• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.347-348
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• 2004

차세대관리 종합공정 실증시설의 핫셀 차폐벽은 중량콘크리트 재질로서 외벽의 두께는 90cm 이상으로 설계되었으며, 차폐벽의 모든 부위는 이와 동일한 차폐능을 확보하도록 하여야 한다. 그러나 핫셀 운영을 위하여 불가피하게 설치되는 여러 가지 부속 시설물들에 의하여 원래 계획한 핫셀 차폐벽의 차폐능 저하를 가져오게 되며, 이런 부속 시설물로는 차폐 출입문, 방사성 물질을 핫셀 내부로 반입하거나 반출하기 위한 수송용기 접합부, 소형물 투입구, 슬리브 및 매설관등이 있다.(중략)

• Journal of the Korean Society of Radiology
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• v.7 no.5
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• pp.365-369
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• 2013

Intravenous injection is administered with radioactive medical isotopes to detect disease on Positron Emission Tomography (PET). In this case, typically, $^{18}FDG$ (Fluorodeoxyglucose) is used as a radioactive medicine. Cassette equipment is needed to synthesize deoxyglucose with $^{18}F$, produced by medical cyclotron. Production of radioactive medicine creates a lot of radiation, thus Hot Cell is used to shield a secondary radiation. We measured the radiation dosage flowing out of the hot cell during synthesis of $^{18}FDG$ or distribution. The purpose of this study is to provide the information of radiation dosage regarding the occupational exposure that unintentionally occurs during the synthesis of $^{18}FDG$. In conclusion, we confirmed the radiation dosage out of the hot cell during the $^{18}FDG$ synthesis. Especially, we observed that the radiation flowed out through the lead window, attached as a view port. Thus, it is considered that the improvement of a lead window is necessary in order to decrease the occupational exposure during the $^{18}FDG$ synthesis.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2016.10a
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• pp.147-148
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• 2016

ACPF 핫셀에 기 설치된 일체형 원격조종기의 해체 작업은 모두 완료 되었으며, 셀 내 부압 유지를 위해 월튜브 전면부는 기밀되었다. 금년 말까지 핫셀 원격조종기를 모두 분리형으로 대체하여 전해환 공정 실험의 원격작업에 활용할 계획이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.503-508
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• 1998

연구용원자로인 하나로(HANARO)에서 중성자 조사된 캡슐 및 핵연료다발을 절단 및 해체하기 위한 장비인 캡슐절단기를 개발하여 조사재시험시설(IMEF)의 M2 핫셀(hot cell)에 설치하였다. 재료 및 핵연료의 개발을 위해 하나로에서 조사되는 캡슐 및 핵연료다발의 절단 및 해체는 핵연료봉 및 캡슐내부에 내장되어 있는 시편에 손상 및 결함이 발생하지 않도록 하는 것이 매우 중요하며, 이러한 장비는 핫셀의 작업구역에서 원격조작기를 사용하여 원격으로 조작이 용이하도록 설계 및 제작되어야 한다. 이에 조사재시험시설에서 개발한 캡슐절단기는 가공물이 회전 및 좌우이송, 절단용 철이 회전 및 전후이송이 각각 되도록 하였고, 핫셀내에 설치하기 전에 가공에 필요한 최적의 조건을 설정하였다. 그리고 핫셀내 설치후 중성자에 조사되지 않은 하나로용 핵연료다발과 조사된 무계장캡슐을 건식상태로 절단 및 해체하여 장비 성능을 확인하였다.

• Proceedings of the Materials Research Society of Korea Conference
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• 2003.11a
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• pp.228-228
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• 2003

차세대관리 종합공정에서 취급되는 기준 방사선원은 경수로에서 배출된 우라늄-235 농축도 3.5 wt%, 연소도는 43 Gwd/tU 이며 냉각기간은 10년인 사용후핵연료이다. 사용후핵연료의 기준 사양과 차세대관리 종합공정의 특성에 따라 최대 1,385 TBq의 방사선원이 핫셀내에 존재하게 되며, 핫셀 차폐벽은 총 방사능량에 대한 차폐능을 가져야 한다. 최대 방사선원에 대한 핫셀 차폐벽의 중성자에 대한 차폐능을 평가하기 위하여, 본 연구에서는 ORIGEN-2 코드를 이용하여 사용후핵연료에서 발생하는 핵종 및 핵종량을 평가하였으며, 이 자료를 기초로 하여 중성자 선원항을 SOURCES코드를 이용하여 계산하였다.

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

• Proceedings of the Korean Society of Precision Engineering Conference
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• 2003.10a
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• pp.181-181
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• 2003

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.1 no.1
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• pp.55-64
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• 2003

In this study, the maintenance process by the servo manipulator has been developed for the parts of the equipment, which we unable to reach out by the Master-Slave Manipulator(MSM) in a hot cell. To do this, a virtual mock-up is implemented using the iか prototyping technology. Using this mock-up, the workspace of the manipulators in the hot cell and the operator's view through the wall-mounted lead glass have been analyzed. In addition, the path planning of the servo manipulator using the collision detection function of the virtual mock-up has been established. From these, the maintenance process for the parts of the equipment, which are located at the outside of the MSM's workspace using the servo manipulator has been proposed and verified through the graphic simulation. It is revealed that the proposed remote maintenance process of the equipment can effectively be used in the real hot cell operation. It is also believed that the implemented virtual mock-up of the hot cell can effectively be applied in analyzing the various hot cell operation and enhancing the reliability and safety in a hot cell remote handling for the spent fuel management.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2003.11a
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• pp.331-336
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• 2003

The advanced spent fuel conditioning process(ACP) was proposed to reduce considerably the overall volume and radioactivity for effective management of the PWR spent fuel in respects on safety and economy. The ACP is under research and development, and have scheduled to perform hot test for demonstration of the ACP after several years. For hot test, hot cell facility of ${\alpha}{\gamma}$ type possess conservative safety is required essentially. A existing hot cell of ${\beta}{\gamma}$ type will be refurbished to minimize construction expenditures of hot cell facility. In this study, the design requirements are established, and the process detail work flow was analysed for the optimum arrangement to ensure effective process operation in hot cell. And also, the basic and detail design of hot cell facility and process and safety analysis was peformed to secure conservative safety of hot cell facility and process.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.2 no.1
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• pp.1-11
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• 2004

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 $2.10{\times}10^{-3}, 2.97{\times}10^{-3} and 1.01{\times}10{-1}$ mSv/h, respectively. And those calculated by MCNP-4C are $1.60{\times}10^{-3}, 2.99{\times}10^{-3} and 7.88{\times}10^{-2}$ mSv/h, respectively, The dose-rates contributed by neutrons are one order of magnitude less than that of gamma sources. Therefore, it is confirmed that the radiological design for hot cell facility satisfies the Korean criterion of 0.01 mSv/h for the operation area and 0.15 mSv/h for the service (maintenance) area.