• 동위원소뉴스
• /
• no.10 s.10
• /
• pp.1-1
• /
• 1997

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2011.05a
• /
• pp.59-60
• /
• 2011

• Journal of The Korean Radiological Technologist Association
• /
• v.24 no.1
• /
• pp.46-50
• /
• 1998

• Journal of the Korea Academia-Industrial cooperation Society
• /
• v.12 no.5
• /
• pp.2149-2162
• /
• 2011

Currently practical examination can't function as a practical technique ability evaluation', so there is a contradiction which even though a radiologist passed an examination for license, he has to complete a training course. To improve this problem, this study tried to deduce the most reasonable plan from the analysis of propriety of currently practical examination and what improvement points are. This conduct study was compared and analyzed the performance or practical examination of radiology from leading advanced countries within the samples of 634 radiologists, 56 professors of radiology. From the result of this study, it showed that radiology practical examination was difficult to be substituted by radiology clinical training since there were some critical differences between conditions of domestic and advanced countries. Therefore, the introduction of the radiology practical examination is inevitable and necessary. However the currently practical examination can't evaluate actual practical ability, so we could conclude that converting it into OSCE (objective structured clinical examination) form is essential. From now on, we should consider more about an in-depth study on types of advanced practical examination and how to suggest and present them in order to become an one of the advanced countries for radiologic technologist.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
• /
• v.10 no.1
• /
• pp.37-43
• /
• 2012

Radioactive waste transport package was developed to transport eight drums of low and intermediate level waste(LILW) in accordance with the IAEA and domestic related regulations. The package is classified with industrial package IP-2. IP-2 package is required to undergo a free drop test and a stacking test. After free drop and stacking tests, it should prevent the loss or dispersal of radioactive contents, and loss of shielding integrity which would result in more than 20 % increase in the radiation level at any external surface of the package. The objective of this study is to establish the safety test method and procedure for stacking test and to prove the structural integrities of the IP-2 package. Stacking test and analysis were performed with a compressive load equal to five times the weight of the package for a period of 24 hours using a full scale model. Strains and displacements were measured at the corner fitting of the package during the stacking test. The measured strains and displacements were compared with the analysis results, and there were good agreements. It is very difficult to measure the deflection at the container base, so the maximum deflection of the container base was calculated by the analysis method. The maximum displacement at the corner fitting and deflection at the container base were less than their allowable values. Dimensions of the test model, thickness of shielding material and bolt torque were measured before and after the stacking test. Throughout the stacking test, it was found that there were no loss or dispersal of radioactive contents and no loss of shielding integrity. Thus, the package was shown to comply with the requirements to maintain structural integrity under the stacking condition.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1998.05b
• /
• pp.763-768
• /
• 1998

방사성동위원소 생산용 표적을 중성자 조사하기 위해 하나로의 제반 특성을 고려하여 조사용기를 개발하였다 IP(Isotope Production), HTS(Hydraulic Transfer System) 조사공별로 내.외부용기를 제작하였으며 재료는 검증된 Al-1050을 사용하였다. 내부용기는 냉간용접(Cold Welding) 하고, 외부용기는 TIG(Tungsten Inert Gas) 또는 전자빔으로 용접한 후 He을 충진하고 밀봉하였다. 조사용기의 건전성을 입증하기 위해 기포누설시험, 내압시험, 가열시험, 침투탐상시험, He 누설시험을 수행하였다. 기포누설시험 결과 내부용기는 90% 이상이 3x$10^{-6}$atm.cc/sec 이하의 누설율을 보였고, 내압시험 결과 파단압력은 28kg/$\textrm{cm}^2$ 정도였다. 외부용기는 TIG 용접시 70%, 전자빔 용접시 90% 이상이 누설율 1x$10^{-8}$atm.cc/sec 이하였다. 개발된 조사용기를 사용하여 하나로에서 200여회 방사성동위원소를 생산하였으나 중성자 조사중 누출을 포함한 기타의 문제가 발생하지 않았다. 조사용기 개발에서 확립된 밀봉시험, 내압시험 및 가열시험 방법은 기체표적이나 내압이 발생하는 표적용기의 개발 및 시험에 응용할 수 있다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2004.06a
• /
• pp.230-231
• /
• 2004

