Analysis of Dose Rates from Steam Generators to be Replaced from Kori Unit 1

고리 1호기 교체 증기발생기의 선량률 분석

In order to calculate dose rates from steam generators to be replaced from Kori unit 1 in 1998, radionuclide inventories inside steam generator were evaluated from smear test results and measured dose rates from S/G tubes withdrawn for the metallographical examination of damaged tubes. Based on the inventories, contact dose rates and dose rates at 1 m from the surface of a steam generator were calculated using the QAD-CG computer code. Contact dose rates ranged from 11.5 mR/hr at the bottom of channel head to 37.7 mR/hr at the middle of shell barrel, and showed no significant difference with dose rates at 1 m from the surface of steam generator. Shielding effects of lead and carbon steel were compared to provide basic shielding data. Lead shield showed excellent shielding effects. Dose rate at 1 m from the middle of S/G shell barrel decreased from 38.6 mR/hr to 15.5 mR/hr with the lead shield of 2 mm thickness. However, carbon steel showed a poor shielding effect even with the thickness of 2.0 cm. This can be explained with the great differences in the attenuation effect and buildup factor between lead and carbon steel for low energy photons.

1998년에 고리 1호기로부터 교체될 증기발생기의 선량율을 계산하기 위하여 Smear 오염검사 결과와 튜브 손상원인을 규명하기 위하여 인출하였던 증기발생기 튜브의 선량을 측정결과로부터 증기발생기 내부의 방사성핵종 재고량을 평가하였다. 방사성 핵종 재고량을 토대로 QAD-CG 컴퓨터 코드를 이용하여 증기발생기 표면의 접촉 선량율과 1 m 이격 선량율을 계산하였는데, 접촉 선량율은 Channel Head의 하부에서 최저인 11.5 mR/hr를 나타냈으며, Shell Barrel의 중간 지점에서 최대값인 37.7 mR/hr를 나타냈다. 한편 접촉 선량율과 1 m 이격 선량율은 증기발생기의 크기로 인해 큰 차이를 보이지 않았다 또한 증기발생기의 차폐가 필요할 경우 요구되는 기본적인 데이터를 마련하기 위하여 납과 탄소강의 차폐 특성을 비교해 보았다. 납을 차폐체로 사용할 경우 2 mm 두께만으로도 증기발생기 Shell Barrel 중간 지점에서의 표면 선량율이 37.7 mR/hr에서 15.7 mR/hr로 감소되었다. 그러나 탄소강의 경우에는 차폐체의 두께를 2 cm로 증가시킨다고 하더라도 차폐효과가 매우 낮았다. 이러한 차폐효과 차이는 저에너지 광자에 대한 납과 탄소강의 감쇄효과 차이와 축적인자 차이 때문에 발생되는 것으로 추정된다.