Kim, Ki-Ho;Park, Jang-Jin;Yang, Myung-Seung;Oh, Chae-Youn
제어로봇시스템학회:학술대회논문집
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2003.10a
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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.
Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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2003.11a
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pp.438-446
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2003
This paper presents the development of the remotely operated decontamination systems for use in a highly radioactive zone of the DUPIC Fuel Development facility of the Irradiated Material Examination Facility at the Korea Atomic Energy Research Institute. The remotely operated decontamination systems were designed to completely eliminate human interaction with hazardous radioactive contaminants. These decontamination systems are mainly classified into three systems depending on the task environment - a fabrication equipment decontamination system, a hot-cell floor decontamination system, and an isolation room floor decontamination system. A decontamination system for contaminated fabrication equipment utilizes dry ice pellet blasting method to decontaminate contaminated surface of the equipment. The decontamination systems for the hot-cell floor and isolation room floor employ a vacuum cleaning method to decontaminate the contaminated floor and collect loose dry spent nuclear fuel debris and other radioactive waste placed on the floor. The human operator from the out-of-cell performs a series of decontamination tasks remotely by manipulating decontamination systems located in-cell via a handcontroller with the aid of vision feedback information. The environmental, functional and mechanical design considerations, control system and capabilities of the remotely operated decontamination systems at a high radioactive environment are also described.
effectiveness of the PAM graphite-electrode technology for the treatment of many types of low-level radioactive waste including : combustible material, solidified resins in cement, inorganic materials, steel, glass, and solidified boric acid cement. The objectives of PAM-200 evaluation were to verify that 1) the facility meets air emission regulations, 2) the facility can be safely operated when processing hazardous and radioactive materials and 3) satisfactory final waste forms can be produced. Results, derived from KAERI's(Korea Atomic Energy Research Institute) analyses for samples of vitrified product, scrubbing solution and offgas collected during test period, show that PAM-200 can treat radioactive wastes as well as hazardous wastes with toxic constituents and radionuclides contained in the offgas exiting from the stack to the environment controlled to be far lower than the limit regulated by air conservation law and atomic law.
Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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1995.05b
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pp.833-838
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1995
This study presents a method to predict plant-specific and operational history dependent scaling factors. Realistic and detailed approaches are taken to find scaling factors at reactor coolant. This approach begins with fission product release mechanisms and fundamental release properties of fuel-source nuclide such as fission product and transuranic nuclide. Scaling factors at various waste streams are derived from the predicted reactor coolant scaling factors with the use of radionuclide retention and build up model. This model makes use of radioactive material balance within the radioactive waste processing systems. According to input parameters of plant operation history, scaling factors predicted at reactor coolant and waste streams are well brought out the effects of plant operation history.
Radioactive materials are released from the molten core into the containment at the time of a severe accident in a nuclear power plant (NPP). Filtered containment venting system is a popular and effective safety measure installed to obstruct the uncontrolled escape of radioactive materials due to the over pressurization of the containment. Different designs of filtered containment venting system (FCVS) are available today, each being the result of extensive research and development varying in one way or the other. This paper gives an elaborate description of the different types of FCVS currently being used, the current usage status in over 17 countries and the legislations regarding it. The recent researches being carried out in this field has also been discussed in detail. This present paper focuses on the critical review of existing FCVS, reports the challenges faced by it and highlights the potential developments to overcome the difficulties.
Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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2009.06a
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pp.73-73
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2009
There are many factors to evaluate nuclear fuel cycle such as safety, public acceptance, economics, etc.. Transparency, proliferation, environment issues, public acceptance and safety are essential to expansion of nuclear industry and proliferation resistance is one of key constraints in the deployment of advanced nuclear energy systems. Proliferation resistance is being considered as one of the most important factors in assessing advanced and innovative nuclear systems. IAEA defmes proliferation resistance as characteristics of nuclear energy system that impedes the diversion or undeclared production of nuclear material [1]. Barriers to proliferation is consist of intrinsic and extrinsic barriers(institutional measures). Intrinsic barriers are characterized in material barriers and technical barriers in general. Material barriers is intrinsic, or inherent, qualities of materials that reduce the inherent desirability or attractiveness of the material as an explosive. Isotopic, chemical, radiological, mass and bulk, detectability barriers are considered as material barriers attributes [2]. Proliferation resistance is examined for several nuclear fuel cycles based on previous study which is focused on the intrinsic barriers [3-4]. Pyroprocessing and DUPIC are considered as reprocessing technologies in Korea and the PWR direct disposal is considered. Comparative assessments of the proliferation attributes and merits of different fuel cycle systems will be performed and the optimal back-end fuel cycle and strategy will be proposed.
A heavy particle accelerator is a device that accelerates particles using high energy and is used in various fields such as medical and industrial fields as well as research. However, secondary neutrons and particle fragments are generated by the high-energy particle beam, and among them, the neutrons do not have an electric charge and directly interact with the nucleus to cause radiation of the material. Quantitative evaluation of the radioactive material produced in this way is necessary, but there are many difficulties in actual measurement during or after operation. Therefore, this study compared and evaluated the generated radioactive material in the concrete shield for protons and carbon ions of specific energy by using the simulation code FLUKA. For the evaluation of each energy of proton beam and carbon ion, the reliability of the source term was secured within 2% of the relative error with the data of the NASA Space Radiation Laboratory(NSRL), which is an internationally standardized data. In the evaluation, carbon ions exhibited higher neutron flux than protons. Afterwards, in the evaluation of radioactive materials under actual operating conditions for disposal, a large amount of short-lived beta-decay nuclides occurred immediately after the operation was terminated, and in the case of protons with a high beam speed, more radioactive products were generated than carbon ions. At this time, radionuclides of 44Sc, 3H and 22Na were observed at a high rate. In addition, as the cooling time elapsed, the ratio of long-lived nuclides increased. For nonparticulate radionuclides, 3H, 22Na, and for particulate radionuclides, 44Ti, 55Fe, 60Co, 152Eu, and 154Eu nuclides showed a high ratio. In this study, it is judged that it is possible to use the particle accelerator as basic data for facility maintenance, repair and dismantling through the prediction of radioactive materials in concrete according to the cooling time after operation and termination of operation.
Prussian blue is known as a superior material for selective adsorption of radioactive cesium ions; however, the separation of Prussian blue from aqueous suspension, due to particle size of around several tens of nanometers, is a hurdle that must be overcome. Therefore, this study aims to develop granule type adsorbent material containing Prussian blue in order to selectively adsorb and remove radioactive cesium in water. The surface of granular activated carbon was grafted using a covalent organic polymer (COP-19) in order to enhance Prussian blue immobilization. To maximize the degree of immobilization and minimize subsequent detachment of Prussian blue, several immobilization pathways were evaluated. As a result, the highest cesium adsorption performance was achieved when Prussian blue was synthesized in-situ without solid-liquid separation step during synthesis. The sample obtained under optimal conditions was further analyzed by scanning electron microscope-energy dispersive spectrometry, and it was confirmed that Prussian blue, which is about 9.7% of the total weight, was fixed on the surface of the activated carbon; this level of fixing represented a two-fold improvement compared to before COP-19 modification. In addition, an elution test was carried out to evaluate the stability of Prussian blue. Leaching of Prussian blue and cesium decreased by 1/2 and 1/3, respectively, compared to those levels before modification, showing increased stability due to COP-19 grafting. The Prussian blue based adsorbent material developed in this study is expected to be useful as a decontamination material to mitigate the release of radioactive materials.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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