본 연구는 핫셀(Hot-cell)에서의 활용을 전제로 핵연료 봉단용접기술로 개발되고 있는 래이저(Laser) 용접기술을 핵연료봉 퍼복재인 Zircaloy-4에 적용하여 그 용접성에 대한 기초적 특성을 분석하고, 관련 용접변수들의 용접성에 미치는 영향을 알아보고자 하였다. 사용된 용접기는 평균출력 150W급인 펄스형 Nd:YAG 레이저 용접기였으며, 보호가스 (shielding gas) 종류와 유량(flow rate), 용접속도(travel speed), 초점위치(focus position), 빔 파워(beam power), 시편의 표면거칠기(specimen surface roughness) 등의 용접변수가 용입 깊이와 용접비드 폭, 기계적 특성, 그리고 용접결함에 미치는 영향을 조사하였다. 그 결과 용접변수로 범 파워 125W이상, 초점위치 2mm, 그리고 보호가스로는 He가스가 적절하였으며, 시편의 표면거칠기가 거칠수록 용입깊이가 깊었다. 본 연구를 통해 핵연료봉 피복재 Zircaloy-4의 레이저 용접시 신뢰성 있는 용접조건을 확립하기 위한 기초자료를 얻을 수 있었다.
The functions of a mobile robot such as obstacle knowledge and collision avoidance for in-door cleaning are necessary features, as has been much studied in the field of industrial automatic guided vehicle or general mobile robot. A mobile robot, in order to avoid collision with obstacles, has to gather data with environment knowledge sensors and recognize environment and the shape of obstacles from the data. In the study, a wall-following algorithm was suggested as a autonomous moving algorithm in which a mobile robot can recognize obstacles in indoor like environment and do cleaning work in effect. The system suggested in the study is for cleaning of nuclear material dusts generated in the process of nuclear fuel manufacturing and decontamination of devices in disorder which is performed in M6 radioactive ray shield hot-cell in IMEF(Irradiated Material Examination Facility) in the Korea Atomic Energy Research Institute.
A prototype of the Bridge Transported Servo Manipulator (BTSM) system has been developed to do operation and maintenance jobs remotely in a hot cell. The system consists of a telescopic transporter, a slave arm, a master arm, and a control system. In this paper, the system is introduced and several performance test results are presented. The results have been used to design an upgraded system that will be used during demonstrations of the advanced spent fuel conditioning process.
DUPIC 공정의 핵연료에 대핀 핵물질 보장조치(safeguards)를 이행하여 핵투명성(nuclear transparency)을 검증하기 위한 중성자측정장치를 개발하였다. 본 장치를 사용한 보장조치 원리 및 기술적 사항, 장치 설계 개념 등에 관해서는 본 논문의 전편$^{[1]}$ 에서 기술하였고 여기서는 제작된 측정장계에 대한 성능시험 내용을 중심으로 나타내었다. 즉, 일반시설(cold lab.)내에서 실시한 성능시험 결과로부터 장치의 각 부분별 기능이 정상적으로 작동되고 있음을 확인할 수 있었으며 이것은 현재 후속과정으로 핫셀(hot cell)내에서 사용후핵연료를 이용하여 수행중인 성능시험 결과를 분석하는 기본자료로 활용될 것이다. 본 장치 개발을 통하여 확보한 중성자측정 기술은 앞으로 고준위감마선방출 핵물질을 사용하는 후행핵연료주기 시설에 대한 핵물질 통제 및 계량관리에 필요한 보장조치 기술로 활용될 수있을 것으로 기대된다..
