After the major radioactivation structures (RPV, Core, SG, etc.) due to neutron irradiation from the nuclear fuel in the reactor are permanently shut down, numerous nuclides that emit alpha-rays, beta-rays, gamma-rays, etc. exist within the radioactive structures. In this study, nuclides were selected to evaluate the source term for worker exposure management (external exposure) at the time of decommissioning. The selection of nuclides was derived by sequentially considering the four steps. In the first stage, the classification of isotopes of major nuclides generated from the radiation of fission products, neutron-radiated products, coolant-induced corrosion products, and other impurities was considered as a step to select evaluation nuclides in major primary system structures. As a second step, in order to select the major radionuclides to be considered at the time of decommissioning, it is necessary to select the nuclides considering their half-life. Considering this, nuclides that were less than 5 years after permanent suspension were excluded. As a third step, since the purpose of reducing worker exposure during decommissioning is significant, nuclides that emit gamma rays when decaying were selected. As a final step, it is a material made by radiation from the fuel rod of the reactor and is often a fission product found in the event of a Severe accident at a nuclear power plant, and is excluded from the nuclide for evaluation at the time of decommissioning is excluded. The final selected Co-60 is a nuclide that emits high-energy gamma rays and was classified as a major nuclide that affects the reduction of radiation exposure to decommissioning workers. In the future, based on the nuclide selection results derived from this study, we plan to study the evaluation of worker radiation exposure from crud to decommissioning workers by deriving evaluation results of crud and radioactive source terms within the reactor core.

본 연구는 2003년부터 2022년까지 동해 남서부 해역에서 초미소(0.2-2 ㎛) 식물플랑크톤의 군집, 표층 수온 상승, 그리고 무기 영양염 간의 복잡한 상호작용을 다루었다. 동해에서 관측된 표층 수온의 상승 추세는 전 지구규모의 수온 상승과 일치하며, 여름에는 최 대 온도가 나타나지만 봄에는 최소 온도를 보여 일반적인 온대해역의 계절적 수온 변동과는 다른 양상을 보였다. 표층 무기 영양염의 농 도는 겨울에 증가하며 봄을 거치면서 서서히 감소하는 계절적 변동성을 나타냈다. 식물플랑크톤의 생물량을 대표하는 표층 총 chlorophyll-a 농도는 온대 해역의 전형적인 쌍봉분포(bimodal distribution) 양상을 보였다. 연구 기간 동안 초미소 식물플랑크톤의 기여도는 연평균 0.5%씩 지속적으로 증가하였으나, 총 chlorophyll-a 농도는 약한 감소 추세를 보였다. 초미소 식물플랑크톤의 기여도와 영양염 간에 는 강한 상관관계가 나타났으며, 이는 이러한 변동이 식물플랑크톤의 크기별 영양염의 가용성과 밀접하게 연관되어 있음을 의미한다. 이 러한 분석 결과는 해양 생태계의 변화 조건에서 식물플랑크톤이 어떻게 반응할는지 예측 가능하게 하므로, 생태학적으로 중요한 의미를 갖는다.

Radioactive waste generated during nuclear power plant decommissioning is classified as radioactive waste before the concentration is identified, but more than 90% of the amount generated is at a level that can be by clearance. However, due to a problem in the analysis procedure, the analysis is not carried out at the place of on-site but is transported to an external institution to identify concentration, which implies a problem of human error because 100% manual. As a way to solve this problem, research is underway to develop a mobile radioactive waste nuclide analysis facility. The mobile radionuclide analysis facility consists of a preparation room, a sample storage room, a measurement room, a pretreatment room, and a waste storage room, and is connected to an external ventilation facility. In addition, since the automation module is built-in from the sample pre-threatening step to the separation step, safety can be improved and rapid analysis can be performed by being located in the decommissioning site. As an initial study for the introduction of a mobile nuclide analysis facility, Visiplan, a preliminary external exposure evaluation code, was used to derive the analysis workload by a single process and evaluate the exposure dose of workers. Based on this, as a follow-up study, the amount of analysis work according to the continuous process and the exposure dose of workers were evaluated. As a result of the evaluation, the Regulatory dose limit was satisfied, and in future studies, internal and external exposure doses were evaluated in consideration of the route of movement, and it is intended to be used as basic data in the field introduction process.

