• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.39 no.1
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• pp.38-45
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• 2014

This paper describes the results of assessment of radiological dose resulting from operation of the Daedeok nuclear facilities including the HANARO research reactor, which has been performed to assure whether or not to comply with the regulation standards of the radioactive effluents releases. Based on the meteorological data and the radiation source term, the maximum individual doses were evaluated from 2010 to 2012. The atmospheric dispersion and the deposition factors of gaseous effluents were calculated using the XOQDOQ computer code. ENDOS-G and ENDOS-L code systems were also used for maximum individual dose calculation from gaseous and liquid effluents, respectively. The results were compared with the regulation standards for the radioactive effluents presented by the Nuclear Safety and Security Commission (NSSC). The effective doses and the thyroid doses of the maximum individual were calculated at the maximum exposed point in the Daedeok site, and contributions of exposure pathways to the radiological doses resulting from gaseous and liquid radioactive effluents were evaluated at each facility of the Daedeok site. As a result, the maximum exposed age was analysed to be the child group, and the operation of HANARO research reactor had a major effect more than 90% on the individual doses. The main exposure pathways for gaseous radioactive effluent were from ingestion and inhalation. The effective doses and the thyroid doses were considerably influenced by tritium and iodine, respectively. The gaseous radioactive effluents contributed more than 90% on the total doses, whereas the contributions of the liquid radioactive effluents were relatively low. Consequently, the maximum individual dose due to radioactive effluents from the nuclear facilities within the Daedeok site were less than 3% of the regulation standard over 3 years; therefore, it can be concluded that radioactive effluents from the nuclear facilities were well managed, with the radiation-induced health detriment for residents around the site being negligible.

• Fire Science and Engineering
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• v.33 no.6
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• pp.105-113
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• 2019

This study investigates the toxicity characteristics of two Non-Class 1E Cables (For security reasons, we refer to company A and company B) used in nuclear power plants according to the accelerated deterioration period. In accordance with NES 713 test equipment and standards, tests were carried out on non-aged cables and the cables subjected to 20- and 40-year-accelerated-deterioration; each of the cables was further classified into sheath and insulation. The test results showed that the toxicity indices of 20- and 40-year-accelerated-aged cables were higher than those for the non-aged cables, and 20-year-aged cables of both A and B companies showed the highest toxicity indices. This is attributed to the extensive emissions of carbon monoxide and halide gases such as hydrogen chloride and hydrogen bromide. Furthermore, to analyze the toxicity indices of sheath and insulation in detail, the US Department of Defense standard (MIL-DTL) was applied to determine whether the Toxicity index (T.I.) allowance was exceeded, and the results showed that the insulating materials emitted considerably more than the allowable limit.

• Proceedings of the Materials Research Society of Korea Conference
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• 2003.03a
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• pp.63-63
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• 2003

