The Assessment of Exposure Dose of Radiation Workers for Decommissioning Waste in the Radioactive Waste Inspection Building of Low and Intermediate-Level Radioactive Waste Disposal Facility

Rin-Ah Kim,Ho-Seog Dho,Tae-Man Kim,Chun-Hyung Cho 한국방사성폐기물학회 2020 방사성폐기물학회지 Vol.18 No.2(E)

한국원자력환경공단은 처분시설 내 1단계 인수·저장구역의 인수검사 공간 및 드럼 취급 공간 부족에 대한 문제를 해결하기 위하여 방폐물검사건물을 건설하여 저장·처리능력을 확충할 예정이다. 본 연구에서는 MCNP 코드를 이용하여 방폐물검사 건물 내 저장구역에서 취급하는 해체 방사성폐기물 대상 신형처분용기를 대상으로 작업종사자의 피폭선량을 평가하였다. 평가결과, 시설 내 저장 가능한 최대 용기 개수(304개)와 방사선작업에 대한 연간 예상 작업시간(약 306시간)에 대하여 연간 집단선량은 총 84.8 man-mSv로 계산되었다. 시설 내 총 304개의 신형처분용기(소형/중형 타입)가 저장 완료된 시점에서 인수검사, 처분검사를 위한 작업종사자의 투입인력은 총 25명, 작업종사자 당 예상피폭선량은 연평균 3.39 mSv로 산출 되었다. 소형용기 취급 시 작업종사자의 고방사선량 작업에 따른 작업효율과 방사선적 안전성 확보를 위해서는 콘크리트 라이너의 두께를 증가시키는 추가적인 차폐가 필요할 것으로 평가되었다. 향후 본 연구를 바탕으로 실측기반의 해체폐기 물의 선원항과 특성을 활용하여 방사선작업 당 작업시간 및 투입인력을 산출함으로써 작업종사자의 최적의 방사선작업조건을 도출할 수 있을 것으로 사료된다. The Korea Radioactive Waste Agency plans to expand the storage capacity of radioactive waste by constructing a radioactive waste inspecting building to solve the problem of the lack of inspection space and drum-handling space in the radioactive waste receipt and storage building for the first-stage disposal facility. In this study, the exposure doses of radiation workers that handle new disposal containers for decommissioning waste in the storage areas of the radioactive waste inspecting building were calculated using the Monte Carlo N-particle transport code. The annual collective dose was calculated as a total of 84.8 man-mSv for 304 new disposal containers and an estimated annual 306 working hours for the radiation work. When the 304 new disposal containers (small/medium type) were stored in the storage areas, it was found that 25 radiation workers should be involved in acceptance/disposal inspection, and the estimated exposure dose per worker was calculated as an average annual value of 3.39 mSv. When the radiation workers handle the small containers in high-radiation dose areas, the small containers should be shielded further by increasing the concrete liner thickness to improve the work efficiency and radiation safety of the radiation workers. The results of this study will be useful in establishing the optimal radiation working conditions for radiation workers using the source term and characteristics of decommissioning waste based on actual measurements.

한국과학영재학교 학생들의 학교생활과 화학성적과의 상관관계

천만석 ( Chun Man-seog ),박종근 ( Park Jong Keun ) 경상대학교 중등교육연구소 2018 현대교육연구 Vol.30 No.2

본 연구는 한국과학영재학교 1학년 학생들의 학교생활에 대한 이해와 이를 바탕으로, 진행되는 화학수업에서 교수-학습 방법의 개발에 대한 정보를 제공하는 데 그 목적이 있다. 1학년 학생들의 1학기 성적을 사용하여 과목간의 상관관계를 조사한 결과에서, 화학이 다른 과목과 상관관계가 가장 높게 나타났다. 화학교과에 대한 이해 정도와 화학 성적과의 상관관계는 정적인 경향성을 보였고, 통계적으로도 유의미하다. 하지만, 화학성적과 원서교재의 이해정도 사이의 상관관계에서 그래프는 정적(+)인 경향성을 보이지만 통계적으로 유의미하지 않았다. 선호 과목의 빈도는 물리>화학>수학>생물 순서로 나타났다. 이 순서대로 화학 평균점수도 높았다. 물리를 잘하는 학생들이 화학성적도 높은 것으로 나타났다. 선호과목 변화에 따른 연구결과에서 선호과목이 변화하지 않은 학생집단이 변한 집단에 비해 화학성적이 높았다. The purpose of this study was to understand the first grade students life of Korea Science Academy and to find information for developing the teaching method in chemistry class. Chemistry score of the 1st semester was mainly used as a dependent variable with independent situational factors. Chemistry score showed the highest correlation factor with other math and science subjects. 28 students were as follows. Students convinced the understanding the English textbook, the understanding the chemistry contents, and debating ability in the cooperative learning class. Self directed learning and review of subject were main learning method. Most students wanted to get a career counseling with subject teacher. 40% of students changed their preferred subject during 1 semester. It showed high value of self-efficacy and match between school-student uniqueness. Correlation analysis showed that the chemistry score of fist semester was significant association (p<0.05) with understanding chemistry contents. Only the debating ability in class showed negative correlation with chemistry score.

