Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.14
no.2
/
pp.169-178
/
2016
The properties of wastes for melting need to be considered to minimize the maintenance of refractory and to discharge the molten slags smoothly from a plasma torch melter. When the nonflammable wastes from nuclear facilities such as concrete debris, glass, sand, etc., are melted, they become acid slags with low basicity since the chemical composition has much more acid oxides than basic oxides. A molten slag does not have good characteristics of discharge and is mainly responsible for the refractory erosion due to its low liquidity. In case of a stationary plasma torch melter with a slant tapping port on the wall, a fixed amount of molten slags remains inside of tapping hole as well as the melter inside after tapping out. Nonmetallic slags keep the temperature higher than melting point of metal because metallic slags located on the bottom of melter by specific gravity difference are simultaneously melted when dual mode plasma torch operates in transferred mode. In order to minimize the refractory erosion, the compatible refractories are selected considering the temperature inside the melter and the melting behavior of slags whether to contact or noncontact with molten slags. An acidic refractory shall not be installed in adjacent to a basic refractory for the resistibility against corrosion.
Journal of the Korean Society of Hazard Mitigation
/
v.10
no.5
/
pp.9-15
/
2010
Recently, the high-compressive strength concrete where the use is extending was weak in fire because of spalling that was occurring with rise of internal vapor pressure by high temperature. For preventing spalling of high-strength concrete in fire, Organic fibers have been using in concrete generally. By melting of organic fibers in concrete in fire, the internal moistures of concrete moves quickly to the outside, and so, preventing of spalling of high-strength concrete. But this method will be able to prevent the spalling of high-strength concrete, but makes the decrease of the concrete strength after fire. This study make a comparison between properties of preventing of spalling and remaining compressive strength of concrete using intumescence Alkali-Silicates fire-resistant material and that of concrete with organic fibers. Using organic fibers for preventing of spalling of concrete are P.P and Nylon fibers, and anti-fire intumescence material for protection of concrete surface is alkali-silicate materials. Fire resistance test executed as long as 3 hr under the flame temperature $1,200^{\circ}C$ over. In the case of concrete with P.P fibers, don't occurred the spalling, but the remaining compressive strength will not be able to measure, the concrete using intumescence Alkali-Silicates system fire-resistant material is not only preventing of the spalling but also the remaining compressive strength maintained until the maximum 96%.
Kim, Seongcheol;Gwon, Da Yeong;Jeon, Yeoryeong;Han, Jiyoung;Kim, Yongmin
The Korean Journal of Nuclear Medicine Technology
/
v.25
no.2
/
pp.41-47
/
2021
Purpose There are many cyclotrons compared to the land area of the Republic of Korea. Because GMP certification is required and the nuclear medicine test does not apply for insurance, the number of examinations for nuclear medicine is decreasing. Therefore, there is a high probability of early decommissioning of the cyclotron. However, we do not unusually perform the radioactivation evaluation on concrete that can be classified as radioactive waste during the decommissioning of the cyclotron. In this study, we aim to confirm the radioactivation in the concrete surface using Handheld Radionuclide Identification Devices (RIDs). Materials and Methods Because there is no cyclotron being decommissioning in the Republic of Korea, it was impossible to perform the coring of concrete for radioactivation analysis. In this study, we used the KIRAMS-13 and analyzed the concrete surface in the target direction in the cyclotron room. After setting the target direction as the center, radionuclides were measured for about five months at thirty points with vertical and horizontal intervals of 30 cm. We used the RIIDEye(Detector: NaI(Tl) detector, manufacturer: Thermo) in this study and set the measurement time per point to one day (24 hours). Results Co-60 and Cs-137 were detected in some measurement points, and we confirmed the radioactivity of Co-60 detected at the most points. As a result, we found that the radioactivity of Co-60 was high in the diagonal direction (from the lower-left direction to the upper right direction) based on the center of the target. However, we think it is impossible to apply the corresponding results to all cyclotrons because we performed the study using only one cyclotron. Conclusion In thirty measurement points, we could confirm the radioactive nuclides and the relative radioactivity using the results of portable nuclides analyzer. Therefore, we expect that we can use the portable nuclides analyzer to select the coring position of concrete during the decommissioning of the cyclotron. Also, if we secure the radioactivation data for several years, we expect to make a more accurate estimate of radioactive waste during the preparation period of decommissioning of the cyclotron.