플라즈마 공정은 DRAM, 이종접합 양극성 트랜지스터(HBTs), 레이저, 평면도파로(planar lightwave circuit)와 같은 전자소자 및 광조자 제작에 있어서 핵심 공정중의 하나이다. 최근 미세 구조의 크기가 극도로 감소하게 됨에 따라 실제 소작 제작에 있어서 미세한 모양을 식각하는 공정이 매우 중요하게 되었다. 그 중에서 고밀도 유도결합 플라즈마(high density inductively coupled plasma)를 이용한 기술은 빠르고 정확한 식각률, 우수한 식각 균일도와 높은 재현성 때문에 습식식각 기술보다 선호되고 있다. 본 연구는 평판형(planar) 고밀도 유도결합 플라즈마 식각장치를 이용하여 BCl$_3$와 BCl$_3$/Ar 플라즈마에 따른 AlGaAs/GaAs의 식각결과를 비교 분석하였다. 공정 변수는 ICP 소스(source power)파워, RIE 척(chuck) 파워, 공정 압력, 그리고 Ar 조성비(0-100%)이었다. BCl$_3$에 Ar을 첨가하게 되면 순수한 BCl$_3$ 플라즈마에서의 AlGaAs/GaAs 식각률(> 3000 $\AA$/min) 보다 분당 약 1000$\AA$ 이상 높은 식각률(>4000 $\AA$/min)을 나타내었다. 이 결과는 Ar 플라즈마의 이온보조(ion-assisted)가 식각률 증가에 기인한다고 예측된다. 그리고 전자주사 현미경(SEM)과 원자력간 현미경(AFM)을 사용하여 식각 후 표면 거칠기 및 수직 측벽도 둥을 분석하였다. 마지막으로 XPS를 이용하여 식각된 후에 표면에 남아 있는 잔류 성분 분석을 연구하였다. 본 결과를 종합하면 BCl$_3$에 기초한 평판형 유도결합 플라즈마는 AlGaAs/GaAs 구조의 식각시 많은 우수한 특성을 보여주었다.79$\ell/\textrm{cm}^3$, 0.016$\ell/\textrm{cm}^3$, 혼합재료 2는 0.045$\ell/\textrm{cm}^3$, 0.014$\ell/\textrm{cm}^3$, 혼합재료 3은 0.123$\ell/\textrm{cm}^3$, 0.017$\ell/\textrm{cm}^3$, 혼합재료 4는 0.055$\ell/\textrm{cm}^3$, 0.016$\ell/\textrm{cm}^3$, 혼합재료 5는 0.031$\ell/\textrm{cm}^3$, 0.015$\ell/\textrm{cm}^3$, 혼합재료 6은 0.111$\ell/\textrm{cm}^3$, 0.020$\ell/\textrm{cm}^3$로 나타났다. 3. 단일재료의 악취흡착성능 실험결과 암모니아는 코코넛, 소나무수피, 왕겨에서 흡착능력이 우수하게 나타났으며, 황화수소는 펄라이트, 왕겨, 소나무수피에서 다른 재료에 비하여 상대적으로 우수한 것으로 나타났으며, 혼합충진재는 암모니아의 경우 코코넛과 펄라이트의 비율이 70%:30%인 혼합재료 3번과 소나무수피와 펄라이트의 비율이 70%:30%인 혼합재료 6번에서 다른 혼합재료에 비하여 우수한 것으로 나타났으며, 황화수소의 경우 혼합재료에 따라 약간의 차이를 보였다. 4. 코코넛과 소나무수피의 경우 암모니아가스에 대한 흡착성능은 거의 비슷한 것으로 사료되며, 코코넛의 경우 전량을 수입에 의존하고 있다는 점에서 국내 조달이 용이하며, 구입 비용도 적게 소요되는 소나무수피를 사용하는 것이 경제적이라고 사료된다. 5. 마지막으로 악취제거 미생물균주를 접종한 소나무수피 70%와 펄라이트 30%의 혼합재료를 24시간동안 장기간 운전

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.5 no.2
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• pp.155-169
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• 2007

A transport container for a 500 kCi tritium storage vessel was developed, which could be used for the transport of metal tritide from Wolsong TRF facility to a disposal site. The structural, thermal, shielding, and confinement analyses were performed for the container in a view of Type B. As a result of structural analysis, the developed container sustained its integrity under normal and accidental conditions. The maximum temperature increase of the inner storage vessel by radiation was evaluated at $134.8^{\circ}C at room temperature. In $800^{\circ}C$ fire test, The thermal barrier of container sustained the inner vessel at $405^{\circ}C after 30 min, which temperature was allowable for the container integrity since maximum design temperature of inner vessel was $550^{\circ}C. In the evaluation of the shielding, the activity of radiation was nearly zero on the outer surface of inner vessel. Consequently the transport container for a 500 kCi tritium was evaluated to pass all the safety tests including accidental condition, so it was concluded that the designed transport container is proper to be used.

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 1993.05a
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• pp.90-95
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• 1993

