In recent years, NETEC of KHNP is planning the vitrification plant for LILW(Low- and Intermediate- Level Waste). It has mainly two advantages. One is that it can reduce the volume of LILW and the other is that it can produce vitrified crystals which show little leaching. Through these advantages, it is predicted that the vitrification plant will treat the LILW discharged from the Uljin unit 5 and 6 in future. But until now, there has been no experience in construction and operation of a vitrification plant in Korea. Therefore, by carrying out radiation shielding analysis which is an essential part of the safety analysis of vitrification plants, this research was conducted to acquire information that can assist in the detail design and operation plan of vitrification plants hereafter.
In this study, the sensitivity analysis for the equivalent dose rate in field according to the distance and shielding material, was performed. As a result, it was founded that the effect of the thickness of the 1st shielding material more diminished as farther from the radiation source. Therefore, it could be expected that it would be more effective to simultaneously use a 2nd shielding material and a 1st shielding material of moderate thickness than to meaninglessly increase the thickness of the 1st shielding material. And a radiation area was designated based on this result.
Also the substance for the 1st shielding material should be lead, which has a high shielding efficiency. And for the 2nd shielding material, which does not have a important role in short distance shielding, concrete was considered, because it can be easily used during construction and can also divide radiation areas. The results of this study make it possible for the worker’s maintenance areas and free accessible area to be divided effectively. Also the equivalent dose rate in field in the entire area was effectively decreased.
The results of this study will be useful for detail design of vitrification plants in future. The contents of this study will be perfected if radiation source information is more accumulated in Korea.
현재 한국수력원자력 주식회사의 원자력 환경 기술원이 계획하고 있는 유리화 시설은 중, 저준위 방사성 폐기물의 부피감소와 생성된 유리 결정의 용출성이 작다는 장점을 가지고 있어 향후 울진 5, 6호기 내 중, 저준위 방사성 폐기물을 처리할 것으로 예상된다. 하지만 현재 국내에서는 유리화 시설의 건설 및 운영 경험이 없다. 따라서 본 연구는 유리화 시설의 안전성 평가에 있어서 중요한 부분을 차지하고 있는 방사선 차폐 해석을 수행하여 이를 통해 향후 상세설계와 운영계획에 도움을 줄 수 있는 자료를 얻기 위해 수행되었다.
본 연구에서는 효율적인 방사선 차폐방안을 개발하기 위해 거리에 따른 차폐체와 공간 방사선량율의 민감도 분석을 해보았는데, 그 결과 방사선원으로부터 먼 거리에 있을수록 방사선원을 직접 싸고 있는 1차 차폐체의 두께에 따른 효과가 떨어진다는 사실을 확인할 수 있었고 차폐방법으로 1차 차폐체만을 무의미하게 두껍게만 하는 것보다 적절한 두께의 1차 차폐체와 2차 차폐체를 동시에 사용하는 것이 더 효과적이라는 판단에 따라 방사선 구역을 설정하였다.
또한 1차 차폐체의 재질로는 가장 차폐효율이 뛰어난 납이 적합하다는 판단을 내렸고, 상대적으로 차폐체로서의 역할이 적은 2차 차폐체로는 건물내에서 관리구역들 간의 구분과 원거리에서의 차폐를 위해 건설 시 쉽게 쓰일 수 있는 콘크리트를 고려하였다. 그 결과 작업자의 유지 보수 구역과 상주 구역을 효과적으로 나눌 수 있었으며 전구역의 방사선량을 효과적으로 낮출 수 있었다.
본 연구의 결과는 향후 유리화 시설의 세부 설계 시 유용한 자료로 사용될 수 있을 것이라고 생각한다. 또 국내의 방사선원 자료가 더 확보된다면 본 연구의 내용이 더 보완될 수 있을 것이라고 판단된다.