Quantitative Evaluation of Criticality According to the Major Influence of Applied with Burnup Credit on Dual-purpose Metal Cask

Ho-seog Dho,Tae-man Kim,Chun-Hyung Cho 한국방사성폐기물학회 2015 방사성폐기물학회지 Vol.13 No.2

경수로 사용후핵연료 수송/저장용기의 핵임계 해석은 사용후핵연료내의 악티나이드핵종 및 핵분열생성물 함유량에 대한 불확실성을 이유로 신연료로 가정된 가상의 연료를 선정하여 평가해오고 있다. 그러나 이러 한 평가방법은 용기 설계 시 과도한 임계여유도를 유도하여 경제적 손실을 유발할 수 있는 단점이있다. 이 와 같은 단점을 극복하기 위하여 최근 연소도이득효과(burnup credit, BUC)를 반영한 수송저장용기의 설계 및 상용화를 위한 연구가 추진되었다. 이에 본 연구에서는 한국원자력환경공단에서 개발중인 금속겸용용기 를 대상으로 연소도 이득효과적용 시 핵임계 안전성(criticality safety)에 영향을 미칠 것으로 예상되는 ‘노심 운전인자’, ‘축방향 연소도 분포’, ‘오장전 사고상황’에 대하여 핵임계 평가를 수행하였다. 그 결과 노심운전 인자 중 저농축, 고연소도일 때 비출력에 따른 핵임계 변화가 크게 평가되었으며, 고연소도 사용후핵연료에 서 End effect가 양의 값을 나타내었다. 특히 오장전에 의한 유효증배계수는 최대 0.18467증가하였으므로, 연소도이득효과를 적용할 경우 필수고려사항임을 확인하였다. 본 연구결과는 국내모델(금속겸용용기)의 연 소도 이득효과 적용기술 개발 및 사용후핵연료 장전 시 일어날 수 있는 오장전 사고를 방지하기 위한 운영 절차 개발에 참고자료로 활용될 수 있다. In general, conventional criticality analysis for spent fuel transport/storage systems have been performed based on the assumption of fresh fuel concerning the potential uncertainties from number density calculations of actinide nuclides and fission products in spent fuel. However, these evaluation methods cause financial losses due to an excessive criticality margin. In order to overcome this disadvantage, many studies have recently been conducted to design and commercialize a transportation and storage cask applied to the Burnup Credit (BUC). This study conducted an assessment to ensure criticality safety for reactor operating parameters, axial burn-up profiles and misload accident conditions, which are the factors that are likely to affect criticality safety when the BUC is applied to the dual-purpose cask under development at the KOrea RADioactive waste agency (KORAD). As a result, it was found that criticality resulting from specific power, changed substantially and relied on conditions of low enrichment and high burn-up. Considering the end effect in the case of high burn-up produced a positive-definite result. In particular, the increment of maximum effective multiplication factors due to misloading was 0.18467, confirming that misload is a factor that must be taken into account when applying the BUC. The results of this study may therefore be utilized as references in developing technologies to apply the BUC to domestic models and operational procedures or preventing any misload accidents during the process of spent fuel loading.

