Radioactive source terms are important factor in design, licensing and operation of SMR (Small Modular Reactor). In this study, regulatory requirements and evaluation methodology for normal operation on NuScale SMR, which received standard design certification approval on September 11, 2020 from US NRC, are reviewed. The radioactive waste management system of nuclear power reactor should be designed to limit radionuclide concentration in effluents and keep radioactive effluents at restricted area boundary ALARA according to 10 CFR 20 and 10 CFR 50 Appendix I. Also, in general, the coolant source term to calculate the off-site radiological consequences for normal operation of SMR should be determined by using models and parameters that are consistent with regulatory guide 1.112, NUREG- 0017 and the guidance provided in ANSI/ANS-18.1-1999, and the result should be corrected by reflecting the design characteristics of SMR. The coolant source term of NuScale, unlike the case of large NPPs, cannot rely solely on empirical source term data, because the NuScale source term is based on first principle physics, operational experience from recent industry, and lessons learned from large PWR operation. Fission products in reactor coolant are conservatively calculated using first principle physics in SCALE Code assuming 60 GWD/MTU. The release of fission products from fuel to primary coolant based on industry operational experience is determined as fuel failure fraction of 0.0066% for normal operation source term and 0.066% for design basis source term while coolant source term of large NPP is calculated by using ANSI/ANS-18.1 for normal operation and fuel failure fraction of 1% for design basis source term. Water activation products in reactor coolant are calculated from first principles physics and corrosion activation products are calculated by utilizing current large PWR operating data (ANSI/ANS 18.1- 1999) and adjusted to NuScale plant parameters. Also, because ANSI/ANS 18.1-1999 is not based on first principle physics models for CRUD generation, buildup, transport, plate-out, or solubility, NuScale has incorporated lessons learned by using ERPI’s primary water chemistry and steam generator guidelines to ensure source term is conservative and design of materials used cobalt reduction philosophy to help ensure the coolant source term are conservative. Based on the coolant source term calculated according to the above-described method, the annual releases of radioactive materials in gaseous and liquid effluents from NuScale reactor are evaluated. Currently, Small Modular Reactors such as ARA, SMART 100 are under review for licensing in Korea. This study will be helpful to understand how the reactor coolant system source terms are defined and evaluated for SMR.

In Korea, the NUREG-0017 methodology based on realistic model for reactor coolant concentrations are used to estimate the annual radioactive effluent releases for normal operation of nuclear power plant. The realistic model to estimate the radionuclide concentrations in reactor coolant is formulated as a standard, ANSI/ANS-18.1. This standard has provided a set of the reference radionuclide concentrations and adjustment factors for estimating the radioactivity in the principal fluid systems of target plant. Since ANSI/ANS-18.1 was first published in 1976, it was revised in 1984, 1999, 2016, and most recently in 2020. Therefore, this study analyzed revision history of assessment methodology of radioactive source term of light water reactors, which is ANSI/ANS-18.1. Assessment methodology of radioactive source term given ANSI/ANS-18.1 is by using radionuclide concentrations for reactor coolant and steam generator fluid of the reference plant and adjustment factors, which is modifying radioactive source term according to differences in design parameters between reference plant and target plant. There are three type of reference plant: PWR with u-tube steam generator, PWR with once-through steam generator, and BWR. This study analyzed for PWR with u-tube steam generator. Although the standard was revised, evaluation methodology and formula of adjustment factor have been retained, but some of items have been revised. First revision item is reduction of the number of radionuclides and decrease of radioactive concentration in reactor coolant. In the 1976 version of the standard, there were 71 target radionuclides, but the target nuclides have reduced to 57 in 1984 and 56 after 1999. In the case of radioactive concentration in reactor coolant, as the version of standard was updated, the radioactive concentration of 18 nuclides in 1984, 14 nuclides in 1999, and 25 radionuclides in 2016 was decreased. Most of the radionuclides with decrease radioactivity concentration were fission product, it is resulted from improvement of nuclear fuel performance. Second revision item is change of adjustment factors. After the revision in 2016, the adjustment factors for zinc addition plants using natural or depleted zinc are changed. This study analyzed revision history of evaluation methodology of radioactive source term of light water reactors. Furthermore, result of this study will be contributed to the improvement of understanding of assessment methodology and revision history for the radioactive source term.