Kim, Lyang-Woon;Lee, Soo-Kueon;Lee, Jung-Yoon;Chung, Chang-Yong;Kim, Sang-Sik
Journal of the Korea Concrete Institute
/
v.21
no.3
/
pp.319-326
/
2009
Two parallel wide flange built-up beams are widely used as struts in resisting lateral earth pressure because of the effectiveness in structure and construction. In a certain structural system, the reinforced concrete columns are to be placed at the intersection where two perpendicular beams cross each other, the square part of the joint being filled with concrete. In the punching shear mechanism of the beam-column joint, the radial deformation caused due to shear cracking will be constrained by the spring action of the squarely encompassed beam flanges. As a result, the punching shear strength of the joint concrete can be expected to be increased. To verify this phenomenon experiments have been performed for various constraining elements and distances between columns and constraints. Test results are compared with the approximation analysis formula which has been proposed in this study, based on the code formula. The results calculated by the proposed equation show comparatively close agreement with the punching shear strength detected from the test.
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.16
no.2
/
pp.137-164
/
2018
The guarantee of the performance of the engineered barriers in a geological repository is very important for the long-term safety of disposal as well as the efficient design of the repository. Therefore, the performance of the engineered barriers under repository condition should be demonstrated by in-situ experiments conducted in an underground research laboratory. This article provides a review of the major in-situ experiments that have been carried out over the past several decades at underground research laboratories around the world to validate the performance of engineered barriers of a repository, as well as their results. In-situ experiments to study the coupled thermal-hydraulic-mechanical behavior of the engineered barrier system used to simulate the post-closure performance of the repository are analyzed as a priority. In addition, in-situ experiments to investigate the performance of the buffer material under a real repository environment have been reviewed. State-of-the art in-situ validations of the buffer-concrete interaction, and the installation of the buffer, backfill and plug, as well as characterization of the near-field rock and the corrosion of the canister materials are, also performed.
The current Korean Concrete Design Code(KCI Code) requires the minimum and maximum content of shear s in order to prevent brittle and noneconomic design. However, the required content of the steel reinforcement In KCI Code is quite different to those of the other design codes such as fib-code, Canadian Code, and Japanese Code. Furthermore, since the evaluation equations of the minimum and maximum shear reinforcement for the current KCI Code were based on the experimental results, the equations can not be used for the RC members beyond the experimental application limits. The concrete tensile strength, shear stress, crack inclination, strain perpendicular to the crack, and shear span ratio are strongly related to the lower and upper limits of shear reinforcement. In this research, an evaluation equation for the minimum content of shear reinforcement is theoretical proposed from the Wavier's three principals of the mechanics of materials.
Additional functional upgrades to the large-area compton camera (LACC) measurement device that can provide characteristics evaluation information (nuclear species and radioactivity) and two-dimensional or three-dimensional distribution imaging information of radioactive materials existing in surface or internal of concrete structures are required in terms of work stability and efficiency in order to apply to actual decommissioning sites such as nuclear power plants or medical cyclotron facilities by using this measurement device. To this purpose, the technology that allows radiation workers to intuitively and visually check the distribution of radioactive materials in advance by matching the two-dimensional distribution imaging information of radioactive materials obtained through the LACC measurement device and visual imaging of the measurement zone (10 m × 5 m) was developed. In addition, the separate system that can automatically adjust the position (height) in units of the measurement area size (0.7 m × 0.3 m × 0.8 m) of the LACC measurement device was developed and the integrated management system for characteristics evaluation information and two-dimensional or three-dimensional distribution imaging information obtained per unit of measurement for radioactive materials was developed. These functional upgrades related to LACC measurement device can improve work efficiency and safety when measuring radioactivity of concrete structures and enable the establishment of appropriate decommissioning strategies using radioactivity measurement information for decommissioning nuclear power plants or medical cyclotron facilities.
