This study evaluated the risk of single and combined exposure to microplastics in zebrafish (Danio rerio) through biomarkers, such as survival rate, excretion rate, and histological alterations of organ systems. The experimental groups were the control (Cont.), single microplastics exposure group (MPs, 1.83%/fish total weight (g)), the copper group (Cu, 21.6 μg L-1), and a group with combined exposure to MPs and copper (MPs*Cu). The experiment was conducted with individual exposure (7 days) for MP excretion rate analysis and group exposure (14 days) for biomarker analysis. The daily excretion rate of MPs tended to decrease in a time-dependent manner. The copper concentration in the body was not significantly different between single and combined copper exposure. The degeneration of mucous cells in the skin, capillary dilation of the gill lamella, increased intestinal mucous, hepatocyte hypertrophy, and the degeneration of glomeruli and renal tubules were observed in all exposure groups. These histological alterations showed the highest tendency in the MPs*Cu group. In this study, the changes in biomarkers were attributed to the single effect of copper or the combined effect of copper and MPs rather than being solely influenced by MPs.

해사영어는 선박 운항, 해양 안전, 선내 의사소통 및 선외 교신을 위해 설계된 특수한 영어 언어체계이다. 국제해사기구 STCW(선원의 훈련, 자격증명 및 당직근무의 기준에 관한 국제협약)에 따르면 국제항해에 종사하는 항해사가 되기 위해서는 SMCP를 포함한 해사영어 대한 충분한 이해가 수반되어야 한다. 본 연구는 음성인식, 번역, 단어 기입 등 유형의 해사영어시험을 통하여 학생들 의 해사영어 활용 능력을 측정하고 플랫폼 사용에 따른 시험 점수 향상 정도, 나아가 초임항해사로 나가기 위하여 요구되는 해사영어 시험 플랫폼 활용 시간 등을 조사하고자 하였다. 실험은 먼저 초기 시험을 통해 학생들의 일반영어능력과 SMCP 활용 능력에 대한 연 관성을 조사한 후, 중간 시험 및 최종 시험을 통해 플랫폼 활용에 대한 점수 향상 정도, 응시시간 변화 등 요인을 측정하였다. 초기 시 험을 통해 개인 요인(예: 토익 점수, 본인 스스로에 대한 영어능력 평가)에 따른 그룹 간 해사영어시험 점수에 유의한 차이가 있음을 확인하였으며, 중간시험 및 최종시험을 통해 플랫폼 활용이 유의한 시험점수 향상으로 이어졌음을 확인하였다. 해당 연구는 해사 교육 분야에 다양하게 적용할 수 있는 학습 플랫폼 활용 효능을 조사하였으며 향후 해사영어 교육 외 그 범위를 넓혀 활용될 수 있을 것으 로 사료된다.

The subgenus Tricoma Cobb, 1894 comprises free-living marine nematodes encompassing a total of 83 validated taxa. Within this diversity, twenty-one taxa thrive in the deep sea, while twenty-three are found in coral reefs, flat areas, or green algae. Additionally, eleven taxa inhabit the sublittoral zone at depths exceeding 10 meters, and the remaining taxa are situated on beaches, coasts, or in habitats lacking detailed information. In the course of a survey focused on the East Sea free-living marine nematodes, we identified four new and two previously unrecorded species belonging to the subgenus Tricoma. Specifically, two new species, Tricoma (Tricoma) breviseta sp. nov. and T. (T.) donghaensis sp. nov., were discovered in mud-sandy sediment in deepsea environments below 2000 meters within the Ulleung Basin and Hupo Bank. Two previously unrecorded species [T. (T.) paralucida Decraemer, 1987 and T. (T.) similis Cobb, 1912] and the two newly found species [T. (T.) longicauda sp. nov. and T. (T.) ulleungensis sp. nov.] were obtained from subtidal coarse sand at a depth of 20 meters during a survey of the waters surrounding Ulleungdo Island. The distribution and information on validated taxa within the subgenus Tricoma were systematically collected, reviewed, and cataloged. Detailed morphological features and illustrations of Tricoma species from Korea were provided through the use of differential interference contrast microscopy.

