioactivity characteristic experiment on a sample through the study furnace.
By comparing the radioactive inventory of the sample obtained as a result of the radioactive characteristic test with the self-disposal standard, it is determined whether the self-disposal of construction waste generated at the time of dismantling of the facility in which the neutron is generated is possible, and whether the material is certified or not Judge,
Quantifying the content of the elements in the construction sample
Determining which element may be a problem of radiation;
Determining a detection amount level of an element that may be a radiation problem through computer simulation;
Introducing the sample into the study furnace and irradiating the sample with neutrons through the study furnace with a neutron irradiation dose capable of detecting the detected amount;
Measuring radioactivity emitted from the sample with a detector,
The method of authenticating materials for construction of a facility in which neutrons are generated, which quantifies the content of elements in a sample from the measured radioactivity through Equation 3 below.
<Equation 3>
ω = (A · M) / (N _A · θ · σ · Φ · [1-exp (-λt _i )] · exp (-λt _d ) · [1-exp (-λt _c ) / exp (-λt _c )]}
(Where, A: radioactivity of the radionuclides measured from the product, M: atomic weight of the element to quantify, N _A: Avogadro's number, θ: of a radioactive isotope natural abundance ratio, σ: radiation flower bed _area, cm ^2, Φ: Neutron Genus, λ: decay constant of the radioactive product, t _i is the irradiation time, t _d is the decay time or cooling time, t _c is the measurement time).

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