수력, 화력, 원자력 다음으로 제 4의 전원으로서 관심의 대상이 되고 있는 연료전지는 연료가 가지고있는 화학에너지를 직접에너지로 변환시키는 점에서 종래의 발전 기술과는 원리적으로 다르며, 카르노(Carnot)사이클에 의한 에너지 변환 효율의 제한을 받지 않기 때문에 효율이 높으며 공해가 없는 특징을 가지고 있다. 연료전지의 발전 방식은 작동 온도, 전해질 등에 의해서 분류되나 현재 실용화단계의 기술은 인산형연료전지 발전이다. 인산형 연료전지의 발전용 연료는 천연가스, 메탄올, 납사 등과 같은 탄화수소 계열의 다양한 연료를 사용할 수 있으며, 이들 연료들을 수소가 많이 함유된 가스로 변환시켜 연료전지에 공급하여야 한다. 연료전지발전시스템 개발은 주로 전력이용 측면에서 천연가스를 개질연료로 사용하는 연구가 주류를 이루었으나, 최근에는 전 세계적으로 대기 공해에 시달리고 있는 도시의 환경개선을 위하여 도심용 버스 및 대형 트럭 등에 응용하기 위한 무공해 수송용 자동차엔진의 개발, 국방용 이동전원 개발 및 100㎾ 미만의 현지설치용 및 낙도용 전원으로서 메탄올을 연료로 한 연료전지의 개발이 활발히 진행되고 있다. 한국에너지기술연구소는 한국전력 기술연구원과 공동으로 1989년부터 1992년까지 본체를 제외한 5.9㎾급 인산형 연료전지 발전시스템 즉, 메탄올 연료 개질장치, 운전자동화 시스템, 배열이용 시스템, 종합 배관 등을 설계 구성하여 발전 플랜트의 운전 특성 연구를 수행하였으며, 본 고에서는 이들 설비들의 운전 특성과 발전 플랜트로서의 효율 특성에 대한 고찰을 수행하였다. 본 시스템은 연료개질기가 연결되고 배열을 이용하는 국내최초의 종합적인 연료전지 발전 시스템으로서 개질된 연료로 운전하였을 경우 본체의 효율은 31.9%, 배열을 회수한 종합발전 플랜트의 효율은 45.2%였다.로서, 흰쥐 유선이 LH의 생성처이면서 동시에 작용처이며 유선에서 합성된 GnRH의 조절하에 국부적인 인자로 작용할 가능성을 시사한다.f variation)가 10% 내외로 만족할 만한 범위에 들었다. 본 실험 방법을 타액과 혈청내 testosterone 농도 측정에 응용하여 RIA의 결과와 비교하여 본 바 상관관계가 타액에서 r=0.969, 혈청에서 r=0.990으로 두 결과가 잘 일치하였다. 본 실험에서 측정된 한국인 여성의 타액내 testosterone농도는 107.7$\pm$12.0 pmol／l이었고, 남성의 타액내 농도는 274.2$\pm$22.1 pmol／l이었다. 이상의 결과로 보아 본 연구에서 정립된 EIA 방법은 RIA를 대신하여 소규모의 실험실에서도 활용할 수 있을 것으로 사려된다.또한 상실기 이후 배아에서 합성되며, 발생시기에 따라 그 영향이 다르고 팽창과 부화에 관여하는 것으로 사료된다. 더욱이, 조선의 ${\ulcorner}$구성교육${\lrcorner}$이 조선총독부의 관리하에서 실행되었다는 것을, 당시의 사범학교를 중심으로 한 교육조직을 기술한 문헌에 의해 규명시켰다.nd of letter design which represents -natural objects and was popular at the time of Yukjo Dynasty, and there are some documents of that period left both in Japan and Korea. "Hyojedo" in Korea is supposed to have been influenced by the letter design. Asite- is also considered to have been "Jap

• Composites Research
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• v.29 no.1
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• pp.40-44
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• 2016

Nuclear fuel cladding used in a nuclear power plant must possess superior oxidation resistance in the coolant atmosphere of high temperature/high pressure. However, as was the case for the critical LOCA (loss-of-coolant accident) accident that took place in the Fukushima disaster, there is a risk of hydrogen explosion when the nuclear fuel cladding and steam reacts dramatically to cause a rapid high-temperature oxidation accompanied by generation of a huge amount of hydrogen. Hence, an active search is ongoing for an alternative material to be used for manufacturing of nuclear fuel cladding. Studies are currently aimed at improving the safety of this cladding. In particular, ceramic-based nuclear fuel cladding, such as SiC, is receiving much attention due to the excellent radiation resistance, high strength, chemical durability against oxidation and corrosion, and excellent thermal conduction of ceramics. In the present study, cladding with $SiC_f/SiC$ protective films was fabricated using a process that forms a matrix phase by polymer impregnation of polycarbosilane (PCS) after filament-winding the SiC fiber onto an existing Zry-4 cladding tube. It is analyzed the oxidation and microstructure of the metal cladding with $SiC_f/SiC$ composite protective films using a drop tube furnace for thermal shock test.

• Journal of Adhesion and Interface
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• v.19 no.3
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• pp.113-117
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• 2018

Boron carbide is lower in hardness than diamond or boron nitride but has a hardness of more than 30 GPa and is used for manufacturing tank armors and ammo shells due to its high hardness. It is also used as a neutron absorber due to its ability to absorb neutrons, which is increasing its use in nuclear power projects. Neutrons have no interaction with electrons and are known to pass through the material without interactions. Along with boron carbide, the atoms with high interaction with neutrons are hydrogen, and high hydrogen concentration polyesters and epoxy polymers including boron are used as materials for manufacturing products for nuclear power generation waste. In this paper, the surface of boron carbide is treated with iron oxide and tungsten to improve interaction between modified boron carbide and epoxy polymer. XRD and XPS were used to confirm that iron oxide and tungsten are well attached on the surface of boron carbide, respectively. The mechanical strength of the surface treated boron carbide was measured by a universal testing machine (UTM) and the dynamic characteristics of the cured product were observed by using a dynamic analyzer (DMA).