원자력시설 핫셀 (Hot Cell)내에서 핵종실험 시 발생하는 고방사능 분진(Hot Particulate)의 크기는 0.5300 ${\mu}m$이고 주 핵종은 UO$_2$였다. 핫셀 내의 고방사능 분진을 제거하기 위해 사이클론과 Bag/HEPA필터로 구성된 장치를 고안하였고, 이 장치의 사이클론에 의해 고방사능 분진을 최대로 포집할 수 있는 실험조건을 제시했다. 모의입자의 크기가 클수록 입자의 포집효율은 높았다. 모의 입자의 크기가 5${\mu}m$ 이상일 때, 입자의 포집효율은 $80\%$보다 높았다. 모의 입자의 크기가 1.0 ${\mu}m$ 보다 작을 때, 포집효율은 $70\%$ 보다 작았다. 모의 입자의 유입속도가 12 m/sec보다 클 때, 포집효율은 $70\%$보다 높았다. 그러나 유입속도가 17 m/sec 보다 클 때 포집효율의 증가율은 크지 않았다. 모의입자의 포집효율은 Vortex Finder의 길이가 7.2 cm이하일 때, 길이의 증가와 함께 높아졌지만 7.2 cm 이상일 때는 낮아지기 시작했다. 그러므로 Vortex Finder의 길이가 7.2 cm 일 때, 최대포집효율을 나타냈다. 사이클론 밑에 보조콘 부착 시 모든 속도 범위에서 약 평균 $2\%$ 정도 포집효율이 증가하므로 보조콘 부착효과가 크지 않았다.
원자력연구시설의 핫셀 내 바닥이나 장치표면에 부착된 고방사능분진의 제거를 위해서 PFC제염기술을 적용한다. 고가인 PFC 용액의 재사용을 위해서는 여과장치의 개발이 필요하고 제염종료 후 이차폐기물의 양을 최소화할 필요가 있다. PFC 제염폐액 내 방사성 입자를 제거하기 위해 핫셀 내의 고방사능분진의 오염 특성을 조사했다. 여과 막을 이용한 입자의 제거효율 측면에서 보면 세라믹 , PVDF, PP 막 모두가 95$\%$ 이상의 높은 여과 성능을 보였다. 기공 크기가 같은 동일 여과 막에서는 입자가 크거나 가하는 압력이 높을수록 좀더 높은 제거효율을 나타내었고, 3psi이하에서는 PVDF의 제거효율이 다른 막에 비해 작게 나타났다. 플럭스 성능은 PVDF 막이 가장 높은 수준을 나타냈고 세라믹과 PP 막에서는 다소 낮은 성능을 보였다. PVDF 막은 낮은 압력과 짧은 여과시간으로 최대(한계)플럭스에 도달함을 확인하였다. 세라믹 막은 모의입자의 제거 효율은 높지만 다소 낮은 Flux 성능을 나타냈다. 또한, 막 자체의 비싼 가격과 쉽게 부서지는 성질의 단점을 지니고 있지만 무기화합물의 재질로 되어있기 때문에 알파방사능 환경에서 H, 가스를 발생하는 고분자 막인 PVDF, PP 막과 비교하여 훨씬 안정적이었다. 그리고 이들 소수성 여과막들의 특성 비교를 바탕으로 세라믹 막을 적용한 PFC 실증 여과장치의 공정도를 살펴보았다.
원자력연구소 핫셀의 구조와 오염특성이 조사되었다. SEM 측정결과 핫셀 내부에 부착된 고방사능 분진의 크기는 $0.2{\sim}10{\mu}m$이었다. 사이클론의 최적 Vortex finder의 길이는 49 mm이고, 모의입자 유입속도는 15m/sec가 적합했다. 이때 $3{\mu}m$의 포집효율은 약 85%였다. 모의 입자 유입속도가 15m/sec보다 빠를 때, 포집효율의 증가율은 크지 않았다. 유입가스의 온도가 증가할 때, 포집효율은 약간 감소했다. Vortex finder의 길이가 증가할수록 사이클론내의 압력강하는 커졌다. Cut size diameter는 Reynolds number의 증가와 함께 감소했다. 측정된 Reynolds number에 근거하면, 사이클론 내부는 난류이고 이 난류는 사이클론 내의 압력강하에 원인이 된다고 사료된다. $Stk^{1/2}_{50}$는 Re 값의 증가와 함께 감소하고, Re의 값이 커질 때에서 일정한 값에 수렴했다. 즉, 6000-8000의 Re에서 $Stk^{1/2}_{50}$는 약 0.045를 나타냈다.
