• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.691-696
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• 1998

원자력연구소의 연구용 원자로인 하나로(HAHARO)에서 생산되는 방사성동위원소인 Ir-192를 안전하게 운반하기 위해 특수형방사성물질 봉인캡슐을 제작하여 국내·외 수송관련법규인 과기처 고시 제 96-38호, IAEA Safety Series No. ST-1기 및 미국 10 CFR Part 71의 규정에 따라 원자력연구소내의 수송용기 안전성시험시설에서 특수협 방사성물질인 Ir-192 봉인캡슐에 대한 안전성시험분석을 수행하였다.

• Proceedings of the Korean Society of Soil and Groundwater Environment Conference
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• 2003.09a
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• pp.493-496
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• 2003

이 연구는 우리나라 균열암반 대수층의 수리적 특성을 해석ㆍ평가하기 위하여 양수시험 해석해(Theis, 1935; Cooper-Jacob, 1946; Papadopulos-Cooper, 1967; Hantush, 1962a,b; Moench, 1985; Hantush-Jacob, 1955) 및 일반화 방사상 유동 모델을 이용하여 균열암반 대수층(화강암, 화산암, 변성암, 백악기퇴적암, 제3기 퇴적암에 굴착된 100개 조사공)에서 수행되어진 양수시험으로부터 얻은 122개의 양수시험자료(수위강하 자료)를 분석하였다. AQTESOLV 전산프로그램을 이용한 양수시험자료 분석에 의하면, 122개 자료중 86개(71%)의 자료들이 이 연구에 사용된 해석해와 일치하며, 양수시험자료 해석해 중에 누수(leaky) 및 경계조건(boundary condition)을 고려한 해석해들이 53개(43%)로 가장 많이 나타났다. 그러므로, 양수시험자료의 해석은 균열암반 대수층의 수리지질학적 특성에 적합한 개념모델의 설정이 중요하다. 일반화 방사상 유동(GRF)모델을 적용해보면, 122개의 자료중 77개(63%)의 자료들이 Barker(1988)의 표준곡선에 의한 차원(1.1차원-2.9차원)을 보여준다. 이중 44.2%에 해당하는 39개 자료가 1.1차원과 1.9차원 사이의 분할 유동차원을 보여주는 반면에 26개(6.5%)만이 Theis 이론에 맞는 2차원의 방사상 흐름을 보여주며, 38개(49.3%)는 2.1차원에서 2.9차원에 속한다. 따라서 우리나라 균열암반 대수층에서 지하수 유동은 대부분 분할차원의 유동을 보여주는 것으로 평가된다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2011.10a
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• pp.519-520
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• 2011

• Proceedings of the Korea Institute of Fire Science and Engineering Conference
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• 2012.04a
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• pp.155-158
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• 2012

$CO_2$ 소화설비는 방호구역 내 적절한 설계농도를 확보하고 또한 일정 시간 유지해 주어야 충분한 소화성능을 발휘할 수가 있다. 따라서 시공 후에도 $CO_2$ 소화설비의 성능을 주기적으로 확인이 필요하다. 석유화학플랜트나 원자력발전소와 같은 국가 중요위험시설은 화재 발생시 대형피해가 발생할 수 있으므로 직접방사시험을 통해 소화성능을 검증할 필요가 있다. 본 연구는 국가 중요위험시설에 설치된 전역방출방식의 $CO_2$ 소화설비 중에서 표면화재 방호구역과 심부화재 방호구역을 각각 선정하여 $CO_2$ 소화설비의 소화성능을 검증해 보았다. 시험결과 표면화재와 심부화재 방호구역 모두 $CO_2$ 설계농도를 확보하고 있음을 확인하였으며, 심부화재의 경우 20분 이상 설계농도가 유지되었다. 본 연구를 통해 직접 방사시험 방법 및 판정방법을 소개하였으며, 국가 중요위험시설에는 직접 방사시험을 통한 소화설비 신뢰성 검증의 필요성을 제기하였다.

• The Proceeding of the Korean Institute of Electromagnetic Engineering and Science
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• v.2 no.2
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• pp.39-53
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• 1991

디지탈 기기를 포함한 일반적인 전기전자기기로 부터 발생하는 방해전자파는, 낮은 주파수 대역(MF, HF 대역)에서는 전원성 등의 도선을 따라서 전달(전도성 방해파)되고, 높은 주파수 대역(VHF, UHF 대역)에서는 직접 공간에 방사(방사성 방해파)된다. 이러한 전도성 및 방사성 방해파의 측정은 IEC, CISPR, FCC, VDE 등의 규격이 정하고 있는 규정에 따라서 실시된다. 이들 규격은 방해파 측정법을 규정하고 있을 뿐만 아니라, 재현성이 좋은 측정을 실현시키기 위해 측정용 시설에 대해서도 자세하게 규정하고 있다. 방사성 방해파의 측정에 사용하는 측정시설로서는, 기본적으로 야외시험장(Open Area Test Site, OATS)을 사용하도록 규정하고 있는데, 측정치의 상호연관성을 위해서는 규약에 정해진 적합성이 평 가되고 확인되어 있어야만 한다. 여기서는 방사성 방해파 측정용 시설중에서 가장 기본적이고도 중요한 야외시험장의 적합성 평가 파 라미터 - 두 지점간의 전송손실, 이를 시험장감쇠량 이라함 - 에 대하여 기술하기로 한다.