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.37-40
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• 1998

Fe량을 0 - 0.4 wt.%까지 변화시켜 Zr-Fe 이원계 합금을 진공아크용해로 제조한 후 1050 $^{\circ}C$에서 30분 균질화 처리 및 700 $^{\circ}C$에서의 열간압연, 그리고 2회의 걸친 냉간압연 및 열처리를 통하여 판재로 제조되었다. 중간 열처리 시 열처리 온도 및 시간을 조절하여 최종 냉간가공에 앞서 각 시편의 결정립 크기 및 경도 값이 같도록 조절하였다. 최종 냉간가공 시 냉간가공량을 60%로 동일하게 조절하였고, 최종열처리 시 열처리 온도 및 시간을 300-750 $^{\circ}C$, 5-3000분으로 각각 변화시켰다. 재결정 정도는 미세조직 관찰 및 경도 측정으로 평가되었으며, 석출물의 구조, 분포 및 형상 등도 TEM으로 분석되었다. 0.1 wt.% 정도까지의 Fe 첨가는 Fe를 첨가하지 않은 순수지르코늄에 비하여 지르코늄입자의 빠른 성장을 야기해, 조대한 재결정 지르코늄 입자들이 나타났다. 그러나 Fe 첨가량이 0.1wt.%이상 첨가되면, Zr$_3$Fe 석출물에 의한 입자성장 억제효과로 지르코늄 입자의 크기는 오히려 작아졌다. 결론적으로, Fe의 첨가는 지르코늄의 확산을 가속시켰다는 것을 보여준다. 한편, 750 $^{\circ}C$에서 열처리 시 이차 재결정현상으로 지르코늄 입자가 비정상적으로 매우 커졌으며, 동시에 annealing twining 현상이 관찰되었다. 이러한 annealing twining 현상은, 입자성장속도가 임계치 이상으로 갑자기 커진, Zr$_3$Fe 석출물이 거의 없는 합금에서만 나타났다. 이 결과를 토대로 annealing twining 현상은 입자의 빠른 이동이 필요 조건이라는 결론을 도출하였다. .Ar-4vol.%H$_2$ 분위기보다 H$_2$분위기에서 소결했을 때 밀도가 더 높았다. 그러나, 결정립은 $UO_2$와 $UO_2$-Li$_2$O의 경우, 수소분위기에서 소결했을 때, (U,Ce)O$_2$와 (U,Ce)O$_2$-Li$_2$O에서는 Ar-4vol.%H$_2$분위기에서 소결했을 때 더욱 성장하였다.설명해 줄 수 있다. 넷째, 불규칙적이며 종잡기 힘들고 단편적인 것으로만 보이던 중간언어도 일정한 체계 속에서 변화한다는 사실을 알 수 있다. 다섯째, 종전의 오류 분석에서는 지나치게 모국어의 영향만 강조하고 다른 요인들에 대해서는 다분히 추상적인 언급으로 끝났지만 이 분석을 통 해서 배경어, 목표어, 특히 중간규칙의 역할이 괄목할 만한 것임을 가시적으로 관찰할 수 있 다. 이와 같은 오류분석 방법은 학습자의 모국어 및 관련 외국어의 음운규칙만 알면 어느 학습대상 외국어에라도 적용할 수 있는 보편성을 지니는 것으로 사료된다.없다. 그렇다면 겹의문사를 [-wh]의리를 지 닌 의문사의 병렬로 분석할 수 없다. 예를 들어 누구누구를 [주구-이-ν가] [누구누구-이- ν가]로부터 생성되었다고 볼 수 없다. 그러므로 [-wh] 겹의문사는 복수 의미를 지닐 수 없 다. 그러면 단수 의미는 어떻게 생성되는가\ulcorner 본 논문에서는 표면적 형태에도 불구하고 [-wh]의미의 겹의문사는 병렬적 관계의 합성어가 아니라 내부구조를 지니지 않은 단순한 단어(minimal $X^{0}$ elements)로 가정한다. 즉, [+wh] 의미의 겹의문사는 동일한 구성요 소를 지닌 병렬적 합성어

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.335-341
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• 1997