산오이풀(Sanguisorba hakusanensis)은 한국의 자생식물 이며 정원소재로써 가치가 있지만, 생육 및 생리적 특성 및 정 원 적응 여부에 대하여 알려진 정보가 많지 않아 이용에 어려 움을 겪고 있다. 본 연구에서는 자생식물인 산오이풀의 관수 주기 및 NaCl 농도에 따른 생장, Fv/Fm, NPQ, 성분 변화, 무기성분 변화를 조사하여 내건 및 내염성 보유 여부, 생육 한 계 범위, 스트레스 환경에서 생육을 유지하기 위한 반응을 파 악하고자 했다. 실험 결과 NaCl 무처리구의 관수주기에 따른 성분 분석에서 엽록소 함량의 감소를 제외하고 유의한 차이가 나타나지 않았으나 이는 토양수분함량이 건조 스트레스를 유 발할 정도로 감소하지 않았기 때문으로 보인다. 염 처리에서 는 2주 이후 급격한 스트레스 반응이 나타났고 3주차부터 고 사하기 시작하여 6주차에 모든 개체가 최종 고사했다. 이러한 결과는 2주까지 염 스트레스에 의해 유발되는 2가지 스트레 스 중 초기에 나타나는 삼투 스트레스에는 저항하였으나 이후 나타나는 NPQ의 감소 등 이온 스트레스에 의해 유발된 광합 성 기구 붕괴로 인해 정상적인 생육을 유지할 수 없었기 때문 에 나타난 것으로 보인다. 그러나 무기이온 분석은 이온 스트 레스에 저항하기 위한 메커니즘의 존재 가능성을 시사하였다. 상대적으로 염 농도가 낮을 때에는 세포내 Ca2+ 및 K+ 수준이 높았는데, 이는 Ca2+ 수준이 높아짐에 따라 Na+를 세포 밖으 로 방출시키는 단백질, Na+를 K+와 함께 수송하는 단백질이 기능하여 Na+축적을 지연시키는 반응이 있었음을 시사한다. 그러나 NaCl을 고농도로 처리했을 때는 이러한 반응이 관찰 되지 않았다. 따라서 산오이풀은 염 스트레스에 의해 야기되 는 삼투 스트레스에 강한 저항성을 가지고 있고 이온 독성을 줄이기 위한 메커니즘으로 Na+ 세포내 축적을 지연시키는 것으로 보이지만, 심한 염 스트레스를 받았을 때 나타나는 급격 한 반응에서 이러한 메커니즘이 기능하지 못하고 이온독성에 매우 취약한 것으로 여겨진다. 본 연구를 통해 자생식물인 산 오이풀의 활용을 늘리는 데 기초적인 자료를 제공할 수 있을 것으로 생각된다.

경상남도농업기술원 화훼연구소에서 2021년 화색이 연황 색이며 화심이 녹색인 미니 절화용 거베라 품종 ‘크림쿠키’ (Cream Cookie)를 육성하였다. ‘크림쿠키’ 품종은 2014년 황색 미니 ‘Sun City’를 모본으로, 백색 미니 ‘Blandy’를 부 본으로 인공교배를 실시하여 육성된 품종이다. 2021년까지 생육 및 개화 특성검정과 기호도 조사를 실시하였으며 ‘크림 쿠키’의 생육 및 개화특성을 대조품종인 ‘Sun City’와 비교하 였다. ‘크림쿠키’는 연황색(RHS 4C) 꽃잎과 녹색 화심을 가진 반겹꽃 거베라 품종이다. 화폭이 7.1cm인 작은 꽃이며, 화경 장은 58.9cm였다. 화경 직경은 상부 0.4cm, 하부 0.7cm 였 다. 외부설상화의 길이는 2.8cm이며 폭은 0.8cm였다. 개화 소요일수는 65.7일로 ‘Sun City’에 비하여 18.8일 빨랐으며, 첫 개화시 엽수는 22.4매였다. 연간 주당 절화수량은 102.3 본으로 ‘Sun City’의 82.0본에 비하여 20.3본이 많았다. 절 화수명은 17.8일로 ‘Sun City’보다 4.1일 더 길었다. ‘크림쿠 키’는 화폭이 7.1cm의 미니 품종으로 연간 주당 100본 이상 절화 생산이 가능하다. 또한 수확 후 꽃 캡 씌우기, 꽃목 보강 등 추가적인 작업을 생략할 수 있어 생산비 절감이 가능하므 로 농가보급 확대가 기대된다.

