• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.469.2-469
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• 2001

• 대한기계학회논문집A
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• 제27권8호
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• pp.1317-1323
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• 2003

In this paper, In-air and in-water vibration characteristics of Rotary Specimen Rack(RSR) are estimated through 3D finite element analysis by using ANSYS software. Added mass is calculated by using Blevins' equation. To confirm the accuracy of the results presented in this study, obtained results are compared to those of using a theoretical equation. It is confirmed that in-water natural frequencies of the RSR are lower than in-air ones due to tile added mass effect of the fluid. Also, good agreement is founded between natural frequency ratios obtained by a theoretical equation and those of using ANSYS.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
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• pp.307-307
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• 2002

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2003년도 춘계학술대회
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• pp.1199-1204
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• 2003

The 3D simulations of the shielding concrete and the Rotary Specimen Rack(RSR) in the Korea Research Reactor-1&2(KRR-1&2) were carried out in present work. Four main dismantling processes, which are the removal of the RSR, reactor core region, beam tube, and thermal column and activated concrete, were selected for the graphic simulation by the consideration of the activation, worker training, work difficulty and so on. On the basis of these, we constructed their 3D CAD models and then drawn and reviewed their dismantling processes. In this study, the 3D simulation results of the shielding concrete and the RSR among main components are also presented and discussed.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
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• pp.407-407
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• 2002

• 에너지공학
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• 제12권1호
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• pp.23-28
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• 2003

본 논문에서는 ANSYS 소프트웨어를 사용하여 회전시료조사대의 진동특성을 공기중 및 수중에서 평가하였다. 수중에서 진동해석에서 사용된 추가질량은 Blevins가 제시한 수식을 이용하여 계산하였다. 본 논문에서 제시한 결과의 타당성을 확인하기 위하여 구해진 결과는 이론적인 식을 사용해 구한 결과와 비교하였다. 유체의 추가질량 효과 때문에 회전시료조사대의 고유진동수는 공기 중에서 보다 수중에서 낮아짐을 확인할 수 있었다. 그리고 회전시료조사대의 고정에 필요한 클램프를 설계하기 위하여 클램프의 압력에 대한 회전시료조사대의 등가응력 및 변위를 계산하였다.

• 한국정밀공학회:학술대회논문집
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• 한국정밀공학회 2003년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.351-354
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• 2003

A new milling machine was designed and manufactured for underwater cutting of rotary specimen racks(RSR) used in the Korea Research Reactor. To cut out intermediate level radioactive stainless steel parts from RSR effectively and safely, the machine was designed to be operated in four directions of X, Y, Z axes and a rotation upon Z axis. The stress and displacement of main frame were simulated by using a structural analysis tool(Design Space) and the pressure of clamping device was evaluated.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 Proceedings of the 4th Korea-China Joint Workshop on Nuclear Waste Management
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• pp.114-129
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• 2004

The 3D simulations for the Rotary Specimen Rack (RSR), the shielding concret, and the reactor core dismantling processes in the Korea Research Reactor-1&2(KRR-1&2) were carried out in the present work. The four main dismantling items, which are the RSR, reactor core, beam tube, and the thermal column and the shield concrete, were selected among the many components in the KRR-2 by consideration of the activation, worker training, difficulty of the work and so on. On the basis of these, we built 3D CAD models, selected the proper dismantling technologies, and reviewed their dismantling processes. In this study, the 3D simulation results of the shielding concrete, and the reactor core dismantling processes are also presented and discussed.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.655-659
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• 2003

1972년 TRIGA Mark - III(KRR-2) 연구용 원자로가 건설 운영되어 왔다. 대전 하나로의 가동으로 1999년 방사성 동위원소 생산을 중단한 후 모든 시설은 안전 저장 형태로 유지되어 왔으나, 해체 프로그램에 따라 2003년 로심 집합체를 제염$\cdot$해체하게 되었다. 로심 집합체와 회전시료 조사대의 표면 방사능 선량은 300mSv/h - 700mSv/h으로 측정되었다. 이 보고서는 로심 집합체의 제염$\cdot$해체, 방사선 안전관리, 그리고 폐기물 관리 등의 과정을 서술하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제13권4호
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• pp.264-276
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• 1981

TRIGA Mark-III 원자로의 핵특성을 실제운전상태와 유사하게 모사할 수 있는 해석절차를 개발하였다. 계산에 사용한 전산코드는 다군중성자확산 연소계산코드인 CITATION이고 채택한 중성자에너지군의 수는 TRIGA형 원자로에서 일반적으로 사용하는 7군(고속영역 3, 열영역 4)이다. 직접적인 3차원 계산이 현실적으로 불가능하므로 평면 2차원계산과 원통형 2차원 계산으로 3차원 효과를 기하였다. 연구로와 같이 노심이 작은 원자로에 대하여는 중성자평형에서 buckling에 의한 효과가 매우 크기 때문에 이를 정확하게 나타내는 방법의 개발에 중점을 두었다. 본 연구에서는 에너지군 또는 영역에 무관한 buckling을 중성자 수송이론으로 산출하는 전형적인 방법을 사용하지 않고 중성자 확산이론으로서 에너지군별, 영역별 buckling을 산출하였으며, 이를 이용하여 수행한 노심계산의 결과는 만족스러웠다. 계산시 노심은 원자로수조의 중앙부에 있는 것으로 하고 제어봉은 완전히 인출되었으며 동위원생산용 조사시료는 없는 것으로 가정하였다. 계산결과로서 연소에 따른 초과반응도가의 변화, 운전이력에 따른 Xe-135 독작용의 변화, 회전조사시료대의 반응도가를 산출하고 이를 실제 운전자료와 비교하였다. 또한 중성자속 및 출력분포, 노심 각 조사시설에서의 중성자 스펙트럼등에 대한 계산결과도 제시하였다.