Recently, an international issue due to the discharge of contaminated water from the Fukushima has been highlighted. Since the Fukushima nuclear power plant accident in japan, marine environmental radioactivity survey has been strengthened with increased sampling frequency and range for seawater in territorial waters. And a stationary underwater radiation monitoring system including floating equipment-based system such as oceanographic buoys, tidal stations have been deployed on-site to detect abnormal radiological events. However, stationary monitoring systems may be insufficient for the early detection of abnormal radioactivity over a wide area, since it is a passive way of waiting for radioactive materials to spread in the ocean. So, our team developed a ship-mounted seawater gammaray monitoring system that can be operated remotely and in real time. In this study, it includes a detailed description of the design, installation, monitoring method, and operation of the system.

An application of the final decommissioning plan for unit 1 of Kori NPP was submitted to NSSC on 14 May 2021. We have been implementing the project related to the radiological characterization for the plan since 2019. However, the project was not running smoothly due to the regulatory environment. The destructive sampling from the objects was not allowed, so only smear (swipe) samples are available. In this study, the sampling way and the analytical results of radionuclides are presented. In addition, we propose in-situ measurement using gamma camera and in-situ gamma spectroscopy to obtain more comprehensive radiological information on the object.

원자력발전소 해체과정에서 방사화 재고량에 대한 평가는 방사선 환경에 정보를 제공함으로써 해체 계획을 수립하는데 중요한 정보를 제공한다. 원자로 운전 정지 후 원자로 및 관계시설에서의 축적된 방사능은 노심 구조물, 반사체 및 차폐체 등의 구조재가 중성자 조사에 의해 방사화된것이다. 방사화생성물 중 36Cl 과 41Ca 은 반감기와 화학적 물리학적 특성에 의해 해체 처 분 관점에서 매우 중요한 핵종이며 이에 따라 본 연구에서는 차폐 콘크리트 내 생성량을 평가하였다. MCNPX 코드를 사용하여 중성자속과 반응단면적을 계산하였으며 이 결과를 토대로 ORIGEN2 코드를 사용하여 방사화생성물의 양을 평가하였다.

감마분광분석 시스템 상에서는 226Ra(186.2 keV)과 235U(185.7 keV)가 방출하는 감마선 에너지의 피크 중첩이 발생한다. 226Ra의 직접분석을 위해서는 중첩된 피크로부터 235U의 기여를 제거해주거나 보정상수를 이용하여 실제 226Ra의 방사능 값 으로 보정 해주어야 한다. 235U가 방출하는 다른 감마선 피크를 참조하여 235U의 기여를 제거할 경우 복잡한 수계산이 필요하며, 참조피크에서 기인하는 큰 불확도로 인해 높은 정량한계를 갖는다. 반면에 보정상수를 이용하여 226Ra을 평가할 경우 간단한 계산으로 평가가 가능하며, 간접측정시 요구되는 222Rn의 용기건전성과 방사평형 복구기간이 필요하지 않아 226Ra의 신속 측정시 유용한 방법이다. 따라서 해당 방법을 통해 원료물질 3종과 공정부산물 3종, 총 93여개 시료에 대해서 보정상수로 산출된 226Ra의 방사능 농도와 방사평형 된 214Bi의 방사능 농도의 비교를 통해 유효성을 확인하였다. 대부분 ± 20% 내에서 유효하였지만 인산석고의 경우 약 50%의 오차를 보였다. 이는 보정상수를 유도하기 위한 가정 중 238U과 226Ra의 방사평형 관계가 달라진 것으로 판단된다. 특이성을 반영한 보정상수를 적용하여 226Ra의 방사능 농도에 대한 유효성을 평가한 결 과 약 ±10%로 좀 더 정밀한 결과를 얻을 수 있었다. 본 연구에서 산출된 보정상수를 통한 226Ra의 방사능 농도 평가 방법은 복잡한 수계산이 필요하지 않고 용기선택으로부터 자유로우며 방사평형 복구를 위한 기간이 필요하지 않아 원료물질 및 공정부산물의 226Ra의 신속한 농도 분포 평가시 유효한 방법이다.

HPGe 검출기를 이용하여 밀도가 다양한 환경시료에 대한 정밀 분석시 정확한 분석을 위해서는 밀도보정인자가 필요하다. 밀도에 대한 보정인자를 구하기 위해서 본 연구에서는 몬테카를로 코드인 MCNPX 코드를 사용하여 크리스털의 높이, 지름 및 코어의 크기와 같은 특성이 다른 세 대의 p-type HPGe 검출기를 모사하고 밀도 1 g/cm3의 교정용 표준시료를 이용하여 모 델링을 검증하였다. 검증을 통하여 모델링을 확정한 후 0.3, 0.6, 0.9, 1.0, 1.2, 1.5 g/cm3 밀도를 가진 샘플에 대한 효율을 시 뮬레이션하고 밀도보정인자를 도출하였다. 도출된 각 검출기에 대한 밀도보정인자를 비교하였을 때 전 에너지 범위에서 그 차이가 거의 없음을 확인하였으며 이는 검출기의 크리스털과 같은 주요 특성에 대해 밀도보정인자가 독립적임을 의미한다.