• 한국소성가공학회:학술대회논문집
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• 한국소성가공학회 2003년도 춘계학술대회논문집
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• pp.303-306
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• 2003

To reduce the storage space of spent fuels used at the atomic power plants all over the world, the uranium elements contained in the spent fuels is being extracted and effectively stored. For this, the spent fuel are oxidized and deoxidized. In this study, it is produced conceptual design specification about the spent fuel management technology research and test facilities have been produced. The first considered processes in the facilities is the metal conversion furnace in the dry environment. Since this process is operates at the high temperature range, we have to consider heat-resisting designs for the device. For the heat-resisting designs, we have surveyed and analyzed technical references for material properties. Also, we have determined the temperature distribution condition of the device based on experimental results. We have calculated thermal stress and strain of each devices by the commercial analysis software, I-DEAS. By using the results, we have analyzed design configurations of the point at issue by thermal effects, and suggested alternative design configurations. It is experimented for inspecting confidence rate of heat strain. Based on these results, necessary design specifications for heat-resisting design have been produced.

• 방사성폐기물학회지
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• 제3권3호
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• pp.257-268
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• 2005

본 논문에서는 핫셀에서의 원격 운전 및 유지보수 작업을 위해 개발한 천정이동 서보 조작기시스템에 대해 소개한다. 조작기 시스템은 텔레스코픽형 이송장치, 슬레이브, 마스터, 그리고 제어시스템으로 구성되어 있다. 개발한 시스템에 대해 위치 추종, 하중 취급, 신뢰성, 및 조작성에 대한 테스트를 수행하였으며 이에 대한 테스트 결과를 제시한다. 이러한 테스트 결과를 바탕으로 개선된 시스템 이 설계되었으며 이 개선된 시스템 이 차세대 공정의 실증에 적용될 예정이다.

• 한국정밀공학회:학술대회논문집
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• 한국정밀공학회 1997년도 추계학술대회 논문집
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• pp.519-522
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• 1997

In this study, the collision free path planning method of the articulated manipulator using sequential search is proposed. This method is to find the joint path of the manipulator with many degrees of freedom from the distal joint to the proximal one. To do this, the initial work space of the gantry manipulator, which is a remote maintenance equipment of the radioactive environment, is defined from the condition that the distal joint configuration is determined by the posture of maintenance. Then, 2-dimensional configuration space with the obstacle area is represented and the collision free path of manipulator is searched in the configuration space. And, this method is verified using the graphic simulation in virtual workcell for the spent fuel disassembling processes. The result of this study can be effectively used in implementing the maintenance processes for the hot cell equipment and enhance the reliability of the spent fuel management.

• 한국콘크리트학회:학술대회논문집
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• 한국콘크리트학회 2003년도 봄 학술발표회 논문집
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• pp.985-990
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• 2003

In order to demonstrate Advanced Spent Fuel Conditioning Process (ACP), shielding facilities such as hot cell suitable to handling radionuclides and process property will be necessary. But the construction of new facilities needs much money, man-power and time, it is now scheduled to remodel the hot cell, which has already been installed and maintained at Irradiated Material Experiment Facility (IMEF) in the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI). The basic structure and concrete shield wall of hot cell partly have been constructed on the base floor in IMEF building in current status. And hot cell after remodeling will be used for carrying out the lab-scale experiment of ACP. The hot cell was built in accordance with 35 curies of fe-59(1.2 MeV) as design criteria of radiation dose limit. But the radioactive source of ACP is expected to be much higher than design criteria of IMEF, shielding ability of the hot cell in the current status is unsatisfactory to the hot test of ACP. Therefore shield wall shall be reinforced with heavy concrete, steel or lead. In this paper, dose rates are calculated according to ACP source, shielding materials, etc., and reinforcement structures are determined considering the current situation of hot cells, installation of shield windows and the easiness of work.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2003년도 추계학술대회
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• pp.1464-1469
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• 2003

In this paper, fault tolerant mechanisms are presented for a servo manipulator system designed to operate in a hot cell. A hot cell is a sealed and shielded room to handle radioactive materials, and it is dangerous for people to work in the hot cell. So, remote operations are necessary to handle the radioactive materials in the hot cell. KAERI has developed a servo manipulator system to perform such remote operations. However, since electric components such as servo motors are weakened with radiation, fault tolerant mechanisms have to be considered. For fault tolerance of the servo manipulator system, hardware and software redundancy has been considered. In the case of hardware, radioactive resistant electric components such as cables and connectors have been adopted and motors driving a transport have been duplicated. In case of software, a reconfiguration algorithm accommodating one motor's failure has been developed. The algorithm uses redundant axes to recover the end effector's motion in spite of one motor's failure.

