- 영문명
 - Evaluation on the Radiological Shielding Design of a Hot Cell Facility
 - 발행기관
 - 한국방사성폐기물학회
 - 저자명
 - 조일제 국동학 구정회 정원명 유길성 이은표 박성원
 - 간행물 정보
 - 『Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology (JNFCWT)』Vol.2 No.1, 1~11쪽, 전체 11쪽
 - 주제분류
 - 공학 > 공학일반
 - 파일형태
 - 발행일자
 - 2004.03.31
 
                
                
                    4,120원
                
               
                
                
                    
                    
                        
                        
                        
                            
                        
                    
                
                
                    
            
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        국문 초록
한국원자력연구소에서는 고온의 용융염 매질 하에서 사용후 핵연료를 환원시키는 차세대관리종합공정 연구를 수행 중에 있다. 추후 본 기술개발을 실증실험 하기 위해서는 방사선 차폐능이 확보된 핫셀이 필수적이며, 이 핫셀은 최대 1,385TBq의 방사능량에 대한 차폐능을 가지도록 설계되어야 한다. 최대 방사선원에 대한 핫셀의 차폐능을 확보하기 위하여, 본 연구에서는 실증시험 시 사용후핵연료부터 발생하는 감마선 및 중성자에 의한 선량율이 법적 허용선량치보다 낮게 유지되도록 핫셀의 차폐 설계에 대한 안전성을 평가하였다. QAD-CGGP 및 MCNP-4C 코드를 이용하여 핫셀 차폐체의 설계치에 대한 차폐 계산을 수행하였다. 작업구역에 대한 감마선 차폐계산 결과 QAD-CGGP 코드는 2.10×10-3, 2.97×10-3mSv/h, MCNP-4C 코드는 1.60×10-3, 2.99×10-3mSv/h 이었으며, 서비스 구역은 1.01×10-2, 7.88×10-2mSv/h 로 평가되었다. 그리고 MCNP-4C코드를 이용하여 중성자에 의한 선량율을 계산한 결과, 중성자에 의한 선량율은 감마에 의한 선량의 약 20% 이하로서, 선량율 대부분은 감마선에 의한 영향임을 알 수 있다. 본 연구를 통하여 핫셀의 차폐 설계치가 작업구역의 선량 제한치 0.01mSv/h와 서비스 구역에서의 선량 제한치 0.15mSv/h를 만족시키는 것을 확인하였다.
                    영문 초록
The hot cell facility for research activities related to the lithium reduction of spent fuel, which is designed to permit safe handling of source materials with radioactivity levels up to 1,385TBq, is planned to be built. To meet this goal, the facility is designed to keep gamma and neutron radiation lower than the recommended dose-rate in normally occupied areas. The calculations performed with QAD-CGGP and MCNP-4C are used to evaluate the proposed engineering design concepts that would provide acceptable dose-rates during a normal operation in hot cell facility. The maximum effective gamma dose-rates on the surfaces of the facility at operation area and at service area calculated by QAD-CGGP are estimated to be 2.10×10-3, 2.97×10-3 and 1.01×10-1 mSv/h, respectively. And those calculated by MCNP-4C are 1.60×10-3, 2.99×10-3 and 7.88×10-2 mSv/h, respectively. The dose-rates contributed by neutrons are one order of magnitude less than that of gamma sources. Therefore, it is confirmed that the radiological design for hot cell facility satisfies the Korean criterion of 0.01mSv/h for the operation area and 0.15mSv/h for the service (maintenance) area.
                    목차
해당간행물 수록 논문
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 - 사용후핵연료 저장용기의 정상 및 비정상조건에 대한 열해석
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참고문헌
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