Wolsong Unit 1, a domestic heavy water reactor nuclear power plant, was permanently shut down in December 2019. Accordingly, Wolsong Unit 1 plans to prepare a Final Decommissioning Plan (FDP), submit it to the government by 2024, receive approval for decommissioning, and begin full-scale decommissioning. One of the important tasks in the decommissioning of Wolsong Unit 1 is to determine the decommissioning strategy. It is necessary to decide on a decommissioning strategy considering various factors and variables, secure the technical background, and justify it. The selection of a decommissioning strategy is best achieved through the use of formal decisionmaking assistance techniques, such as considerations related to influencing factors. It is very important to understand the basic decommissioning strategy alternatives and whether sufficient consideration has been given to situations where only a single unit is permanently shut down in a multi-unit site like Wolsong Unit 1, while the remaining units are in normal operation. As a process for selecting a decommissioning strategy, first, all considerations that could potentially affect decommissioning presented in the KINS Decommissioning Safety Review Guidelines were synthesized, influencing factors to be used in the decision-making process were determined, and the concept was defined. In order to select the most appropriate decommissioning strategy by considering various evaluation attributes of possible decommissioning alternatives (immediate dismantling and delayed dismantling), the Wolsong Unit 1 decommissioning strategy was evaluated by reflecting the AHP decision-making technique.

The domestic Pressurized Heavy Water Reactor (PWHR) nuclear power plant, Wolsong Unit 1, was permanently shut down on December 24, 2019. However, research on decommissioning has mainly focused on Pressurized Water Reactors (PWRs), with a notable absence of both domestic and international experience in the decommissioning of PHWRs. If proper business management such as radiation safety and waste is not performed, it can lead to increased business risks and costs in decommissioning. Therefore, the assessment of waste volume and cost, which provide fundamental data for the nuclear decommissioning process, is a crucial technical requirement before initiating the actual decommissioning of Wolsong Unit 1. Decommissioning radiation-contaminated structures and facilities presents significant challenges due to high radiation levels, making it difficult for workers to access these areas. Therefore, technology development should precede decommissioning process assessments and safety evaluations, facilitating the derivation of optimal decommissioning procedures and ensuring worker safety while enhancing the efficiency of decommissioning operations. In this study, we have developed a program to estimate decommissioning waste amounts for PHWRs, building upon prior research on PWR decommissioning projects while accounting for the specific design characteristics of PHWRs. To evaluate the amount of radioactive waste generated during decommissioning, we considered the characteristics of radioactive waste, disposal methods, packaging container specifications, and the criteria for the transfer of radioactive waste to disposal operators. Based on the derived algorithm, we conducted a detailed design and implemented the program. The proposed program is based on 3D modeling of the decommissioning components and the calculation of the Work Difficulty Factor (WDF), which is used to determine the time weighting factors for each task. Program users can select the cutting and packaging conditions for decommissioning components, estimate waste amount based on the chosen decommissioning method, and calculate costs using time weighting factors. It can be applied not only to PHWRs, but also to PWRs and non-nuclear fields, providing a flexible tool for optimizing decommissioning process.

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.