n Korea, the decommissioning of nuclear power plants is being prepared, and a large amount of radioactive waste is expected to be generated. In particular, clearance level waste, which accounts for more than 90%, requires prevention of cross-contamination and prompt classification. In this study, the possible exposure route and the derivation of exposure dose for worker exposure management in a movable analysis system that can be analyzed onsite were studied. The movable radionuclide analysis system is divided into a preparatory room, a sample storage room, a radioanalysis room, a laboratory, and a waste storage room. It consists of one radioanalysis worker and one pre-treatment worker, and the main radiation exposure is expected to occur in the movement path in the sample storage room, radioanalysis room, and laboratory. The source term for the exposure evaluation, the annual usage dose presented in the radiation safety report in the movable radionuclide analysis system was used. The input data for the evaluation of the external exposure dose under normal circumstances (exposure situation, working hours, distance, etc.) is referenced at facility specifications. The internal exposure dose evaluation was assumed to be acute exposure (1 hour) assumed as internal pollution due to the drop in liquid sample during the pretreatment work. As an evaluation method, a method using a calculation formula and a method using an evaluation code was performed. For the evaluation of exposure dose using the calculation formula, a preliminary evaluation was performed using the point source method, the point kernel method, and intake and dose conversion factors. In addition, VISIPLAN and IMBA codes were used to evaluate exposure dose using the evaluation code, and the input data were supplemented for evaluation. As a result of the evaluation, the annual exposure dose limit of 20 mSv was satisfied for both normal and non-normal situations. In future research, it is planned to derive the evaluation results by particular scenarios for the detailed movement route and evaluation time according to the work process in the mobile radionuclide analysis.

지구 온난화에 따른 기온 상승, 보나 댐의 건설로 인한 체류시간의 변화는 식물플랑크톤의 이상증식을 일으키며 이로 인한 수계의 부영양화, 녹조 현상은 상수원 수질 악화에 영향을 미쳐 심각한 사회적 문제로 대두되고 있다. 본 연구와 같이 일차생산력과 환경요인들의 상관관계를 확인하는 것은 일차생산력의 조절인자 파악에 매우 효과적이다. 또한 HPLC-CHEMTAX 분석 방법은 간편하며 짧은 시간 안에 식물플랑크톤의 색소 비 값을 기반으로 각 군집의 상대적인 기여도 추정이 가능하다. 이러한 연구 방법들을 적용할 경우 수 생태 건강성 평가 및 식물플랑크톤 이상증식에 영향을 주는 군집조성을 빠르게 파악할 수 있어 조류 예보제 및 수계관리에 있어 효과적으로 활용될 수 있을 것으로 판단된다.

원전 해체는 일반적으로 5단계로 준비, 제염, 절단 및 철거, 폐기물 처리, 환경 복원으로 진행된다. 효율적인 원전 해체를 위해서는 작업자의 안전, 비용 대비 효과, 폐기물 최소화, 재사용 가능성 등이 고려되어야 한다. 또한, 작업자의 안전 및 측정 기술이 확보되어야 원전 해체 작업의 최적 효율을 낼 수 있으며 이를 위해서는 계통 및 기기의 정확한 측정 기술이 필요하다. 원전 해체 시 현장에서 사용할 수 있는 대표적인 In-Situ 방법으로는 CZT, Gamma Camera, ISOCS 등이 있다. 본 연구에서는 대표 시료 채취 없이 원전 해체 시 현장에서 적용될 수 있는 ISOCS를 이용하여 S/G Water Chamber 지점에 대 하여 측정을 수행하였다. 측정 방법은 ISOCS의 HPGe 검출기를 증기 발생기 수실 하부 중앙을 향해 위치하였으며, 이때 검출기는 주변 방사선장 감소를 위해 납 차폐체를 장착하였다. 차폐체 두께는 5 cm인 원통형 납 차폐체를 장착하였으며, 검출 기 전면에는 30도 콜리메이터를 장착하여 측정을 수행하였다. 측정값에 검증을 위해 실제 측정 방법과 동일하게 Microshield를 이용하여 측정한 값과 GEANT4 코드를 이용하여 모델링 하였다. 비교 결과 1.0×101~1.0×102 Bq 정도 차이를 보였으며, 이는 측정 시 주변 방사선의 영향, 모델링의 정밀도 등으로 오차를 줄일 수 있을 것으로 보인다. 본 논문의 연구 결과를 바탕으로 측정값의 정확도 및 신뢰도를 분석하고 향후 해체 작업 시 직접 측정 방법의 적용성에 대한 신뢰도를 높이고자 한다.

진주만 해역에서의 식물플랑크톤 시공간적 군집 분포와 이를 조절하는 환경요인을 파악하기 위해 물리, 화학적인 환경조사와 더불어 UPLC-CHEMTAX program을 이용한 식물플랑크톤 군집특성분석을 수행하였다. 본 연구해역에서의 Chlorophyll a 농도는 평균 1.84 μg L-1 (0.13~9.03 μg L-1)로 얕은 수심과 조석의 혼합이 활발한 본 연구해역에서 겨울철 식물플랑크톤 현존량이 높게 나타났다. 또한 본 연구해역에서 나타난 주요 식물플랑크톤 군집 중 규조류가 연구기간 동안 평균 77.1%로 대부분 우점하였으나, 하계 (6월, 7월, 8월) 은편모류 (7.7~18.8%), 담녹조류 (7.8~17.3%), 와편모류 (4.9~13.9%)의 분포비율을 나타내었다. 특히 은편모류와 담녹조류는 현미경으로 검경하기 어려운 군집이며, 동기간 보고된 현미경 관찰결과에도 나타나지 않아 향후 이들 군집에 대한 면밀한 조사가 필요할 것으로 판단되었다. 본 연구를 통해 UPLC 활용하여 진주만 어장 생태계의 기초 생산자이자 먹이원으로 작용하는 식물플랑크톤의 생물량 및 시공간적 변동특성을 확인할 수 있었다. 아울러 현미경 검경으로 확인하기 어려운 은편모류와 담녹조류 군집이 하계에 상대적으로 높은 비율을 나타내는 것을 UPLC로 확인할 수 있었고, 이러한 결과는 향후 1차 생산에 관여하는 식물플랑크톤의 계절 변화의 기초정보로 유용하게 이용될 것이다.