운전중 노심의 출력변화를 감시하는 노외계측기(Excore Detector)는 노내계측기(Incore Detector)를 통하여 측정되어진 축방향 출력편차(Axial Offset)를 이용하여 교정되고 있다. 노외 계측기의 전류와 축방향출력편차의 선형적인 관계를 가정하여 노내계측기로 최소한 4회 노심출력을 측정한후 최소자승법(Least Square Method)으로 비례상수들을 구하는 기존의 방법을 대신하여, 단순 노외계측기 교정법은 노내계측기로 1회 측정되어진 자료들을 이용하여 계측기 반응상수(Detector Response Factor)를 계산한 후 비례상수를 계산한다. 계측기반응상수는 2차원 중성자수송모델로부터 계산된 weighting factor와 3차원 확산이론으로부터 구한 노심출력을 이용하여 계산된다. 중성자수송계산은 (R-Z)와 (R-$ heta$)모델을 합성하여 3차원 weighting factor를 계산하므로 축방향 영향뿐만 아니라 집합체별 영향을 고려하였다. 또한 노심의 복잡한 구조로 인하여 근사적인 weighting (actor와 노심출력분포의 사용은 노외계측기의 전류와 계측기반응율의 불일치를 초래하며, 이를 해결하는 상수를 소개하여 보다 정확한 교정결과를 얻도록하였다. 이와 같은 방법을 고리 3호기 9, 10주기 전주기와 11주기초에 적용하여 노심의 연소분포, 냉각수의 온도분포, 노심의 연소도, 노심출력준위등에 대한 단순 노외계측기 교정법의 오차를 분석하여 최적의 노외계측기 교정모델을 제시하였다. 2차원 중성자수송모델 합성법에 의한 단순노외계측기 교정법은 2차원 (R-Z) 중성자수송모델보다 개선된 결과와 평균오차 0.179% 최대 오차 0.624%를 보여주고 있다.하면 조사 후의 조직안정성에도 크게 기여할 것으로 기대된다.EX>O가 각각 첨가된 경우, Ar-4vol.%H$_2$ 분위기보다 H$_2$분위기에서 소결했을 때 밀도가 더 높았다. 그러나, 결정립은 $UO_2$와 $UO_2$-Li$_2$O의 경우, 수소분위기에서 소결했을 때, (U,Ce)O$_2$와 (U,Ce)O$_2$-Li$_2$O에서는 Ar-4vol.%H$_2$분위기에서 소결했을 때 더욱 성장하였다.설명해 줄 수 있다. 넷째, 불규칙적이며 종잡기 힘들고 단편적인 것으로만 보이던 중간언어도 일정한 체계 속에서 변화한다는 사실을 알 수 있다. 다섯째, 종전의 오류 분석에서는 지나치게 모국어의 영향만 강조하고 다른 요인들에 대해서는 다분히 추상적인 언급으로 끝났지만 이 분석을 통 해서 배경어, 목표어, 특히 중간규칙의 역할이 괄목할 만한 것임을 가시적으로 관찰할 수 있 다. 이와 같은 오류분석 방법은 학습자의 모국어 및 관련 외국어의 음운규칙만 알면 어느 학습대상 외국어에라도 적용할 수 있는 보편성을 지니는 것으로 사료된다.없다. 그렇다면 겹의문사를 [-wh]의리를 지 닌 의문사의 병렬로 분석할 수 없다. 예를 들어 누구누구를 [주구-이-ν가] [누구누구-이- ν가]로부터 생성되었다고 볼 수 없다. 그러므로 [-wh] 겹의문사는 복수 의미를 지닐 수 없 다. 그러면 단수 의미는 어떻게 생성되는가\ulcorner 본 논문에서는 표면적 형태에도 불구하고 [-wh]의미의 겹의문사는 병렬적 관계의 합성어가 아니라 내부구조를 지

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.11 no.1
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• pp.31-39
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• 2013

Nuclear fuel can be damaged under unexpected circumstances in a nuclear reactor. Fuel rod failure can be occurred due to debris fretting or excessive hydriding or PCI (Pellet-to-clad Interaction) etc. It is important to identify the causes of such failed fuel rods for the safe operation of nuclear power plants. If a fuel rod failure occurs during the operation of a nuclear power plant, the coolant water is contaminated by leaked fission products, and in some case the power level of the plant may be lowered or the operation stopped. In addition, all spent fuels must be transferred to a dry storage. But failed fuel can not be transferred to a dry storage. Therefore, the purpose of this study is to develop a system which is capable of inspecting whether the spent fuel in the storage pool is failed or not. The sipping technology is to analyze the leakage of fission products in state of gas and liquid. The failed fuel inspection system with gamma analyzer has successfully demonstrated that the system is enough to find the failed fuel at Wolsong plant.