The radiological characterization of SSCs (Structure, Systems and Components) plays one of the most important role for the decommissioning of KORI Unit-1 during the preparation periods. Generally, a regulatory body and laws relating to the decommissioning focus on the separation and appropriate disposal or storage of radiological waste including ILW (intermediate level waste), LLW (low level waste), VLLW (very low level waste) and CW (clearance waste), aligned with their contamination characteristics. The result of the preliminary radiological characterization of KORI Unit-1 indicated that, apart from neutron activated the RV (reactor vessel), RVI (reactor vessel internals), and BS (biological shielding concrete), the majorities of contamination were sorted to be less than LLW. Radiological contamination can be evaluated into two methods. Due to the difficulties of directly measuring contamination on the interior surfaces of the pipe, called CRUD, the assessment was implemented by modeling method, that is measuring contamination on the exterior surfaces of the pipes and calculating relative factors such as thickness and size. This indirect method may be affected by the surrounding radiation distribution, and only a few gamma nuclides can be measured. Therefore, it has limitation in terms of providing detailed nuclide information. Especially, α and β nuclides can only be estimated roughly by scaling factors, comparing their relative ratios with the existing gamma results. To overcome the limitation of indirect measurement, a destructive sampling method has been employed to assess the contamination of the systems and component. Samples are physically taken some parts of the systems or components and subsequently analyzed in the laboratory to evaluate detailed nuclides and total contamination. For the characterization of KORI Unit-1, we conducted the radiation measurement on the exterior surfaces of components using portable instruments (Eberline E-600 SPA3, Thermo G20-10, Thermo G10, Thermo FH40TG) at BR (boron recycle system) and SP (containment spray system) in primary system. Based on these results, the ProUCL program was employed to determine the destructive sample collection quantities based on statistical approach. The total of 5 and 8 destructive sample quantities were decided by program and successfully collected from the BR and SP systems, respectively. Samples were moved to laboratory and analyzed for the detail nuclide characteristics. The outcomes of this study are expected to serve as valuable information for estimating the types and quantities of radiological waste generated by decommissioning of KORI Unit-1.

Domestic commercial low- and intermediate-level radioactive waste storage containers are manufactured using 1.2 mm thick cold-rolled steel sheets, and the outer surface is coated with a thin layer of primer of 10~36 μm. However, the outer surface of the primer of the container may be damaged due to physical friction, such as acceleration, resonance, and vibration during transportation. As a result, exposed steel surfaces undergo accelerated corrosion, reducing the overall durability of the container. The integrity of storage containers is directly related to the safety of workers. Therefore, the development of storage containers with enhanced durability is necessary. This paper provides an analysis of mechanical properties related to the durability of WC (tungsten carbide)-based coating materials for developing low- and intermediate-level radioactive waste storage containers. Three different WC-based coating specimens with varied composition ratios were prepared using HVOF (high-velocity oxy-fuel) technique. These different specimens (namely WC-85, WC-73, and WC-66) were uniformly deposited on cold-rolled steel surfaces ensuring a constant thickness of 250 μm. In this work, the mechanical properties of the three different WCbased coaitng materials evaluated from the viewpoints of microstructure, hardness, adheision force between substrate and coating material, and wear resistance. The cross-sectional SEM-EDS (Scanning Electron Microscope-Energy Dispersive X-ray Spectroscopy) images revealed that elements W (tungsten), C (carbon), Ni (nickel), and Cr (chromium) were uniformly distributed within the each coating layers which was approximately 250 μm thick. The average hardness values of HWC-85 and HWC-73 were found to be 1,091 Hv (Vickers Hardness) and 1,083 Hv, respectively, while the HWC-66 exhibited relatively lower hardness value of 883 Hv. This indicates that a higher WC content results in increased hardness. Adhesion force between and substrates and coating materials exceeded 60 MPa for all specimens, however, there were no significant differences observed based on the tungsten carbide content. Furthermore, a taber-type abrasion tester was used for conducting abrasion resistance tests under specific conditions including an H-18 load weight at 1,000 g with rotational speed set at 60 RPM. The abrasion resistance tests were performed under ambient temperatures (RT: 23±2°C) as well as relative humidity levels (RH: 50±10%). Currently, the ongoing abrasion resistance tests will include some results in this study.