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.17
no.2
/
pp.167-181
/
2019
Currently, the development of evaluation technology for vibration and shock load characteristics and spent nuclear fuel structural integrity under normal conditions of transport is being conducted in the Republic of Korea. This is the first such research conducted in the Republic of Korea and, thus, previous international studies need to be investigated and will be referred to in the ongoing project. Before 2000, several studies related to measurement of vibration and shock loads on spent nuclear fuel were conducted in the US. US national research institutes conducted uniaxial fuel assembly shaker tests, concrete block tests, and multi-axis fuel assembly tests between 2009 and 2016. In 2017, multi-modal transportation tests including road, sea, and rail transport were also performed by research institutes from the US, Spain and the Republic of Korea. Therefore, test preparation procedures, acceleration and strain measurement results, and finite-element and multi-body dynamics analysis were investigated. Based on the measured strain data, the preliminary conclusion was obtained that the measured strain was too small to cause damage to spent nuclear fuel rods. However, this conclusion is a preliminary conclusion that only reviews part of the results; a detailed review is being conducted in the US. The investigation of international studies on spent nuclear fuel structural integrity tests considering vibration and shock loads under normal conditions of transport in the US will be useful data for the project being conducted in the Republic of Korea.
Sung-Hoe, Heo;Won-Seok, Park;Seung-Uk, Heo;Byung-In, Min
Journal of the Korean Society of Radiology
/
v.16
no.6
/
pp.741-749
/
2022
Radiography-Testing that verify the quality of welding structures without destruction are overwhelmingly used in industries, but many safety precautions are required as radiation is used. The workers for Radiography-Testing perform the inspection by moving the Iridium-192 radiation source embedded in the transport container of the gamma-ray irradiator within or outside the facility. The general facility is completely blocked about radiation from the outside with thick concrete, but if it is difficult for worker to handle object of inspection, facilities ceiling can be opened. A general facility may be constructed using a theoretical dose evaluation method because all exterior facilities are blocked, but if the ceiling is open, it is not appropriate to evaluate radiation safety with a simple theoretical calculation method due to the skyshine effect. Therefore, in this study, the radiation safety of the facility was evaluated in the actual field through an ion chamber survey-meter and an accumulated dose-meter called as OSLD, and the actual evaluation environment was modeled and evaluated using the Monte Carlo simulation code as FLUKA. According to the direction of the irradiation, the radiation dose at the facility boundary was difficult to meet the standards set by the regulatory authority, and radiation safety could be secured through additional methods. In addition, it was confirmed that the simulation results using the Iridium-192 source were valid evaluation with the actual measured results.
Journal of Korean Tunnelling and Underground Space Association
/
v.22
no.4
/
pp.419-434
/
2020
In this study, the damage parameters of Mazars model for KURT (KAERI Underground Research Tunnel) granite are measured form uniaxial compressive and Brazilian tests under the simulated coupled condition of a deep geological disposal. The tests are conducted in three different temperatures (15℃, 45℃, and 75℃) and dry/saturated conditions. Major model parameters such as maximum effective tensile strain (𝜖d0), At, Bt, Ac, and Bc differ from the typical reference values of concrete specimens. This is likely due to the difference in elastic modulus between rock and concrete. It is found that the saturation of specimens causes an increase in value of Bt and Bc while, the rise in temperature increases 𝜖d0 and Bt and decreases Bc. The damage model obtained from this study will be used as the primary input parameters in the development of coupled Thermo-Hydro-Mechanical Damage numerical model in KAERI.
본 웹사이트에 게시된 이메일 주소가 전자우편 수집 프로그램이나
그 밖의 기술적 장치를 이용하여 무단으로 수집되는 것을 거부하며,
이를 위반시 정보통신망법에 의해 형사 처벌됨을 유념하시기 바랍니다.
[게시일 2004년 10월 1일]
이용약관
제 1 장 총칙
제 1 조 (목적)
이 이용약관은 KoreaScience 홈페이지(이하 “당 사이트”)에서 제공하는 인터넷 서비스(이하 '서비스')의 가입조건 및 이용에 관한 제반 사항과 기타 필요한 사항을 구체적으로 규정함을 목적으로 합니다.
제 2 조 (용어의 정의)
① "이용자"라 함은 당 사이트에 접속하여 이 약관에 따라 당 사이트가 제공하는 서비스를 받는 회원 및 비회원을
말합니다.
② "회원"이라 함은 서비스를 이용하기 위하여 당 사이트에 개인정보를 제공하여 아이디(ID)와 비밀번호를 부여
받은 자를 말합니다.