PURPOSE: 본 연구의 목적은 둥근어깨자세(round shoulder posture)와 전방머리자세 (forward head posture)에 따라 폐활량 측정과 산소포화도 및 횡격막 움직임 크기의 상관관계를 알아보는 것이다. METHODS: 연구의 대상은 만성 심장질환 및 호흡기 질환을 가지고 있거나, 정신적, 인지적 장애가 있는 자, 척추옆굽음증(scoliosis)이 있는 자, 목과 갈비뼈 손상이나 수술 병력이 없는 50명의 자원한 사람으로 선정되었습니다. 통계분석은 피어슨(Pearson)의 상관분석을 실시한다. RESULTS:둥근어깨자세는 FVC,FEV1,FEV1/FVC%,PEF 에 대해 양의 상관계수를 보이고 이중 PEF가 가장 상관성이 높았다(p<.05). 횡격막 움직임의 크기(DMD)에 대해서도 양의 상관계수를 보였다. 그러나 TAD(table acromion distance)와는 음의 상관관계를, SPO2는 PM/C7~acro, TAD(table acromion distance) 둘다 음의 상관관계가 나타났다(P>.05). 전방머리자세는 CVA와 CRA 모두 FVC,FEV1,FEV1/FVC, PEF 비율에 대해 유의한 상관관계가 없다(p>.05). CRA와 DMD에는 유의한 차이가 있는 음의 상관관계가 나타났지만(p<.05), CVA와 DMD에는 유의한 상관관계가 발견되지 않았다. 또한 CVA와 CRA 모두 SPO2에 대해 유의한 상관관계가 없다(p>.05). CONLUSION: 결론적으로 전방머리자세의 각도와 둥근어깨 자세에 따라 폐활량과 횡격막 움직임에 영향을 미친다는 것을 확인 할 수 있었다. 하지만 좀더 많은 인원과 대상자들의 경직된 자세에 대해 제한할 방법을 추가적으로 찾을 필요가 있다.

목적 : 증식당뇨망막병증과 같은 망막질환은 시력상실에 이르게 하는 현대 눈 질환 중 가장 중요한 질환이다. 본 논문에서는 산화스트레스와 관련된 망막변성과 같은 혈관리모델링을 유발하는 혈관평활근세포(vascular smooth muscle cell, VSMC)의 활성화에 대한 4-hydroxynonenal(HNE)의 중요성에 대해 고찰하고자 한다. 방법 : 망막질환은 비정상적 혈관신생의 특징이 있으며 이는 세포증식과 세포자살의 증가와 관련되어 있다. 증식당뇨망막병증에 있어 혈관신생은 기존에 존재하고 있는 혈관으로부터 새로운 모세혈관들이 자라나는 복잡한 단계의 현상이다. 따라서 우리는 이와 같은 혈관리모델링을 유발하는데 있어 HNE의 VSMC의 활성화에 대한 역할을 조사하였다. 결과 : HNE는 VSMC에서 nitro oxide(NO)의 생성을 증가시켰다. HNE는 세포구조의 교란과 다양한 산화스 트레스 관련 퇴행과정을 일으킴으로써 혈관기능이상에 이르게 한다. 또한 HNE는 protein kanse B(Akt)의 인산화를 증가시켰다. HNE에 의한 산화스트레스는 Akt 인산화와 세포증식의 유발에 있어 중재자의 역할을 하는 것으로 사료된다. 결론 : HNE에 의한 산화스트레스는 망막동맥경화의 발병과 혈관신생과 같은 혈관의 교란에 중요한 역할을 하는 것으로 사료된다. HNE의 VSMC 활성화에 대한 역할은 산화스트레스 관련 망막변성에 있어 혈관리모델링의 촉진과 발달에 중요한 역할을 하는 것으로 사료된다.