This study focuses on the development of coatings designed for storage containers used in the management of radioactive waste. The primary objective is to enhance the shielding performance of these containers against either gamma or neutron radiation. Shielding against these types of radiation is essential to ensure the safety of personnel and the environment. In this study, tungsten and boron cabide coating specimens were manufactured using the HVOF (High-Velocity Oxy Fuel) technuqe. These coatings act as an additional layer of protection for the storage containers, effectively absorbing and attenuating gamma and neutron radiation. The fabricated tungsten and boron carbide coating specimens were evaluated using two different testing methods. The first experiment evaluates the effectiveness of a radiation shielding coating on cold-rolled steel surfaces, achieved by applying a mixture of WC (Tungsten Carbide) powders. WC-based coating specimens, featuring different ratios, were prepared and preliminarily assessed for their radiation shielding capabilities. In the gamma-ray shielding test, Cs-137 was utilized as the radiation source. The coating thickness remained constant at 250 μm. Based on the test results, the attenuation ratio and shielding rate for each coated specimen were calculated. It was observed that the gammaray shielding rate exhibited relatively higher shielding performance as the WC content increased. This observation aligns with our findings from the gamma-ray shielding test and underscores the potential benefits of increasing the tungsten content in the coating. In the second experiment, a neutron shielding material was created by applying a 100 μm-thick layer of B4C (Boron Carbide) onto 316SS. The thermal neutron (AmBe) shielding test results demonstrated an approximate shielding rate of 27%. The thermal neutron shielding rate was confirmed to exceed 99.9% in the 1.5 cm thick SiC+B4C bulk plate. This indicates a significant reduction in required volume. This study establishes that these coatings enhance the gamma-ray and neutron shielding effectiveness of storage containers designed for managing radioactive waste. In the future, we plan to conduct a comparative evaluation of the radiation shielding properties to optimize the coating conditions and ensure optimal shielding effectiveness.

본 연구는 주변 환경의 차이에 따른 화분매개곤충의 유입 특성을 파악하기 위하여 국립수목원 내 진화속을걷 는정원과 부추속전문전시원에 식재된 울릉산마늘의 화분매개곤충을 조사하였다. 2023년 5월 22일부터 6월 2일 까지 꽃이 70% 이상 개화하였을 때 포충망을 활용하여 8일간 곤충을 채집하였고, 각 전시원 별 식생(피도), 기후 (온도·습도·조도)를 조사하였다. 조사 결과 진화속을걷는정원에서 피도 60% 온도 26.4℃, 습도 31.5%, 조도 40953.6lx, 화분매개곤충 20과 450개체, 부추속전문전시원은 피도 90%, 온도 25.6℃, 습도 31.6%, 조도 6387lx, 화분매개곤충 15과 196개체로 나타났다. 온도와 조도가 상대적으로 높은 진화속을걷는정원이 채집된 곤충의 다양성과 방문 빈도가 높았다. 시간대별 곤충의 방문 빈도를 비교해본 결과 온도와 조도는 개체수가 증가할 때 같이 증가하는 경향을 보였으며, 습도는 반대의 경향을 보였다.

왕담배나방은 기주범위가 넓은 다식성으로 토마토, 옥수수, 담배, 해바라기, 땅콩, 면화, 콩 등 다양한 작물에 피해를 주는 해충이며, 장거리 이동성 해충으로도 유명하다. 본 연구에서는 기존 자료를 바탕으로 월동번데기의 성충으로 우화모델(2종)를 작성하고 포장 실측자료와 비교하여 평가하였다. 월동 번데기는 휴면을 종료한 후 안점소실 과정을 거쳐 정상의 번데기로 이행되고 비로소 성충으로 우화하는 것으로 가정하였다. 첫 번째 모형(모 형 1)은 2단계 휴면후발육 우화모형으로 안점소실에 필요한 적산온도 59.9DD (발육영점온도 15.9℃)와 번데기 발육완료에 필요한 192.3DD (발육영점온도 10.2℃)로 구성하였다. 두 번째 모형(모형 2)은 온도자극 우화모형으 로 17.63℃의 온도자극 이후에 번데기 발육을 개시하는 모형이었다. 적산온도는 단순 평균온도법과 사인곡선법 으로 계산하여 비교하였다. 포장자료와 비교 결과 모형 1에 사인곡선법을 적용했을 때 실측치와 편차가 3일보다 작거나 차이가 없었다. 반면 사인곡선법을 적용한 모형 2는 3~6.5일의 편차가 있었다. 평균온도법을 적용한 경우 두 모형 모두 실측치와 편차가 증가하였다. 모형을 활용하여 예측 우화시기와 트랩유살자료를 비교하여 왕담배 나방의 비래 가능성에 대하여 고찰하였다.

