• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2007.05a
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• pp.215-216
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• 2007

원전에서 발생하는 중 저준위방사성폐기물(이하, "방폐물"이라 함)을 처분시설로 운반하는 것은 원전과 처분시설이 임해지역에 위치하고 있으므로 육상운반보다는 선박을 이용하는 해상운반이 효율적이다. 해상운반은 무엇보다 다량운반이 가능하며 이로 인하여 운반회수가 줄고, 인구밀집지역을 지나지 않아도 되기 때문에 방폐물의 운반에 대한 위험도가 상대적으로 적어 안전성 확보에 유리하다. 방폐물의 해상운반은 운반 도중 방사성물질의 위험으로부터 인간과 환경을 보호하기 위하여 국제원자력기구(IAEA)의 안전운반규정, 국제해사기구(IMO)의 국제해상위험물규칙, 국내 원자력법 등 국내외의 엄격한 기술기준에 따라 안전성이 철저하게 보장되어야만 한다. 한국수력원자력(주)(이하, "한수원"이라 함)는 원전(월성원전 제외)에서 처분시설까지 방폐물을 안전하고 효율적으로 운반하기 위하여 전용운송선박, 운반용기, 전용운반차량 및 원전 물량장 등으로 이루어지는 해상운반시스템을 구축하여 운영할 것이다.

• Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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• v.14 no.2
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• pp.143-150
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• 2001

원자력발전소의 1차 계통에서 오염된 장비들을 취급이 용이하고 안전하게 운반하기 위한 운반용기는 내부의 방사성 물질에 대한 방사능 평가에 의하여 방사성물질 A형 운반용기로 분류된다. 방사성물질 A형 운반용기는 IAEA Safety Standard Series No. ST-1 및 국내 원자력법 등 관련규정의 기술기준을 만족하여야 하는데, 운반용기는 중량에 따라 0.3∼1.2m의 높이에서 소성이 일어나지 않는 단단한 바닥면으로 가장 심각한 손상을 주는 방향으로 낙하시키는 정상운반조건(normal transport conditions)에 대하여 구조적 건전성을 유지하여야 한다. 여기서는 ABAQUS/Explicit 코드를 이용하여 컨테이너형태의 A형 운반용기에 대하여 최대손상이 야기되는 0.9m 경사낙하조건에 대한 3차원 충격해석을 수행하고 구조적 건전성을 평가하였는데, 운반용기는 경사낙하시 코너피팅(corner fitting)의 분쇄(crush)에 의하여 대부분의 충격을 흡수하였으며 운반용기의 격납경계는 구조적 건전성을 유지하였다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2006.11a
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• pp.327-328
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• 2006

중 저준위방사성폐기물(이하, '방폐물'이라 함)을 처분시설로 안전하고 효율적으로 운반하기 위하여 원자력법[1][2] 및 IAEA 안전운반규정(3) 등 국내외 관련규정의 기술기준을 만족시키는 안전성이 확보된 운반용기를 사용하여야 한다. 방폐물이 저준위비방사능(LSA: Low Specific Activity)물질 또는 표면오염물체(SCO; Surface Contaminated Object)로 분류되고 전용상태로 운반되는 경우는 거의 IP-2형 운반용기를 이용하여 운반하는 것이 가능하다. 방폐물 처분시설이 경주의 임해지역에 건설되어 운영된 것이므로 일부를 제외한 대부분의 방폐물은 IP-2형 운반용기에 적재하여 전용선박을 이용하여 해상으로 운반하게 된다. 전용선박은 크레인을 이용하여 화물을 선적하고 하역하는 Lo/Lo(Lift-on/Lift-off) 방식으로 IMO 규정 및 국내 선박법에 따라 국내에서 설계, 건조될 예정이며, 선박의 규모는 총 톤수 약 2,000톤이며, 약 1,600드럼의 방폐물을 적재할 수 있다. 여기서는 방폐물의 해상운반을 위한 IP-2형 운반용기에 대한 요건 및 관련규정에 따른 기술기준을 입증하기 위한 건전성 평가방안에 대하여 기술하였다.