• 한국정밀공학회:학술대회논문집
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• 한국정밀공학회 2006년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.369-370
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• 2006

During demonstrations of a process conditioning spent nuclear fuels, it is necessary to transport and handle Spent fuel road cuts from Post Irradiation Examination facility to Slitting device in The hot cell. the spent fuel pellets which are highly radioactive materials are separated with its clad and are fed into the next conditioning process. For this, a spent fuel rod, 3.5 m long, is cut by 25 cm long which is suitable length for the decladding process. These rod-cuts are packed into the capsule and are moved to the ACPF(Advanced spent nuclear fuel Conditioning Process Facility). In the ACPF, Once the capsule is unloaded in the ACPF, Capsule is taken out one-by-one and installed on the decladding device. In these processes, the crushed spent fuel pellet can be scattered inside the facilities and thus it contaminate the hot cell. In this paper, we developed the specially designed transportation and storage device for spent nuclear fuel capsules.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.411-420
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• 2003

원자력발전소 운전과 함께 국내 원전에서 계속 발생, 저장하고 있는 사용후핵연료를 안전하고도 효율적으로 관리하기 위하여 차세대관리 종합공정을 개발하고 있으며, 이를 실증하기 위한 시설을 설계 중에 있다. 이 실증시설은 조사재시험시설에 마련된 예비 핫셀을 차세대관리 종합공정의 특성을 고려하여 개조하여 사용할 예정이다. 이 연구에서는 실증시설에 대한 기존 시설 및 부대시설의 개조방안 등 기본 건축구조 설계에 대한 기준과 설계내용을 제시하였으며, 건축구조물의 안전성을 입증하기 위한 해석을 수행하고 그 결과를 제시하였다. 본 연구결과는 차세대관리 종합공정 실증시선의 상세설계를 위한 자료로 사용될 것이며, 시설의 인허가를 위한 자료로 활용될 것이다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.621-626
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• 2003

핵비확산성 건식공정 산화물핵연료는 경수로 사용후핵연료를 재가공하여 원전에서 사용할 수 있는 핵연료로 재가공하는 개념으로, 이 실험은 고방사능 물질인 사용후핵연료를 초기물질로 사용하므로 고방사능 차폐시설인 핫셀 내에서 원격으로 조작되어야 하는 기술적 특성 때문에 이 실험은 적절한 공학적 요건과 안전성을 갖춘 전용시설(DFDF: DUPIC Fuel Fabrication Facility)을 구축하여 '00년 1월부터 실제 사용후핵연료를 사용한 실험을 수행하고 있다. DFDF에서 최대 약 50 ㎏U/yr의 사용후핵연료를 사용하여 건식공정 산화물핵연료 제조시험을 수행할 때 IMEF 시설의 방사선 환경영향에 미치는 영향을 검토하였다 분석한 결과 DFDF 시설의 운영으로 인한 영향은 모두 관련법규를 만족할 뿐 아니라 IMEF 시설의 설계기준도 만족하는 것으로 분석되었다.

• 설비공학논문집
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• 제23권12호
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• pp.799-804
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• 2011

Radioactivity of high concentrations have existed in the handling nuclear materials in hot cell of PIEF(Post Irradiation Examination Facility). The exhaust filtration system was enabled to process cylindrical filters by using a manipulator in the hot cell. By establishing a double filtration system with two filters, backup protection against leakage or failure of the first is provided by the second filter. Additionally, this a arrangement is arrange intended to increase the total filtration efficiency. The result of the pressure drop changing in the air flow of the cylindrical and HEPA filters is observed by a curved line. A filtering efficiency of more than 99.99% to $0.3{\mu}m$ particle appears in the upstream and downstream during the efficiency test on the HEPA filters. The V-pleats type had a lower pressure drop than the separator type. There was no damage during usage and was found to be suitable with high capacity of air volume. Therefore, by carrying out performance tests of the exhaust filtration system, efficiency and safety can be achieved.

• 방사성폐기물학회지
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• 제7권1호
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• pp.9-16
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• 2009

방사성물질 운반용기는 가상 사고조건에서 구조적 건전성이 유지됨을 실험 및 수치해석을 통해 입증하여야 한다. 가상 사고조건에 포함되는 파열낙하 조건에 대한 기존 유한요소해석의 경우 충격완충체에서 재료의 파손이 발생하기 때문에 일반적으로 유한요소모델에서 이 부분을 무시하고 해석한다. 본 논문에서는 파열낙하 해석에서 충격완충체의 변형으로 인한 낙하에너지 흡수의 효과를 고려하기 위해 요소의 적분점에서 응력 이나 변형율이 재료의 파손 기준치에 도달하면 그 요소를 제거하는 방법을 제안한다. 본 해석방법의 효용성을 보이기 위해 한국원자력연구원에서 설계중인 핫셀 운반용기에 대해 파열낙하 해석을 수행하였으며, 요소제거 기법의 적용을 통해 낙하 에너지의 80% 정도가 충격완충체에서 흡수되는 것으로 계산되었다. 본 해석방법은 시험조건에 비해 보수성을 가지는 평가방법이며, 기존의 해석방법과 비교해 파열낙하 조건을 보다 근사적으로 해석할 수 있는 방법이다.