최근 친환경 노지 감귤원을 중심으로 알락하늘소 피해가 증가하고 있지만 효과적인 예찰 방법이 없는 실정이 다. 본 연구에서는 알락하늘소 성충 예찰을 위하여 카이로몬을 선발하였고, 알락하늘소가 다발생(>100마리)한 과원 3개소에서 유인력을 평가하였다. 시험 결과, 집합페로몬 단독처리 시 알락하늘소 암컷 성충에 대한 유인효 과를 확인할 수 있었지만 소수 개체만 유인이 되었고, 카이로몬(Kairomone) 단독 처리 시 알락하늘소 성충 포획 수가 증가하는 것을 확인할 수 있었다. 집합페로몬과 카이로몬을 동시 처리 시 알락하늘소가 대량으로 유인되는 것을 확인할 수 있었다. 이는 알락하늘소가 종내신호물질(집합페로몬)을 인지할 때 서식지로서 적합한지 판단 의 기준으로 기주식물의 존재여부를 동시에 확인하기 떄문인 것으로 판단된다.

벚나무류 수목은 생활권 수목(도시공원, 가로수 등)으로 전국에서 가장 많이 식재되고 있으며 전라 남도 또한 벚나무류 수목이 가로수 중 가장 많은 비율을 차지하고 있다. 복숭아유리나방은 농업환경 외에도 생활권 녹지공간에서도 벚나무류 수목을 가해하여 피해를 발생시키고 있는 것으로 보고되고 있으나, 생활권 수목과 산림에서의 관련 연구는 그 필요성에 비해 미흡한 상황이다. 본 연구는 전라남 도 내 생활권 수목을 기주로 하여 발생하는 복숭아유리나방의 발생소장을 조사하여 생활권 녹지공간 을 관리하는 기초자치단체들의 효용성 있는 방제 전략 수립에 기여하고자 한다. 복숭아유리나방의 발생 확인을 위해 육안 확인이 용이한 피해흔을 세 가지로 분류하였으며, 성페로몬 루어와 트랩으로 복숭아유리나방 성체를 유인･채집하였다. 그 결과, 4월 중순 첫 우화를 확인하였으며, 5월 중순과 8월 중순에 2번의 우화 최성기를 확인하여 이때의 유효적산온도를 조사하였다. 또한, 채집된 개체들 의 종 확인 및 유전적 다양성 확인을 위해 mitochondrial 내 cytochrome oxidase subunit I (COI) 유전자 염기 서열의 분석을 수행하였다.

표면발현(surface-display system)은 세포 또는 바이러스 표면에 목적 단백질을 고정하여 발현시킴으로써 목적 단백질에 대하여 독립적인 공간 구조 및 생물학적 활성을 부여하는 단백질 공학 기술이다. 또한 이를 이용하여 높은 중화항체 유도 및 대량생산이 가능한 삼량체의 형태로 항원 단백질의 발현 또한 가능하다. BES(baculovirus expression system)에서의 표면발현 기술은 번역 후 수정과정 및 복잡한 구조의 다양한 단백질의 발현이 가능하기 에 다른 숙주 기반 시스템보다 효율적이라고 보고되고 있다. 그러나 목적 단백질 외의 다른 표면 단백질과 발현 공간에서의 경쟁으로 목적 단백질의 낮은 생산량이 큰 문제점으로 지적되고 있다. 따라서, 이러한 BES에서 표면 발현의 생산 효율을 증대시키기 위하여, 동일한 표면 공간에 대한 단백질 간의 발현 경쟁에 대해 실험적으로 확인 후, 그를 해결하기 위하여 표면발현에 최적인 목적 단백질 발현을 위한 프로모터 선발 실험을 수행하였다. 이를 통해 BES에서 표면발현에 의한 목적 단백질의 생산 효율을 증대시킬 수 있음을 확인하였다.