③ "회원 아이디(ID)"라 함은 회원의 식별 및 서비스 이용을 위하여 자신이 선정한 문자 및 숫자의 조합을
말합니다.
④ "비밀번호(패스워드)"라 함은 회원이 자신의 비밀보호를 위하여 선정한 문자 및 숫자의 조합을 말합니다.
제 3 조 (이용약관의 효력 및 변경)
① 이 약관은 당 사이트에 게시하거나 기타의 방법으로 회원에게 공지함으로써 효력이 발생합니다.
② 당 사이트는 이 약관을 개정할 경우에 적용일자 및 개정사유를 명시하여 현행 약관과 함께 당 사이트의
초기화면에 그 적용일자 7일 이전부터 적용일자 전일까지 공지합니다. 다만, 회원에게 불리하게 약관내용을
변경하는 경우에는 최소한 30일 이상의 사전 유예기간을 두고 공지합니다. 이 경우 당 사이트는 개정 전
내용과 개정 후 내용을 명확하게 비교하여 이용자가 알기 쉽도록 표시합니다.
제 4 조(약관 외 준칙)
① 이 약관은 당 사이트가 제공하는 서비스에 관한 이용안내와 함께 적용됩니다.
② 이 약관에 명시되지 아니한 사항은 관계법령의 규정이 적용됩니다.
제 2 장 이용계약의 체결
제 5 조 (이용계약의 성립 등)
① 이용계약은 이용고객이 당 사이트가 정한 약관에 「동의합니다」를 선택하고, 당 사이트가 정한
온라인신청양식을 작성하여 서비스 이용을 신청한 후, 당 사이트가 이를 승낙함으로써 성립합니다.
② 제1항의 승낙은 당 사이트가 제공하는 과학기술정보검색, 맞춤정보, 서지정보 등 다른 서비스의 이용승낙을
포함합니다.
제 6 조 (회원가입)
서비스를 이용하고자 하는 고객은 당 사이트에서 정한 회원가입양식에 개인정보를 기재하여 가입을 하여야 합니다.
제 7 조 (개인정보의 보호 및 사용)
당 사이트는 관계법령이 정하는 바에 따라 회원 등록정보를 포함한 회원의 개인정보를 보호하기 위해 노력합니다. 회원 개인정보의 보호 및 사용에 대해서는 관련법령 및 당 사이트의 개인정보 보호정책이 적용됩니다.
제 8 조 (이용 신청의 승낙과 제한)
① 당 사이트는 제6조의 규정에 의한 이용신청고객에 대하여 서비스 이용을 승낙합니다.
② 당 사이트는 아래사항에 해당하는 경우에 대해서 승낙하지 아니 합니다.
- 이용계약 신청서의 내용을 허위로 기재한 경우
- 기타 규정한 제반사항을 위반하며 신청하는 경우
제 9 조 (회원 ID 부여 및 변경 등)
① 당 사이트는 이용고객에 대하여 약관에 정하는 바에 따라 자신이 선정한 회원 ID를 부여합니다.
② 회원 ID는 원칙적으로 변경이 불가하며 부득이한 사유로 인하여 변경 하고자 하는 경우에는 해당 ID를
해지하고 재가입해야 합니다.
③ 기타 회원 개인정보 관리 및 변경 등에 관한 사항은 서비스별 안내에 정하는 바에 의합니다.
제 3 장 계약 당사자의 의무
제 10 조 (KISTI의 의무)
① 당 사이트는 이용고객이 희망한 서비스 제공 개시일에 특별한 사정이 없는 한 서비스를 이용할 수 있도록
하여야 합니다.
② 당 사이트는 개인정보 보호를 위해 보안시스템을 구축하며 개인정보 보호정책을 공시하고 준수합니다.
③ 당 사이트는 회원으로부터 제기되는 의견이나 불만이 정당하다고 객관적으로 인정될 경우에는 적절한 절차를
거쳐 즉시 처리하여야 합니다. 다만, 즉시 처리가 곤란한 경우는 회원에게 그 사유와 처리일정을 통보하여야
합니다.