The Evaluation of Minimum Cooling Period for Loading of PWR Spent Nuclear Fuel of a Dual Purpose Metal Cask

Ho-Seog Dho,Tae-Man Kim,Chun-Hyung Cho 한국방사성폐기물학회 2016 방사성폐기물학회지 Vol.14 No.4

최근 국내 원전의 경수로 사용후핵연료 습식 저장시설의 포화시점이 다가옴에 따라 운반 및 저장용기를 이용한 건식저장시스템 개발이 활발하게 수행되고 있다. 일반적으로 사용후핵연료 운반 및 저장용기 설계를 위한 차폐해석 시 장전 가능 연료중 가장 보수적인 연료를 설계기준연료로 선정하여 해석을 수행한다. 그러나 실제 금속 운반용기에 장전되는 사용후핵연료는 해석평가에 적용된 설계기준연료에 한정되지 않고 다양하기 때문에 초기농축도, 연소도, 최소냉각기간의 특성을 고려한차폐평가를 통하여 장전가능 여부가 결정된다. 이에 본 연구에서는 금속 겸용용기에 장전 가능한 연료를 대상으로 국내 운반기준을 만족하는 최소냉각기간의 결정을 위한 차폐해석 방법을 기술하였다. 특히 발생량이 많은 초기농축도 3.0~4.5wt% 의 사용후핵연료는 차폐해석 구간을 세분화하여 평가하여 연구결과의 활용에 효율성을 높이고자 하였다. 차폐평가를 통해2008년까지 국내 원전에서 발생한 장전대상연료 중 약 81%의 사용후 핵연료를 금속겸용용기로 운반할 수 있는것으로 평가되었다. 본 연구결과를 통해 금속 겸용용기의 운반조건에 장전 가능한 연료의 특성을 제시함으로써 운반 시 운영절차의 개발을 위한 기술적 근거 수립에 도움이 되고자 한다. Recently, because the wet pool storage facilities of NPPs in Korea has become saturated, there has been much active R&D on an interim dry storage system using a transportation and storage cask. Generally, the shielding evaluation for the design of a spent fuel transportation and storage cask is performed by the design basis fuel, which selects the most conservative fuel among the fuels to be loaded into the cask. However, the loading of actual spent fuel into the transportation metal cask is not limited to the design basis fuel used in the shielding evaluation; the loading feasibility of actual spent fuel is determined by the shielding evaluation that considers the characteristics of the initial enrichment, the maximum burnup and the minimum cooling period. This study describes a shielding analysis method for determining the minimum cooling period of spent fuel that meets the domestic transportation standard of the dual purpose metal cask. In particular, the spent fuel of 3.0~4.5wt% initial enrichment, which has a large amount of release, was evaluated by segmented shielding calculations for efficient improvement of the results. The shielding evaluation revealed that about 81% of generated spent fuel from the domestic nuclear power plants until 2008 could be transported by the dual purpose metal cask. The results of this study will be helpful in establishing a technical basis for developing operating procedures for transportation of the dual purpose metal cask.

Electrospray Ionization Mass Spectrometric Observation of Oligomers in Paal-Knorr Synthesis of 2,5-Dimethyl-1-phenylpyrrole

김희준,Man-Seog Chun,Jin-Su Song,박소영 대한화학회 2005 Bulletin of the Korean Chemical Society Vol.26 No.4

Electrospray ionization mass spectrometry (ESI MS) was used, along with gas chromatography-mass spectrometry (GC-MS), to monitor Paal-Knorr synthesis of 2,5-dimethyl-1-phenylpyrrole by condensation of aniline with 2,5-hexanedione. In addition to 2,5-dimethyl-1-phenylpyrrole observed as a single spot by TLC, unexpected dimer size compounds were observed by GC-MS. Dimers and trimers were observed by ESI MS. ESI tandem mass spectrometry was used to select plausible structures for the dimer. ESI MS with or without liquid chromatographic separation is useful for observing oligomeric byproducts with low volatility produced in organic reactions.

Preliminary Shielding Analysis of the Concrete Cask for Spent Nuclear Fuel Under Dry Storage Conditions

Tae-Man Kim,Ho-Seog Dho,Chun-Hyung Cho,Jae-Hun Ko 한국방사성폐기물학회 2017 방사성폐기물학회지 Vol.15 No.4