주방세제의 진딧물 살충효과와 분국화 생육에 미치는 영향 을 알아보기 위해 실험을 수행하였다. 복숭아혹진딧물과 목화 진딧물을 대상으로 주방세제 100, 200, 400배액 단용처리와 주방세제 400배액 100mL에 소주 10mL 또는 20mL를 혼용 하여 분무 처리하였다. 그 결과 주방세제 400배 이하의 모든 농도에서 복숭아혹진딧물은 85%, 목화진딧물은 90%의 살충 률을 보였다. 주방세제와 소주 혼용처리에 의한 살충효과 상 승은 보이지 않았다. 하우스안에서 진딧물이 많이 발생한 분 국화 잎에 400배액 이하의 농도로 3일 간격으로 2회 처리함 으로써 90% 이상의 진딧물이 감소되는 효과를 얻을 수 있었 다. 또한 분국화를 재배하면서 3~4일 간격으로 5주간 지속적 으로 주방세제를 처리했을 때, 대조구에서는 90% 잎에서 진 딧물이 발생한데 비해, 모든 주방세제 단독 처리구에서는 발 생율이 15% 이하로 낮게 유지되었다. 또한 국화의 생체중, 초 장, 엽수는 주방세제 농도가 높아질수록 조금씩 낮아지는 경 향이었으나, 초폭이나 분지수에서는 차이가 없었다. 그러나 주방세제 200배 이하의 농도에서는 국화의 잎이 갈변되거나 꽃잎 끝이 백화되는 약해가 관찰되었다.

The site used for a nuclear facility can be released after decommissioning if the results of dose estimation meet the regulatory requirements and the site release is approved by the regulatory body. RESRAD-ONSITE, developed by the Argonne National Laboratory, is a computer code used to estimate the dose to the residents on radiologically contaminated sites. The dose estimation for site release should consider various exposure pathways, including inhalation, ingestion, and external exposure. This study used RESRAD-ONSITE to evaluate the internal exposure dose and identify radionuclides due to the intake of food produced on radiologically contaminated sites. The upper limit of the clearance level of radionuclides expected to remain at the site was used as the source terms for the dose evaluation. In addition, the amount of food intake per capita was obtained from eight countries using nuclear power generation as of 2020. The default values of RESRAD were used for other parameters except for intake by type of food and source terms. As a result of the dose evaluation, the contaminated water and vegetables showed a great contribution to the exposure dose. The dose due to tritium in drinking water was highest in the third year. In addition, regarding the intake of vegetables, the internal exposure due to 90Sr was the highest in the first year.

As an initial part of Kori-1 & Wolsung-1 Unit decommissioning planning, a characterization plan is developed to define the nature, extent and location of contaminants, determine sampling locations and protocols, determine quality assurance objectives for characterization, and define documentation requirements. The actual characterization of a facility is an iterative process that involves initial sampling according to the characterization plan, field management (such as labeling, packaging, storing, and transport) of the samples, laboratory analysis, conformance to the data quality objectives (DQOs), and then identifying any additional sampling required, refining the DQOs, and modifying the characterization plan accordingly. The final product of the facility characterization is a document that describes the type, amount, and location of contaminants that will require consideration and removal during the decommissioning operations sufficient to prepare a decommissioning plan. In this study, implementing a characterization plan, developed in accordance with this standard, will result in obtaining or deriving the above information.