• 제어로봇시스템학회:학술대회논문집
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• 제어로봇시스템학회 2003년도 ICCAS
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• pp.849-854
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• 2003

The Korea Atomic Energy Research Institute has developed a teleoperated cleaning robot for use in the radioactive zone of the isolation room of the Irradiated Material Examination Facility where direct human access to the interior is strictly limited. The teleoperated cleaning robot that was designed to completely eliminate human interaction with the hazardous radioactive contaminants has five remotely replaceable submodules - a mobile module for navigation, a cleaning module for dislodging and sucking contaminated waste, a sensing module for obstacle avoidance, a collection module for storing the acquired waste, and a cover module for protecting the collection module. This cleaning robot is capable of cleaning the contaminated floor surface of the isolation room and collecting loose dry spent nuclear fuel debris and other radioactive waste fixed or scattered on the floor surface. The developed cleaning robot is operated either by a manual control or by autonomous control in conjunction with a graphical simulator, by which the human operator can monitor and intervene the robot performing cleanup tasks in the isolation room. In this paper, we present the mechanical and environmental design considerations and development of the teleoperated cleaning robot for radioactive isolation room use. We also demonstrate its mock-up performance test results from the viewpoint of a remote cleanup operation and remote maintenance.

• 한국재료학회:학술대회논문집
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• 한국재료학회 2003년도 추계학술발표강연 및 논문개요집
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• pp.213-213
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• 2003

고온 및 고압의 가혹한 방사선 분위기에서 사용되는 핵연료 피복관은 중성자 조사 및 수소화합물의 생성 등으로 인하여 기계적 성질이 저하된다. 따라서 조사된 핵연료 피복관의 손상기준 확립과 안전성 해석을 위해서는 연성 및 강도 등 기계적 특성을 정확히 이해하여야 할 필요가 있다. 핵연료 피복관의 종 및 횡 방향 인장특성 평가를 위하여 개발된 기존의 다양한 시험법들을 비교하고, 핫셀시험에 적합한 인장시험법을 개발하였다. 피복관의 종방향 인장시편은 튜브시편 또는 게이지부 내에서 균일한 변형률 분포를 얻도록 설계된 도그본 튜브시편(그림 1)을 사용한다. 피복관의 횡방향 인장시험에 사용되는 링시편(그림 2)은 게이지부 내에서 균일한 단축 원환변형율 분포 또는 평면변형율 조건을 나타내도록 설계한다. 연소 또는 조사된 피복관으로부터 시편을 제작하기 위해서는 핫셀 내에서 작업 이 가능한 방전가공기(그림 3)를 사용한다. 피복관의 종방향 인장시험용그립(grip)은 핀-부하형이며, 횡방향 인장시험의 경우는 시험 동안 시편의 곡률이 일정하게 유지 되도록 그립의 형상 및 치수를 결정한다(그림 4). 피복관의 종 및 횡방향 강도와 변형 등 기계적 특성을 평가하기 위한 응력-변형율 곡선은 시험기의 복합 강성(K)을 고려하여 결정한다. 이상과 같이 검토된 인장시험법은 피복관의 안전성 해석(safety analysis)과 관련 규정(regulatory)에서 사용되는 피복관 손상기준(fuel damage criteria)의 개선에 필수적인 자료를 제공한다.

• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제36권6호
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• pp.549-558
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• 2004

TTo comply with increasingly strict regulations for protection against radiation exposure, many nuclear power plants have been working ceaselessly to reduce and control both the radiation sources within power plants and the radiation exposure experienced by operational and maintenance personnel. Many research studies have shown that deposits of irradiated corrosion products on the surfaces of coolant systems are the main cause of occupational radiation exposure in nuclear power plant. These corrosion product deposits on the fuel-clad surface are also known to be main factors in the onset of axial offset anomaly (AOA). Hence, there is a great deal of ongoing research on water chermistry and corrosion processes. In this study, a magnetic filter with permanent magnets was devised to remove the corrosion products in the coolant stream by taking advantage of the magnetic properties of the corrosion products demonstrated a removal efficiency of over 90% for particles above 5${\mu}m$. This finding led to the construction of an electromagnetic device that causes the metallic particulates to flocculate into larger aggregates of about 5${\mu}m$ in diameter by using a novel application of electromagnetic flocculation on radioactive corrosion products.