한국원자력환경공단에서는 국내 경수로 원전에서 발생된 사용후핵연료를 건식으로 저장할 수 있는 콘크리트 용기를 개발하 였다. 본 저장용기는 사용후핵연료가 건식환경에서 장기간 저장되는 동안 용기 및 사용후핵연료의 건전성이 유지되며, 방사 선량률이 저장시설의 설계기준을 초과하지 않도록 설계되어야 한다. 특히, 저장시설은 정상 및 사고조건에서 적절한 방사선 방호를 위한 차폐설계가 이루어져야 한다. 이를 위해 본 연구에서는 미국 10CFR72 및 10CFR20의 기술기준과 NRC의 표준 심사지침 NUREG-1536에서 제시한 평가방법에 따라 건식저장조건하에서 단일 콘크리트용기 및 2×10 용기배열조건의 선 량율을 평가하였다. 평가결과, 일반인에 대한 연간선량 한도인 0.25 mSv를 만족하는 통제구역 경계까지의 거리는 약 230 m 로 도출되었다. 콘크리트 저장용기의 설계사고는 2×10 배열의 저장시설에서 한 개의 저장용기가 이송 중 전도사고가 발생 하여 용기의 바닥면이 통제구역 경계로 향하는 상황으로 가정하였다. 전도된 저장용기의 바닥면으로 부터 100 m 및 230 m 지점에서 각각 12.81 mSv 및 1.28 mSv로 평가되었다. 본 연구를 통해 건식저장조건에서 콘크리트 저장용기 및 저장시설은 적절하게 평가된 통제구역경계까지의 거리가 확보된다면 방사선적 안전성이 유지됨을 확인할 수 있었다. 본 평가결과만으 로 건식환경의 저장용기(시설) 설계에 직접 적용하기는 어렵겠으나, 향후‘국가 고준위폐기물 관리 전략’에 근거한 원전내 저장시설 또는 중간저장 시설의 설계 및 운영에 유용한 자료가 될 것으로 사료된다. The Korea Radioactive Waste Agency (KORAD) has developed a concrete cask for the dry storage of spent nuclear fuel that has been generated by domestic light-water reactors. During long-term storage of spent nuclear fuel in concrete casks kept in dry conditions, the integrity of the concrete cask and spent nuclear fuel must be maintained. In addition, the radiation dose rate must not exceed the storage facility’s design standards. A suitable shielding design for radiation protection must be in place for the dry storage facilities of spent nuclear fuel under normal and accident conditions. Evaluation results show that the appropriate distance to the annual dose rate of 0.25 mSv for ordinary citizens is approximately 230 m. For a 2×10 arrangement within storage facilities, rollover accidents are assumed to have occurred while transferring one additional storage cask, with the bottom of the cask facing the controlled area boundary. The dose rates of 12.81 and 1.28 mSv were calculated at 100 m and 230 m from the outermost cask in the 2×10 arrangement. Therefore, a spent nuclear fuel concrete cask and storage facilities maintain radiological safety if the distance to the appropriately assessed controlled area boundary is ensured. In the future, the results of this study will be useful for the design and operation of nuclear power plant on-site storage or intermediate storage facilities based on the spent fuel management strategy.

Evaluation of the Preliminary Dose Rate of the New-Type Disposal Container According to the Predicted Value of the Radionuclides Inventory of the Decommissioning Concrete Waste

Ho-seog Dho,Tae-man Kim,Rin-ah Kim,Chun-hyung Cho 한국방사성폐기물학회 2020 한국방사성폐기물학회 학술논문요약집 Vol.2020 No.12

Activation Analysis of Dual-purpose Metal Cask After the End of Design Lifetime for Decommission

Tae-Man Kim,Ji-Young Ku,Ho-Seog Dho,Chun-Hyung Cho,Jae-Hun Ko 한국방사성폐기물학회 2016 방사성폐기물학회지 Vol.14 No.4