핵분열로 인해 생성되는 방사성 노블가스는 주변국의 핵활동을 감시할 수 있는 중요한 지표 핵종이다. 특히 제논은 생성량이 많고 반감기가 짧아 핵실험 탐지에 적합하며 크립톤은 핵연료 재처리 탐지의 추적자로 활용되고 있다. 방출된 방사성 노블가스는 막대한 대기에 희석되어 농도가 감소하고 일부는 시간에 따라 방사능이 감쇠하기 때문에 대기 중에는 매우 극미량으로 존재하게 된다. 따라서 측정을 통해 의미 있는 데이터를 얻기 위해서는 가능한 낮은 수준의 MDA를 설정하는 것이 중요하다. 본 연구에서는 방사성 제논과 크립톤을 동시 포집 할 수 있는 장비인 BfS-IAR시스템을 활용하여 이론을 통해 MDA 를 산출하였다. 또한 MDA 산출방식의 변화, 신뢰수준의 정도는 물론 계측 조건의 변화에 따른 영향을 확인하고 MDA를 저감하기 위한 방안들을 모색하였다. 그 결과 배경농도가 극미량인 제논의 경우 전처리과정의 효율화와 안정적인 계측 성능 유지가 가장 중요한 요소로 판단되었으며, 크립톤의 경우 제논과 달리 시료의 방사능이 높기 때문에 MDA 재설정을 통한 분석조건이나 시스템 최적화를 통해 효율적인 분석을 수행할 수 있을 것으로 판단된다.

목적: 모노비전 시력교정 수술을 받은 노안을 대상으로 수술 후 시력과 양안시기능 변화를 평가하였다. 방법: 모노비전 노안교정 수술(라식 또는 라섹)을 받은 환자 58명(49.57 ± 3.27세)을 대상으로 하였다. 시기능은 100% 및 10% 대비시력, 근거리 입체시, 원·근거리 폭주융합력과 조절력을 측정하였으며, 실생활에서 느끼는 시각적 만족도는 설문조사를 이용하여 평가하였다. 수술 전 검사는 안경이나 콘택트렌즈를 착용한 상태에서 측정하였고, 수술 후에는 1, 3, 6 개월 후에 측정하였으며, 검사값은 SPSS 21.0을 이용하여 분석하였다. 결과: 대상자 58명 중 원시안은 5명(10안), 근시안은 53명(106안)이었다. 수술 후 양안 원거리 및 근거리 시력은 수술 전보다 저하되었고, 특히 박명시 상태에서 10 % 대비시력은 크게 감소하였으며, 수술 1개월 후 부터는 경과기간에 따라서 차이가 없었다. 설문조사 결과에서는 수술 후 원거리와 근거리 시력 만족도는 향상되었고, 야간 빛번짐이 불편사항으로 나타났으나 전반적인 만족도는 높았다. 모노비전 수술 후 근거리 입체시와 원거리 폭주융합력은 감소하였고, 근거리 억제와 근거리 폭주융합력은 차이가 없었으며, 양안과 비 우세안의 조절력은 증가하였다. 결론: 모노비전 각막굴절교정 수술 후 시력, 근거리 입체시와 원거리 융합력은 안경이나 콘택트렌즈 착용 시보다 감소하였지만 시생활에서 시각적 만족도는 높게 나타났다.

Five constituents were isolated from the stem of Acanthopanax senticosus. Their structures were elucidated as (-)-sesamin (1), iso-fraxidin (2), 5-hydroxymethylfurfural (3), syringin (4) and acanthoside D (5) by spectral analysis. Among these compounds, 5-hydroxymethylfurfural (3) was isolated for the first time from this plant.