• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2017년도 추계학술논문요약집
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• pp.57-58
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• 2017

New approach to achieve the safety goals in transportation and dry storage of SNF, so called SSEM has been proposed. The main concept of the SSEM is that it simplifies the reviewing processes of each campaign of the transportation or storage of SNF with standard format. This SSEM could be considered as a model case for assuring public that the SNF be managed safely.

• 한국정밀공학회:학술대회논문집
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• 한국정밀공학회 2005년도 추계학술대회 논문집
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• pp.1055-1058
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• 2005

In the ACPF(Advanced spent nuclear fuel Conditioning Process Facility), the spent fuel pellets which are highly radioactive materials are separated with its clad and are fed into the next conditioning process. For this, at the other facility called PIEF(Post Irradiation Examination Facility) a spent fuel rod, 3.5 m long, is cut by 25 cm long which is suitable length fur the decladding process. These rod-cuts are packed into the capsule and are moved to the ACPF. Once the capsule is unloaded in the ACPF, the rod-cut is taken out one-by-one from the capsule 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 capsule which prevents the pellets scattering and remarkably reduces the leading and unloading time of the rod-cuts.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권11호
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• pp.3860-3860
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• 2021

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.345-345
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• 2004

사용후핵연료 수송용기는 원자력발전소의 운영에 있어서 매우 중요한 구성요소의 하나로서 역할을 해왔으며, 근래에 들어서는 발전소 부지 또는 저장시설에서의 저장용기로 함께 사용되면서 그 숫자가 급속히 증가하고 있다. 아직 엄청난 양의 사용후핵연료가 발전소 내의 사용후핵연료 저장조와 같은 수조에 저장되어 있지만, 최근에는 사용후핵연료의 단기 또는 장기 저장을 위한 효과적인 수단으로 수송용기를 이용한 저장을 채택하는 국가가 계속 증가하고 있다. 사용후핵연료 수송용기의 운전 및 유지보수에 대한 오랜 기간의 경험에서 얻은 기술적 노하우는 저장용기의 운전 및 유지보수에도 잘 활용될 수 있을 것이다. 수송저장 겸용용기 및 다목적용 용기의 증가는 이러한 겸용용기의 운전 및 유지보수에 대한 국제적 표준화를 요구하고 있다. 이에 대한 노력의 일환으로 국제원자력기구에서는 이들 겸용 용기에 대한 설계요구사항들을 지침의 형태로 마련하고 있다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권2_spc호
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• pp.275-289
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• 2020

2017년 미국 DOE 주도하에 수행된 국제공동 복합모드운반시험 중 도로트럭운반시험, 연안항해시험, 대서양항해시험에서 측정된 가속도 및 변형률 데이터를 분석하였다. 먼저 각 운반모드 별로 발생한 하중이 전달경로에 따라 하중이 증폭되는지 감쇄되는지가 조사되었다. 그 결과 운반모드 및 하중경로 내 어떤 부분이냐에 따라 발생한 하중이 모의핵연료집합체에 전달되는 특성이 다름을 확인하였다. 그리고 변형률 데이터를 분석하여 육상 및 해상운반동안 발생한 변형률이 사용후핵연료에 건전성에 미치는 영향을 파악하였다. 그 결과 측정된 변형률은 사용후핵연료의 건전성에는 영향을 미치지 못하는 정도로 작은 크기임을 확인하였다. 본 연구에서 분석된 가속도와 피로평가 결과는 예정된 국내 정상운반시험조건에서의 운반시험에 유용한 기초자료로 활용될 것이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권2호
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• pp.271-279
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• 2018

국내 경수로형 원전의 사용후핵연료 소내 습식저장 용량의 포화에 대비하기 위해 정부 주도로 2009년부터 2016년까지 7년에 걸쳐 국내 여건에 적합한 수송/저장시스템을 개발하였다. 시스템은 운반과 저장을 겸할 수 있는 금속겸용용기와 저장전용인 콘크리트 저장용기로 효율적인 기술개발을 위해 관련 산학연의 특성과 경험을 적극 활용하여 국내고유 모델을 개발하였고 특허 등록을 추진하여 기술의 독립성도 확보하였다. 현재까지 확보한 다수의 특허 및 기술을 산업계에 개방하여 국내 수요에 대처하고자 2016년과 2017년 두 차례에 걸쳐 기술이전도 추진하였다.

• 한국정밀공학회:학술대회논문집
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• 한국정밀공학회 2008년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.785-786
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• 2008

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권1호
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• pp.11-15
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• 2008

고밀도폴리 에틸렌 고건전성용기에 담은 폐수지의 운반을 위해 원전 폐수지의 방사능 분석결과를 사용하여 운반물 등급 분류방법을 도출하였다. 원전 폐수지의 방사능 분석결과로부터 폐수지 내 핵종 존재비를 구하였고, 폐수지의 표면선량률로 핵종재고량을 평가하기 위해 MCNP 코드로 방사능대선량 환산인자를 모사하였다. 이로부터 고밀도폴리에틸렌 고건전성용기에 담은 폐수지에 대한 A형 운반물과 B형 운반물의 경계값은 1.19 TBq 이고 이를 표면선량으로 환산한 결과는 124.2 mSv/h임을 알 수 있었다.

• 한국정밀공학회:학술대회논문집
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• 한국정밀공학회 2001년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.631-634
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• 2001

In this study, the graphic simulation system of multi joint manipulator is developed to analyze and optimize the remote handling processes for the spent fuel assembly. This system consists of a 3-D graphical modeling system, a device assembling system, and a motion simulation system. To analyze and optimize the processes involved in multi-joint manipulator operation such as NFBC transportation process and bottom nozzle removal process, the virtual work place is implemented using a computer graphic technology. This virtual workcell is exactly same as that of the real environment. This graphic simulation system of the multi-joint manipulator can be effectively used for designing the main processes and maintenance processes of the spent fuel management.

• 한국전산유체공학회지
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• 제21권2호
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• pp.54-61
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• 2016

When spent fuel assemblies from the reactor of nuclear power plants(NPPs) are transported, the assemblies are exposed to short-term operations that can affect the peak cladding temperature of spent fuel assemblies. Therefore, it needs to perform the analysis of heat transfer on spent fuel dry cask during the operation. For 3 dimensional computational fluid dynamnics(CFD) simulation, it is proposed that the short-term operation is divided into three processes: Wet, dry, and vacuum drying condition. The three processes have different heat transfer mode and medium. Metal transportation cask, which is Korea Radioactive Waste Agency(KORAD)'s developing cask, is evaluated by the methods proposed in this work. During working hours, the boiling at wet process does not occur in the cask and the peak cladding temperatures of all processes remain below $400^{\circ}C$. The maximum peak cladding temperature is $173.8^{\circ}C$ at vacuum drying process and the temperature rise of dry, and vacuum drying process occurs steeply.