본 논문에서는 원전해체 시 적용 가능한 제염기술을 조사하여 분석하였다. 이를 기반으로 최적의 제염기술을 선정하기 위 해 의사결정 기법(EXPERT-CHOICE)을 사용하여 기술성을 평가하였다. 이 평가방법은 해당 분야의 전문가로 이루어진 전 문가 집단에 의해 수행되는 것이 일반적이다. 가중치를 고려한 결과는 각 기준에 대한 가중치에 평가점수를 곱한 총합을 구 하는 식으로 수행하였다. 평가 점수를 3단계로 하여 High, Medium, Low로 구분한 후 가중치를 부여하여 차별화 시킬 수 있 다. 하위분류 기준의 세분화와 각 기준 별 가중치의 추가 정량화를 통하여 기술성 분석의 수준을 제고할 수 있고, 좀 더 설 득력 있는 결과의 도출을 예상할 수 있다. 평가의 기본 가정은 각 기준 별 가중치를 전문가 조사에 의해 부여하며, 평가 기 준은 High에 좀 더 비중을 주는 식으로 차별화 하였다. 이를 반영하면 H, M, L는 대략“10:5:1”의 비율로 평가 점수를 부여 받는데, 이는 EXPERT-CHOICE 기법의 최적화 분석에 따른 것이다. 최고 및 최저값을 제외한 나머지 결과값의 평균을 평가 치로 고려하였다.

원자력발전소 해체 시 발생하는 금속폐기물은 폐기물 중에서 많은 비중을 차지하고 있다. 본 연구에서는 국내 자체처분 규제 요건 및 국내 기관별 자체처분현황을 조사하였다. 실제 원자력발전소 해체 시 발생되는 금속폐기물의 자체처분을 위하여 RESRAD-RECYCLE 코드를 이용하였으며 26가지 시나리오에 대한 선량평가를 수행하였다. 평가결과는 원자력발전소 해 체 시 자체처분 및 재활용에 관한 사전자료로서 활용가치가 있을 것으로 사료된다. 추후 자체처분을 통한 처분비용 저감효 과 연구가 추가로 가능할 것으로 판단된다.

건강증진센터를 방문한 환자를 대상으로 CT 지방측정 위치에 따른 내장지방 면적과 Inbody로 측정한 내장지방 면적의 차이를 비교하여 보았다. CT 지방측정에서 L4-5와 CT Umbilicus 위치에서 측정한 내장지방 면적은 남·여 성별에 다른 차이는 없었다. 또한, CT 지방측정 위치에 따른 내장지방 면적과 Inbody로 측정한 내장지방 면적과의 상관관계에서 CT 내장지방 면적과 Inbody로 측정한 내장지방 면적 간의 차이가 없 었다. CT 내장지방 측정 위치는 남자 L4-5, L5-S1 위치, 여자 L3-4, L4-5, L5-S1, Umbilicus 위치에서 높은 상관관계를 보였다. Inbody 내장지방 면적과 CT 내장지방 면적 관계 간의 연구를 할 때 CT L4-5 위치의 내 장지방 면적과 비교하는 것을 제안한다.

본 연구는 CT를 이용한 지방측정(Fat measurement)에 반복 재구성법(IR)이 어떠한 영향을 미치는지 알아보기 위하여 기존의 필터보정 역투영법(FBP)과 비교하여 고급 모델링 반복 재구성법(ADMIRE)은 어떠한 차이가 있는지 알아보고자 한다. CT Fat measurement에 ADMIRE가 미치는 영향에 대해 알아본 결과 기존의 Filtered back projection과 비교하여 Visceral fat area, Subcutaneous fat area, V/S Ratio, Visceral fat area의 HU 그리고 Subcutaneous fat area의 HU는 통계적으로 유의한 차이가 없었다. 하지만 ADMIRE Strength가 커질수록 Visceral fat area의 Noise는 최대 12%, Subcutaneous fat area의 Noise는 최대 19% 감소하였다. 그리고 CT를 이용한 Fat measurement에서 내장지방과 피하지방 측정에 ADMIRE 알고리즘은 아무런 영향을 주지 않았다.