PFC 제염기술은 원자력연구시설 핫셀 내부의 바닥이나 장치표면에 부착된 고방사능분진을 제거하기 위한 방법 중의 하나이다. 고가의 PFC 제염용액을 회수 정제후 재사용하고, 2차폐기물발생을 획기적으로 줄일 수 있는 여과장치를 개발하였다. PFC 매질 내 현탁성 방사성입자를 제거하기 위해 오염특성에 적합한 여과장치를 개발하고 입자제거 성능평가시험을 수행하였다. 개발된 PFC 여과장치는 핫셀 내부로 들어갈 수 있게 알맞은 크기와 무게로 제작되었으며 바퀴와 고리를 부착하여 이동이 용이하다. PFC 여과장치의 성능평가결과 모의입자의 농도 증가 시 flux가 감소하였고, Pre-filter($1.4{\mu}m$)와 final-filter($0.2{\mu}m$) 두개를 장착하여 여과시간에 따른 flux의 감소를 개선하였다. 개발된 PFC 여과장치는 분당 약 0.2L의 PFC 폐액을 처리 할 수 있다.
기계식 마스터-슬레이브 매니퓰레이터의 결점인 접근 지역의 제한을 극복하기 위해 차세대관리 공정장치 원격 유지보수용 천정이동 서보 매니퓰레이터(Bridge Transported Servo Manipulator, BTSM) 시스템을 개발하고 있다. 서보 매니퓰레이터는 핫셀 내 천정이동 브릿지(bridge)에 부착되는 슬레이브 매니퓰레이터와 핫셀 밖 운전지 역에 설치되는 마스터 매니퓰레이터로 구성된다. 각각의 매니퓰레이터는 몸체 회전, 상부 팔 틸트(tilt), 하부 팔 틸트, 하부 팔 회전, 손목 팬/틸트(pan & tilt) 및 잡는 운동(grasp motion)의 7 자유도를 갖는다. 하부 팔 회전, 손목 팬/틸트 및 잡는 운동은 매니퓰레이터의 무게에 비해 취급 용량을 크게 하고, 마찰을 작게 하기 위하여 와이어 구동 메카니즘을 채택하였다. 그러나, 와이어 구동 메카니즘은 한 축이 움직일 때 다른 축도 영향을 받을 수 있는 단점이 있다. 본 논문에서는 이와 같은 단점을 극복하기 위해 와이어 구동 링크(link) 사이의 전달 특성을 수식화 하였다. 와이어구동 링크들간의 전달특성 분석 및 실험을 통해서 이들의 기대하지 않은 동작 특성을 확인하였다. 또한, 제안한 보상식을 통해서 기대하지 않은 동작을 크게 줄일 수 있음을 확인하였다.
원자력연구시설의 핫셀 내 바닥이나 장치표면에 부착된 방사성 오염입자의 제거를 위해서 PFC 제염기술을 적용한다. 고가인 PFC 제염용액의 재사용을 위해서는 여과장치의 개발이 필요하고 제염종료 후 이차폐기물의 양을 최소화할 필요가 있다. 여과막을 이용한 입자의 제거효율 측면에서 보면 Ceramic, PVDF, PP 막 모두가 $95\%$ 이상의 높은 여과 성능을 보였다. 기공 크기가 같은 동일 여과막에서는 입자가 크거나 공급되는 압력이 높을수록 좀더 성공적인 입자의 제거효율을 나타내었다. 투과 성능은 PVDF 막이 가장 높은 수준을 나타내었고 Ceramic과 PP 막에서는 다소 낮은 성능을 보였다. PVDF 막은 낮은 압력과 짧은 여과시간으로 최대(한계) 투과량에 도달함을 확인하였다. Ceramic 막은 모의입자의 제거효율은 높지만 다소 낮은 투과 성능을 나타냈다. 또한, 막 자체의 비싼 가격과 쉽게 부서지는 성질의 단점을 지니고 있지만 무기화합물의 재질로 되어있기 때문에 알파방사능 환경에서 $H_2$ 가스를 발생하는 고분자 막인 PVDF, PP 막과 비교하여 훨씬 안정적이므로 실제 핫셀에 적용 가능함을 알 수 있었다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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