• 에너지공학
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• 제25권2호
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• pp.45-51
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• 2016

연구용원자로에서 여러 수조 및 일차냉각계통 내부에 존재하는 냉각재를 정화시키기 위해 설치되는 수조수관리계통은 일차냉각계통 펌프가 정지한 후 원자로에서 발생하는 노심 붕괴열을 제거한다. 또한, 작업수조 내의 조사물과 사용후핵연료저장조 내에 저장된 사용후핵연료에서 발생하는 열을 제거하여 수조수의 온도를 제한 값 이내로 유지하는 기능도 수행한다. 본 연구에서는 수조수관리계통의 설계와 운전 방법을 설계 초기단계에서 결정하기 위해서 상용프로그램인 Flowmaster를 이용한 전산해석방법으로 수조수관리계통의 열교환기를 설계하고, 각 수조수의 온도를 시간에 따라 예측하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권4호
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• pp.1163-1168
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• 2019

Hydrodynamic properties have been investigated for promising extraction systems: $0.05mol\;L^{-1}$ solutions of di(N-ethyl-4-ethylanilide) of 2,2'-bipyridine-6,6'-dicarboxylic acid, di(N-ethyl-4-fluoroanilide) of 2,6-pyridinedicarboxylic acid and di(N-ethyl-4-hexylanilide) of 2,2'-bipyridine-6,6'-dicarboxylic acid in meta-nitrobenzotrifluoride (F-3) or trifluoromethylphenyl sulfone (FS-13) diluents. To evaluate the perspectives for their use as extraction mixtures at the final stage of the nuclear fuel cycle, the change in density, viscosity, surface tension, and phase separation rate under irradiation with accelerated electrons was studied. The concentrations of extractants in the irradiated mixtures have been determined and the radiation-chemical yields have been calculated. Irradiation significantly decreases the phase separation rate at the stages of extraction and back extraction for all the studied systems. The viscosity of the DYP-7 solution in FS-13 increase above the values suitable for its use in extraction processes.

• 방사성폐기물학회지
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• 제21권2호
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• pp.271-281
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• 2023

A study was conducted on the vitrification of the rare earth oxide waste generated from the PyroGreen process. The target rare earth waste consisted of eight elements: Nd, Ce, La, Pr, Sm, Y, Gd, and Eu. The waste loading of the rare earth waste in the developed borosilicate glass system was 20wt%. The fabricated glass, processed at 1,200℃, exhibited uniform and homogeneous surface without any crystallization and precipitation. The viscosity and electrical conductivity of the melted glass at 1,200℃ were 7.2 poise and 1.1 S·cm^-1, respectively, that were suitable for the operation of the vitrification facility. The calculated leaching index of Cs, Co, and Sr were 10.4, 10.6, and 9.8, respectively. The evaluated Product Consistency Test (PCT) normalized release of the glass indicated that the glass satisfied the requirements for the disposal acceptance criteria. Furthermore, the pristine, 90 days water immersed, 30 thermal cycled, and 10 MGy gamma ray irradiated glasses exhibited good compressive strength. The results indicated that the fabricated glass containing rare earth waste from the PyroGreen process was acceptable for the disposal in the repository, in terms of chemical durability and mechanical strength.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권2호
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• pp.237-247
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• 1993