제 11 조 (회원의 의무)
① 이용자는 회원가입 신청 또는 회원정보 변경 시 실명으로 모든 사항을 사실에 근거하여 작성하여야 하며,
허위 또는 타인의 정보를 등록할 경우 일체의 권리를 주장할 수 없습니다.
② 당 사이트가 관계법령 및 개인정보 보호정책에 의거하여 그 책임을 지는 경우를 제외하고 회원에게 부여된
ID의 비밀번호 관리소홀, 부정사용에 의하여 발생하는 모든 결과에 대한 책임은 회원에게 있습니다.
③ 회원은 당 사이트 및 제 3자의 지적 재산권을 침해해서는 안 됩니다.
제 4 장 서비스의 이용
제 12 조 (서비스 이용 시간)
① 서비스 이용은 당 사이트의 업무상 또는 기술상 특별한 지장이 없는 한 연중무휴, 1일 24시간 운영을
원칙으로 합니다. 단, 당 사이트는 시스템 정기점검, 증설 및 교체를 위해 당 사이트가 정한 날이나 시간에
서비스를 일시 중단할 수 있으며, 예정되어 있는 작업으로 인한 서비스 일시중단은 당 사이트 홈페이지를
통해 사전에 공지합니다.
② 당 사이트는 서비스를 특정범위로 분할하여 각 범위별로 이용가능시간을 별도로 지정할 수 있습니다. 다만
이 경우 그 내용을 공지합니다.
제 13 조 (홈페이지 저작권)
① NDSL에서 제공하는 모든 저작물의 저작권은 원저작자에게 있으며, KISTI는 복제/배포/전송권을 확보하고
있습니다.
② NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 상업적 및 기타 영리목적으로 복제/배포/전송할 경우 사전에 KISTI의 허락을
받아야 합니다.
③ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 보도, 비평, 교육, 연구 등을 위하여 정당한 범위 안에서 공정한 관행에
합치되게 인용할 수 있습니다.
④ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 무단 복제, 전송, 배포 기타 저작권법에 위반되는 방법으로 이용할 경우
저작권법 제136조에 따라 5년 이하의 징역 또는 5천만 원 이하의 벌금에 처해질 수 있습니다.
제 14 조 (유료서비스)
① 당 사이트 및 협력기관이 정한 유료서비스(원문복사 등)는 별도로 정해진 바에 따르며, 변경사항은 시행 전에
당 사이트 홈페이지를 통하여 회원에게 공지합니다.
② 유료서비스를 이용하려는 회원은 정해진 요금체계에 따라 요금을 납부해야 합니다.
제 5 장 계약 해지 및 이용 제한
제 15 조 (계약 해지)
회원이 이용계약을 해지하고자 하는 때에는 [가입해지] 메뉴를 이용해 직접 해지해야 합니다.
제 16 조 (서비스 이용제한)
① 당 사이트는 회원이 서비스 이용내용에 있어서 본 약관 제 11조 내용을 위반하거나, 다음 각 호에 해당하는
경우 서비스 이용을 제한할 수 있습니다.
- 2년 이상 서비스를 이용한 적이 없는 경우
- 기타 정상적인 서비스 운영에 방해가 될 경우
② 상기 이용제한 규정에 따라 서비스를 이용하는 회원에게 서비스 이용에 대하여 별도 공지 없이 서비스 이용의
일시정지, 이용계약 해지 할 수 있습니다.
제 17 조 (전자우편주소 수집 금지)
회원은 전자우편주소 추출기 등을 이용하여 전자우편주소를 수집 또는 제3자에게 제공할 수 없습니다.
제 6 장 손해배상 및 기타사항
제 18 조 (손해배상)
당 사이트는 무료로 제공되는 서비스와 관련하여 회원에게 어떠한 손해가 발생하더라도 당 사이트가 고의 또는 과실로 인한 손해발생을 제외하고는 이에 대하여 책임을 부담하지 아니합니다.
제 19 조 (관할 법원)
서비스 이용으로 발생한 분쟁에 대해 소송이 제기되는 경우 민사 소송법상의 관할 법원에 제기합니다.
[부 칙]
1. (시행일) 이 약관은 2016년 9월 5일부터 적용되며, 종전 약관은 본 약관으로 대체되며, 개정된 약관의 적용일 이전 가입자도 개정된 약관의 적용을 받습니다.