한국원자력환경공단에서는 국내 경수로 원전에서 발생한 사용후핵연료를 건식으로 저장하기 위하여 안전성을 최우선으로국내/외 기술기준을 준수하여 금속겸용용기를 개발하였다. 이러한 금속용기는 50년 동안 주요 안전성요소(구조, 열제거, 격납, 임계방지, 방사선차폐 등)에 대한 건전성을 유지하고, 운영기간 중 유지보수 과정에 폐기물의 발생을 최소화 하고 이를안전하게 관리할 수 있도록 설계하였다. 본 논문은 설계수명이 종료된 금속용기 본체 및 내/외부 구조물에 대한 방사화 평가를 통해 정량적인 방사능 재고량에 대한 정보를 제공한다. 본 논문에서는 금속용기 본체 및 구성품의 방사화 방사능 재고량은 MCNP5·ORIGEN-2 평가체계를 이용하여 계산하였으며, 각 구성품의 화학조성, 중성자속 분포, 반응률 및 저장기간 동안 중성자조사 기간을 반영하여 평가하였다. 평가결과, 설계수명 이후 10년 경과시 모든 금속재질에서 60Co의 방사능이 기타 핵종들에 비하여 가장 큰 방사능을 띄는 것으로 나타났으며, 중성자차폐체인 수지에서는 수명직후 28Al 및 24Na등의 고에너지 감마선을 방출하는 핵종은 반감기가 짧아 0.5년 이후에는 무시할 수 있는 수준으로 나타났다. 또한, 사용후핵연료 제거후 캐니스터 및 금속용기 본체에 대한 표면 선량률 평가결과, 상당히 낮은 값을 나타내어, 해체 시 작업자가 받는 피폭선량은 무시할 수 있는 수준으로 평가되었다. 본 평가방법은 사용후핵연료 금속겸용용기 해체 시 계획의 수립 및 해체작업 종사자의 피폭선량 예측, 방사성폐기물의 관리/재활용 등의 기본자료로 활용할 수 있을 것으로 사료된다. The Korea Radioactive Waste Agency (KORAD) has developed a dual-purpose metal cask for the dry storage of spent nuclear fuel that has been generated by domestic light-water reactors. The metal cask was designed in compliance with international and domestic technology standards, and safety was the most important consideration in developing the design. It was designed to maintain its integrity for 50 years in terms of major safety factors. The metal cask ensures the minimization of waste generated by maintenance activities during the storage period as well as the safe management of the waste. An activation evaluation of the main body, which includes internal and external components of metal casks whose design lifetime has expired, provides quantitative data on their radioactive inventory. The radioactive inventory of the main body and the components of the metal cask were calculated by applying the MCNP5·ORIGEN-2 evaluation system and by considering each component’s chemical composition, neutron flux distribution, and reaction rate, as well as the duration of neutron irradiation during the storage period. The evaluation results revealed that 10 years after the end of the cask’s design life, 60Co had greater radioactivity than other nuclides among the metal materials. In the case of the neutron shield, nuclides that emit high-energy gamma rays such as 28Al and 24Na had greater radioactivity immediately after the design lifetime. However, their radioactivity level became negligible after six months due to their short half-life. The surface exposure dose rates of the canister and the main body of the metal cask from which the spent nuclear fuel had been removed with expiration of the design lifetime were determined to be at very low levels, and the radiation exposure doses to which radiation workers were subjected during the decommissioning process appeared to be at insignificant levels. The evaluations of this study strongly suggest that the nuclide inventory of a spent nuclear fuel metal cask can be utilized as basic data when decommissioning of a metal cask is planned, for example, for the development of a decommissioning plan, the determination of a decommissioning method, the estimation of radiation exposure to workers engaged in decommissioning operations, the management/reuse of radioactive wastes, etc.

수술로 절제된 비소세포폐암에서 세포주기와 관련된 p27, CDK4, Uteroglobin의 발현에 관한 면역조직학적 분석

백만순 ( Baeg Man Sun ),홍석균 ( Hong Seog Gyun ),홍현주 ( Hong Hyeon Ju ),엄상원 ( Eom Sang Won ),이계영 ( Lee Gye Yeong ),김우호 ( Kim U Ho ),이춘택 ( Lee Chun Taeg ),유철규 ( Yu Cheol Gyu ),한성구 ( Han Seong Gu ),심영수 ( Sim 대한결핵 및 호흡기학회 2002 Tuberculosis and Respiratory Diseases Vol.53 No.3

Preliminary Evaluation of Radiological Impact for Domestic On-road Transportation of Decommissioning Waste of Kori Unit 1

Dho, Ho-Seog,Seo, Myung-Hwan,Kim, Rin-Ah,Kim, Tae-Man,Cho, Chun-Hyung Korean Radioactive Waste Society 2020 방사성폐기물학회지 Vol.18 No.4

Currently, radioactive waste for disposal has been restricted to low and intermediate level radioactive waste generated during operation of nuclear power plants, and these radioactive wastes were managed and disposed of the 200 L and 320 L of steel drums. However, it is expected that it will be difficult to manage a large amount of decommissioning waste of the Kori unit 1 with the existing drums and transportation containers. Accordingly, the KORAD is currently developing various and large-sized containers for packaging, transportation, and disposal of decommissioning waste. In this study, the radiation exposure doses of workers and the public were evaluated using RADTRAN computational analysis code in case of the domestic on-road transportation of new package and transportation containers under development. The results were compared with the domestic annual dose limit. In addition, the sensitivity of the expected exposure dose according to the change in the leakage rate of radionuclides in the waste packaging was evaluated. As a result of the evaluation, it was confirmed that the exposure dose under normal and accident condition was less than the domestic annual exposure dose limit. However, in the case of a number of loading and unloading operations, working systems should be prepared to reduce the exposure of workers.