• Proceedings of the Korean Society for Agricultural Machinery Conference
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• 2003.02a
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• pp.179-184
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• 2003

비닐하우스용 운반장치란 일반적으로 농가에 보급되고 있는 비닐하우스의 중앙 상부 도리 재에 이송레일을 설치하고, 운반장치 상단에 부착된 두 개의 롤러를 이송레일에 걸어 수확된 농산물이나 농자재를 운반하는데 사용되는 운반기구를 의미한다. 본 연구에서는 비닐하우스내의 작업에 사용할 목적으로 개발된 운반장치를 아치형 단동하우스에 설치할 경우에 구조해석을 실시하여 운반장치 사용 시 하우스의 구조안전성을 분석하였다. 이를 위해 농가 현지 실측 및 해석용 소프트웨어를 이용한 분석을 수행하였는데, 농가 현지조사를 통해서는 운반장치의 적재량에 따른 하우스의 골조 처짐량을 측정하였으며, 운반장치에 구조물의 안전성 분석을 위해서는 운반장치에 최대하중 작용시, 적설하중, 풍하 중 작용시의 구조적 안전성을 분석하였다. 그리하여 비닐하우스용 운반장치의 사용이나 장치의 설계에 있어 기초적인 자료를 제공하고자 하였다. (중략)

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.434-434
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• 2004

하나로에서 생산되는 방사성 동위원소를 생산단계에서 소비단계까지의 유통체계를 확립하기 위해서는 방사성동위원소를 안전하게 운반하기 위한 운반용기를 개발하여야 한다. 따라서, 원자력연구소에서는 Ir-192 110 ci용 밀봉선원 조사기를 개발하고 있다. 이 조사기는 국내ㆍ외 방사성물질 운반용기관련 법규의 운반용기 분류기준에 의하면 B형 운반용기로 분류된다. B형 운반용기는 관련법규에서 규정하고 있는 $800^{\circ}C$ 열 조건에서 30분 이상 동안 견딜 수 있는 능력을 갖추어야 한다.(중략)

• Proceedings of the Computational Structural Engineering Institute Conference
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• 2011.04a
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• pp.735-738
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• 2011

본 논문에서는 LS-DYNA를 이용하여 원자력 운반용기의 탄자충격에 대한 해석을 수행하였다. 문명의 발달과 더불어 원자력 발전소는 많이 생겼으며 미래에도 유망하다. 원자력 발전소에서 발생되는 사용 후 핵연료에는 환경이나 사람들에게 유해한 방사성 물질이 포함되어 있기 때문에 이를 운반하는 운반용기에 대한 구조적 안전성 확보가 필요하다. 운반용기의 이동과정에서 여러 가지 사고가 날 수 있으므로 이에 대한 대비가 필요하다. 해석에는 운반플라스크와 컨테이너가 사용되었다. 운반플라스크 안에 컨테이너가 들어가 있는 형상을 갖는데 이 부분에 탄자 충격을 가하고, 이 때 운반용기에서 받는 충격량과 변화에 대해 관찰하였다. 탄자도 실제 상황과 비슷하게 하기 위해 보편적으로 사용되는 k-2 소총에 들어가는 것으로 사용하였다. 이를 통하여 운반용기에 탄자충격이 가해졌을 때 구조적 안전성을 평가하였다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.18 no.2_spc
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• pp.275-289
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• 2020