• Journal of the Korean Geotechnical Society
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• v.18 no.4
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• pp.147-157
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• 2002

In this paper, the testing cell and the related theory far the interpretation of constant rate of strain (CRS) consolidation test results in case of radial drainage were developed. The proposed method makes it possible to evaluate consolidation characteristics of clayey soil rapidly and accurately. To investigate the application of the developed testing device and theory, CRS consolidation tests and incremental loading(IL) tests in radial drainage condition with remolded and undisturbed samples were performed. Comparisons of consolidation parameters from consolidation curves including coefficient of consolidation values show the applicability and the reliability of the suggested method. The experimental data were compared with additional vertical drainage CRS tests and IL tests, and then were analyzed considering the effect of the drainage direction. In addition, the effect of excess pore water pressure generated during CRS consolidation test was investigated.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2003.11a
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• pp.109-116
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• 2003

The amount of radioactive waste is expected to be increased continuously because of the rapid growth of the domestic nuclear industry, full power operation of the HANARO reactor and the increased research activities of the nuclear fuel cycle. Accordingly the efforts are focused to achieve the handling of radioactive waste in safe and reduce the volume of radioactive waste. The PIEF is carrying out the PIE (post irradiation examination) of spent fuel rods related to the identification of cause defect and evaluation of integration safety. This study describes the technologies and experiences of compaction, shredding and cutting of the solid radioactive waste used in the PIE. The quantity of the high level waste was reduced by 1/12 using the 100-ton compressor installed in hot-cell. Also middle and low level waste was reduced by 1/8 using the 60-ton compressor installed in intervention area. Plastic drums were shredded by crusher to be compacted in the ratio of 1/5, used filters in the ratio of 1/6 and the number of drum is also reduced by cutting procedure for the non-volatile materials such as metal.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.211-211
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• 2004

한국원자력연구소의 하나로, 방사성동위원소 생산건물 및 핵연료주기시설인 조사 후 시험시설, 조사재 시험시설 및 방사성폐기물처리시설의 운영과정에서 혹은 방사성 동위원소를 이용하는 각 실험실 등에서 여러 형태의 방사성 고체폐기물이 발생한다. 이들 방사성 고체폐기물의 효율적 관리를 위하여 데이터베이스 시스템을 구축하여 폐기물의 발생, 내역, 이동, 저장상태 등 제반 자료를 저장관리하고 이를 기반으로 바코드 시스템을 도입하여 간단한 조작만으로 다량의 방사성 폐기물에 대한 자료의 검색을 용이하게 하고자 한다. 본 연구는 소내에서 발생하는 방사성폐기물의 발생현황과 이를 수집하여 분류하고 관리하는 과정을 분석하여 도식화한 결과와 이를 토대로 업무에 필요한 관리 항목을 설정하여 개개의 폐기물 드럼에 대하여 바코드를 부여하고 데이터베이스에 저장하여 방사성폐기물에 대한 이력관리 및 업무의 효율성을 향상시키며 정확하고 신속한 정보를 제공하게 한다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.26 no.1
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• pp.35-43
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• 2001

All of sealing capsules to transport a special form radioactive material should be designed and fabricated in accordance with the design criteria prescribed in IAEA standards and domestic regulations. The objective of this study is to demonstrate the safety of a shipping capsule for $^{192}Ir$ special form radioisotope which produced in the HANARO. The safety tests were carried out for the impact, percussion, bending and heat test conditions. And leakage tests were carried out before and after the each test. Also, the safety analyses wert performed using computer codes in order to verify the test results. The capsule showed slight scratches and deformation, and maintained its structural and thermal integrities in all tests without any severe damage or melting. It also met the allowable limits of leakage rate after each test. Therefore, it has been verified that the capsule was designed and fabricated to meet all requirements for the special form.

• Aerospace Engineering and Technology
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• v.6 no.1
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• pp.173-181
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• 2007

Radiated emission / susceptibility performance of the KSLV-I 2nd stage which are controlled from the unit level to the system level should be examined and managed all over the frequency ranges in order to ensure the normal operation of the SC, the 1st stage of the KSLV-I, ground support equipments which are installed at the space center, and other wireless communication networks. Not only unintentional electric field emissions from the KSLV-I system and its subsystems should be restricted to the levels less than the limits specified in the EMC requirements, but also proper test and evaluation method should be established, respectively. In this paper, radiated emission/susceptibility test limits, method, and test results of the KSLV-I 2nd stage engineering model are presented.