Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT) (방사성폐기물학회지)
- Volume 2 Issue 1
- /
- Pages.1-11
- /
- 2004
- /
- 1738-1894(pISSN)
- /
- 2288-5471(eISSN)
Evaluation on the Radiological Shielding Design of a Hot Cell Facility
핫셀시설의 방사선 안전성 평가
Abstract
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 1,385 TBq, 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 peformed 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
한국원자력연구소에서는 고온의 용융염 매질 하에서 사용 후 핵연료를 환원시키는 차세대관리종합공정 연구를 수행 중에 있다. 추후 본 기술개발을 실증시험 하기 위해서는 방사선 차폐능이 확보된 핫셀이 필수적이며, 핫셀은 최대 1,385TBq의 방사능량에 대한 차폐 안전성을 가져야 한다. 최대 방사선원에 대한 핫셀의 차폐능을 확보하기 위하여, 본 연구에서는 실증시험 시 사용후핵연료부터 발생하는 중성자 및 감마선에 의한 선량률이 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
Keywords