경수로형 원자로의 증기 발생기 내부에 방사화 된 침적물을 smear paper로 시료를 채취한여 핵종 분석 및 화학조성을 분석하였다. 상용발전소의 증기 발생기 외부에서 발견된 고 준위 방사성물질의 화학 조성 분석은 극미세 성분분석기(EPMA)를 이용하였다. 본 시험에 사용한 EPMA(Electron Probe Micro Analyzer, SX-50R, CAMECA, Paris, France)는 고 방사능을 띤 조사 핵연료 및 재료 시험을 수행할 수 있도록 기기의 시편 stage 주위를 납과 텅스텐으로 차폐하여 시편의 방사능 세기가 $3.7{\times}10^{10}$ Bq까지 시험 가능한 기기이다.(중략)

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2003.11a
• /
• pp.96-100
• /
• 2003

Filtering system is installed at post irradiation examination facility(PIEF) to maintain optimized operating condition of the facility by keeping different negative pressure condition depending on contamination level in the PIEF due to its treatment of radioactive materials. Inspection on each system, filter leak test and other related test are periodically performed as the performance test for increasing operational efficiency and safety.

• Proceedings of the Korea Water Resources Association Conference
• /
• 2005.05b
• /
• pp.250-254
• /
• 2005

국내의 상수원수 확보는 대부분을 표류수에 의존하고 있으나, 표류수의 경우 수질오염의 증가와 돌발 수질 오염 사고에 대한 대응 등의 취약점을 가지고 있다. 이러한 문제점을 해결하기 위해 근본적으로 깨끗한 상수원수를 확보하기 다양한 방법이 모색되어지고 있다. 수량적으로 안정적이고, 수질적으로 안전한 상수원수 취득 방법으로 강변여과수, 지하댐, 인공함양기법 등이 실질적으로 계획되어 시행되어지고 있다. 특히 강변 충적층의 자연정화 기능을 이용한 강변여과수 개발은 지하수 개발과 달리 수량적으로 안정적이고, 수질적으로 안전한 강변여과수 개발 방안이 적극적으로 진행되고 있다. 낙동강 하류 지역인 함안군, 창원시, 김해시 등은 대부분 하천 표류수에 의존하였으나, 유역내 충적층 발달 지역이 분포해 있고, 하상경사, 하상계수 등의 하천공학적 측면에서 강변여과수 개발에 유리한 입지조건을 가지고 있어 강변여과수 개발이 진행되고 있다. 현재 창원시 대산면 일대에서 국내최초로 방사형집수정을 이용한 강변여과수 개발이 진행되고 있으며, 현재 방사형 취수정 1기가 시공 완료되어 시험 가동 중에 있다. 본 연구에서는 창원시 대산면 일대에서 진행되고 있는 방사형 집수정 설치에 따른 양수시험을 실시하여 양수량에 따른 수위하강 겋항 등을 분석하여 적정 산출량을 결정하였고, 계획단계에서 적정 산출량 예상시 사용한 경험식(Petrovic, Milojevic 경험식)의 적합성 여부에 중점을 두어 진행 되었다. 연구대상 지역인 창원시 대산면 일대는 지하수위가 하천수위보다 높은 이득하천의 형태로 건기시 하천특성을 뚜렷하며, 양수실험을 위한 대용량 양수펌프 설치, 유량검증을 위한 대형 웨어 설치, 수위변화 측정을 위한 디지털 수위계 등을 설치하여 실험을 수행하였다. 단계/장기양수시험을 통하여 양수량-수위하강 경향을 분석하여 방사형 집수정 1기의 적정 양수량은 약 $16,000m^3/day$로 예상하였으며, 계획 시 사용한 경험식(Milojevic)으로 산정된 산출예상량과 유사한 특성을 나타내었다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2009.11a
• /
• pp.133-134
• /
• 2009

조사 핵연료 및 구조재료의 핫셀시험을 위한 조사재시험시설은 고방사능물질의 시험 및 취급과정에서 발생한 각종 방사성 물질에 오염된 공기를 정회하기 위한 특수 공기조화설비를 운영하고 있다. 시설의 배기 계통은 핫셀 계통 및 핫셀 이외의 계통으로 니눠지고 있다. 그 중 핫셀 구역 이외의 공기는 1차적으로 프리필터와 HEPA 필터로 구성된 AFU(Air Filtering Unit)로 정화하여 외부에 방출하는 MUP(Medium Under Pressure) 시스템을 채용하고 있다. 외부에 방출하는 배기의 오염을 최소화하기 위하여 설치된 AFU에 대한 풍량 측정 및 HEPA필터의 성능시험을 실시하였으며, 그 결과에 대하여 고찰하였다.