In 2017, multimodal transportation tests for evaluating road, sea, and rail transport were performed by research institutes in the US, Spain, and the Republic of Korea. In this study, acceleration and strain data determined through road and sea tests were analyzed. It was investigated whether the load generated for each transport mode was amplified or attenuated according to the load transfer path. From the results, it was confirmed that the load transfer characteristics differed according to the transportation mode and loading path. The effects of strain determined through each test on the structural integrity of the spent nuclear fuel were also investigated. It was found that the magnitude of the measured strain had a negligible effect on the structural integrity of the spent nuclear fuel, considering its fatigue strength. The results for the acceleration and strain data analyses obtained in this study will be useful for scheduled domestic transportation tests under normal transport conditions.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.10 no.1
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• pp.37-43
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• 2012

Radioactive waste transport package was developed to transport eight drums of low and intermediate level waste(LILW) in accordance with the IAEA and domestic related regulations. The package is classified with industrial package IP-2. IP-2 package is required to undergo a free drop test and a stacking test. After free drop and stacking tests, it should prevent the loss or dispersal of radioactive contents, and loss of shielding integrity which would result in more than 20 % increase in the radiation level at any external surface of the package. The objective of this study is to establish the safety test method and procedure for stacking test and to prove the structural integrities of the IP-2 package. Stacking test and analysis were performed with a compressive load equal to five times the weight of the package for a period of 24 hours using a full scale model. Strains and displacements were measured at the corner fitting of the package during the stacking test. The measured strains and displacements were compared with the analysis results, and there were good agreements. It is very difficult to measure the deflection at the container base, so the maximum deflection of the container base was calculated by the analysis method. The maximum displacement at the corner fitting and deflection at the container base were less than their allowable values. Dimensions of the test model, thickness of shielding material and bolt torque were measured before and after the stacking test. Throughout the stacking test, it was found that there were no loss or dispersal of radioactive contents and no loss of shielding integrity. Thus, the package was shown to comply with the requirements to maintain structural integrity under the stacking condition.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.3 no.3
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• pp.231-236
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• 2005

HIC transport packaging to transport a high integrity container(HIC) containing dry spent resin generated from nuclear power plants is to comply with the regulatory requirements of Korea and IAEA for Type B packaging due to the high radioactivity of the content, and to maintain the structural integrity under normal and accident conditions. It must withstand 9 m free drop impact onto an unyielding surface and 1 m drop impact onto a mild steel bar in a position causing maximum damage. For the conceptual design of a cylindrical HIC transport package, three dimensional dynamic structural analysis to ensure that the integrity of the package is maintained under all credible loads for 9 m free drop and 1 m puncture conditions were carried out using ABAQUS code.

• Proceedings of the Membrane Society of Korea Conference
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• 1993.10a
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• pp.61-62
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• 1993

고분자 분리막의 투과성과 선택성을 향상시키기 위하여 IPN막, 고분자/액정 복합막을 다양한 기능을 가진 재료가 개발되고 있다. 본 연구에서는 알칼리메탈이온을 분리하기 위하여 고분자 지지체에 운반체로써 crown ether(macro-cyclic polyether)류를 분산시킨 고분자/운반체 복합박막을 제조하였다. 고분자/운반체 복합박막은 고분자와 운반체의 혼합용액을 수면에 전개시켜 제조하였다. 고분자는 PVC(M.W 60000, Aldrich), PS(M.W 280000, Aldrich)와 CA(M.W 30000, Sigma)를 사용하였고, 운반체로는 crown ether 중 $K^+$이온과 선택성을 가지는 18-Crown-6(Sigma)를 사용, 고분자와 18-Crown-6의 증량분을 달리하는 혼합용액을 제조하였다. 이때 용매는 Tetrahydrofuran를 사용하였다. 수면에 생성된 박막을 다공성 지지막에 적층시킨 후 감압 건조시켜 복합막을 제조하였다. 고분자와 운반체가 혼합되어 있는 용액의 점도와 표면장력을 각각 fluid spectrometer와 tensionmeter를 사용, 용액이 수면위에서 완전한 막을 형성하면서 분산될 수 있는지 조사하였으며, 고분자 지지체에 분산 고정된 운반체의 분산형태와 표면농도를 조사하기 위하여 ESCA를 이용하였다.