Low-level radioactive waste management require the knowledge of the natures and quantities of radionuclides in the immobilized or packaged waste. U. S. NRC rules require programs that measure the concentrations of all relevant nuclides either directly or indirectly by relating difficult-to-measure radionuclides to other easy-to-measure radionuclides with application of scaling factors. Scaling factors previously developed through statistical approach can give only generic ones and have many difficult problem about sampling procedures. Generic scaling factors can not take into account for plant operation history.
In this study, a method to predict plant-specific and operational history dependent scaling factors is developed. Realistic and detailed approach are taken to find scaling factors at reactor coolant. This approach begin with fission product release mechanisms and fundamental release properties of fuel-source nuclide such as fission product and transuranic nuclide. Scaling factors at various waste streams are derived from the predicted reactor coolant scaling factors with the aid of radionuclide retention and build up model. This model make use of radioactive material balance within the radioactive waste processing systems. Scaling factors at reactor coolant and waste streams which can include the effects of plant operation history have been developed according to input parameters of plant operation history.
중.저준위 방사성 폐기물의 안전한 관리를 위해서는 폐기물 드럼내의 조성 및 핵종들의 농도를 알고 있어야만 한다. 따라서 폐기물 내에 포함되어 있는 핵종들의 양을 정량화하기 위한 간접적인 방법으로서 척도인자의 개념을 도입하게 되었다. 이 척도인자란 측정이 어려운 핵종의 농도와 측정이 용이한 핵종의 농도 비로 정의되는데, 지금까지 개발된 척도인자는 통계적인 방법을 이용하여 얻어진 일반적인 척도인자이다. 이러한 일반적인 척도인자는 폐기물이 발생되는 원자력 발전소의 운전이력을 나타내기에는 많은 문제점들이 있기 때문에 본 논문에서는 발전소의 운전이력을 나타낼 수 있는 척도인자 예측 기법을 개발하였다.
원자로 냉각수의 척도인자를 구하기 위한 능동적인 접근방법으로서 핵분열 생성핵종들의 누출개념과 기본적인 핵종들의 누출 특성을 이용한 방법을 유도 하였다. 이 과정에서 핵연료의 누출 특성을 지배하는 방정식들을 핵종 누출 특성과 관련지어 Tramp우라늄에 적용시켰다. 구하기 위한 원자로 냉각수 내의 척도인자는 ORIGENPC-2 전산코드를 이용하였으며, 발전소의 운전이력을 나타내기 위하여 냉각수내에서 측정된 요오드의 농도를 이용하여 설명였다.
각 폐기물 계통내의 방사성 물질의 보존 식을 이용한 모델을 구하여진 냉각수내의 척도인자에 적용시킴으로서 최종적으로 폐기물 처리계통의 척도인자를 유도하였다. 영광원자력 발전소 1, 2호기를 모델로 하여 이 방법을 적용시킨 결과 운전이력을 나타내는 발전소의 인자의 특성을 나타내는 폐기물 처리 계통의 척도인자를 최종적으로 구할 수 있었다. 발전소의 운적이력을 나타내는 인자들로서, 측정된 요오드의 농도, Letdouwn에서의 유속 그리고 척도인자의 기준핵종들(Co-60, Cs-137)을 이용하였다.
본 논문에서 제시한 예측기법을 이용한 척도인자는 발전소의 운전이력을 잘 나타내었으며, 운전중인 원자력 발전소의 적용이 가능하다고 할 수 있다.