반감기가 서로 크게 다른 두 종류의 방사성 직접핵분열생성물의 방사능비(activity ratio)를 핵연료의 냉각기간 및 연소이력의 함수로 표현하였으며 연소이력에는 사용후핵연료의 평균연소도, 연소기간, 연소주기간의 간격 그리고 주 핵분열물질등이 포함되었다. 고리 1호기에서 연소된 6개의 사용후 가압경수로(PWR) 핵연료 집합체로 부터 36개의 시료를 제작하여 이들 시료에 대한 감마선 스펙트럼을 고순도(HP) Ge 검출기를 사용하여 수집한 후, 각 스펙트럼을 분석하여 얻은 방사능비 $^{l44}$Ce $^{l37}$ Cs를 이용하여 냉각기간을 계산하였다. 그 결과 $^{l44}$Ce 감마선 검출계수율이 $10^{-3}$ cps(count per second) 정도로 아주 낮았음에도 불구하고 검출된 방사능비 $^{l44}$Ce $^{l37}$ Cs를 사용하여 구한 냉각기간은 원자로 운전기록에 의한 냉각기간 (operator declared cooling time)과 상대적인 차이가 $\pm$5% 이내로 잘 일치한 것으로 부터 핵 분열 생성물 $^{l44}$Ce 및 $^{l37}$ Cs은 냉각기간 결정을 위한 좋은 모니터가 됨을 확인하였다. 여러가지의 연소 이력을 갖는 핵연료를 대상으로 한 본 실험의 경우, 단순하게 모델화한 연소이력을 대입하여 얻은 냉각기간은 실제 연소이력을 대입하여 얻은 냉각기간과 시간차이가 $\pm$0.5년 이내에서 잘 맞았으며 이로부터 연소이력에 대한 정확한 정보 없이도 신뢰할 수 있는 정도의 냉각기간을 추정하는 것이 가능할 것으로 생각되었다. 아울러 냉각기간 결정을 위한 본 기술을 활용한 사용후 핵연료의 증명 및/또는 분류에 대한 타당성 연구를 한 결과 감마선 분광분석 방법으로 검출한 방사능비 $^{l44}$Ce $^{l37}$ Cs에 의해서 결정된 냉각기간은, 조사후시험시설 (post irradiation examination facility)등과 같이 사용후핵연료 집합체를 해체 또는 절단하여 만든 시료를 취급하는 시설등에서,사용후핵연료에 대한 안전관리 및 계량관리를 위하여 유용하게 활용될 수 있을 것으로 사료되었다.것으로 사료되었다.

• 공업화학
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• 제26권2호
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• pp.224-228
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• 2015

나프타 분해공정에서 부산물로 발생하는 분해연료오일을 이용하여 열처리 및 UV 조사 시 다양한 농도의 $AlCl_3$을 첨가하여 새로운 방법으로 탄소전구체 피치를 제조하였다. 개질된 피치는 원소 분석, 화학 구조, 분자량 분포 및 연화점을 분석하여 특성평가를 하였다. 개질된 피치의 산소 함량은 $AlCl_3$의 첨가량이 증가할수록 증가한 반면 그 탄소 및 수소 함량은 거의 변화하지 않았다. UV 조사 개질피치는 열 개질만 된 피치보다 더 많은 방향족 탄소화합물로 이루어져 있었다. $AlCl_3$ 촉매첨가는 개질된 피치의 방향족화도에 큰 영향을 미치지 않았다. 제조된 피치의 연화점은 $103.3{\sim}168.9^{\circ}C$ 범위를 나타내었다. 또한 5 wt%의 $AlCl_3$를 첨가하여 UV 조사 개질된 피치의 수율은 48%에서 80%로 증가하였다. 이것을 통하여 UV 조사 개질 방법은 다양한 특성을 갖는 고수율의 피치를 제조를 위한 실용적이고 유용한 방법으로 여겨진다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권2호
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• pp.155-161
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• 2015

몰리브덴-99의 붕괴에 의해 생산되는 테크네튬-99m 은 방사선 진단에 중요한 역할을 담당하고 있다. 몰리브덴-99 는 주로 우라늄-235의 핵분열에 의해 생산되고 있으며, 이를 위해 고농축 우라늄 표적 또는 저농축 우라늄 표적이 연구로에서 조사된다. 현재는 고농축 우라늄의 사용에 따른 핵확산 문제를 저감하기 위해 저농축 우라늄 표적의 사용이 권장되고 있다. 본 연구는 몰리브덴-99 생산 시설의 계획 단계에서 방사성 폐기물 관리 전략을 정의하기 위하여 저농축 우라늄의 사용이 방사성 폐기물의 흐름에 미치는 영향을 분석하였다. 저농축 우라늄 표적 사용 시 우라늄 함유 폐기물의 부피가 6배 이상 증가하기 때문에 우라늄 고밀도 표적의 사용과 고온 정수압 압축법의 활용이 제안되었다.