• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.600-605
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• 1998

체내방사능 측정시스템의 교정인자는 측정결과에 주요한 요인으로 작용한다. 교정인자는 특정 집단으로부터 표준체위와 표준장기를 도출, 이를 기초로 하여 제작한 펜텀으로부터 구하는 것이 일반적인 방법이다. 그러나 팬텀의 기하학적 구조 및 내부장기의 형상은 특정 집단에 따라 다르므로 이로 인한 측정오차가 발생할 수 있다. 따라서 본 연구에서는 북아메리카 성인남성의 표준자료에 근거하여 제작된 LLNL 팬텀과 일본성인 남성의 표준자료에 근거하여 제작된 JAERI 팬텀을 한국원자럭연구소 폐 카운터를 이용하여 상호비교.분석하였다. 이와 함께 LLNL 팬텀으로 교정된 폐 카운터의 성능시험을 JAERI 팬텀으로 DOELAP 성능시험범주 I, II, III 및 IV에 대해 수행하여 편텀의 구조 및 형상으로부터 발생하는 측정오차를 분석하였다. 비교.분석결과 1.7 cm ~ 3.7 cm 근육등가 가슴벽두께 범위내에서 JAERI 팬텀에 의한 교정인자가 전반적으로 LLNL 팬텀의 것보다 다소 높은 수치를 보였으나 허용수준이었고, 성능시험결과 상대편중은 DOELAP 성능 용인 기준을 만족하였다. 결국 두 팬텀간의 측정오차는 측정 및 체내피폭선량 평가시 수반되는 오차와 비교해 보면 그다지 크지 않은 것으로 결론지울 수 있다. 따라서 LLNL 펜텀으로부터 구한 교정인자를 국내 성인남성의 일상 모니터링에 사용할 경우 측정결과가 다소 과대평가되기는 하나 허용수준으로서 큰 문제가 없는 것으로 나타났다.

• Proceedings of the Korean Information Science Society Conference
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• 2005.11b
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• pp.133-135
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• 2005

원자력발전소의 정량적 위험성 평가를 위해서 확률론적 안정성 평가 기법이 이용되고 있다. 확률론적 안전성 평가를 수행하기 위해서는 여러 가지 분야의 다양한 신뢰도 데이터가 필요한데, 이를 위한 각종의 신뢰도 자료 중에 인간의 지각 행위 및 수행 행위로부터 발생하는 인적 오류 확률은 그 특성상 실질적이 오류 확률을 얻기가 매우 어렵다. 그래서 인적 오류 확률을 구하기 위해서는 인간 신뢰도 분석분야의 전문가들이 제안한 인간 신뢰도 분석 방법을 이용하여 인적 오류 확률을 추정한다. 한국 원자력 연구소에서는 이를 위해 인간의 지각 및 수행 행위에서 야기되는 인간 오류 사건을 관리하고 인적 오류 확률을 추정하기 위한 인간 신뢰도 분석 시스템을 개발하고 있다. 본 연구에서는 인간 신뢰도 분석 시스템의 개발 과정 및 데이터베이스 설계 그리고 입출력 시스템의 설계에 관하여 기술하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.409-414
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• 1998

5 년간의 기술실증 및 안전성 검토를 거쳐 한국원자력연구소내 실증소각시설을 자체발생 가연성 $\beta$/${\gamma}$폐기물을 소각하는 시설로 인허가를 얻었다. 동위원소포함 모의폐기물 및 원전발생 가연성폐기물 실증소각 결과에 기준을 두고 연간 배출오염원 및 가상 사고시의 방사학적 위해성을 평가하여 저준위 폐기물을 부지내에서 소각처리할 때 그 위해성은 무시할 수 있을 것으로 미미함 을 확인하였다. 실증시험으로 주된 배출 방사선원은 고온의 소각로에서 휘발성이 크고 저준위 폐기물내 농도가 큰 반휘발성 Cs-137 및 Cs-134로, 발전소 가연성폐기물과 같은 핵종조성을 가진 0.109 mCi/kg 의 소각시 Cs-137 및 Cs-134의 배출농도가 공기중허용농도의 10%를 약간 상회하는 것으로 평가되었다. 비방사성 CsCI을 이용한 시험소각을 통하여 사용되는 저온배기체처리계통 에서의 휘발된 Cs의 배기체 냉각시 입자화 및 제거특성을 고찰한 결과 휘발된 기체상 Cs성분은 건식배기체 냉각공정을 거치면서 대부분 마이크론 크기이하의 입자로 생성되지만 5% 미만이 전이영역 크기에 분포하여 주여과장치인 여과포집진기에서 제거효율이 99.9% 이상이었다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2006.07d
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• pp.2007-2008
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• 2006

일반적으로 플랜트와 같은 대규모 설비의 공정제어를 실현하기 위해서는 분산제어시스템(DCS: Distributed Control System)을 사용하게 된다. 이 분산제어시스템은 여러 종류의 제어 및 감시 장비가 네트워크를 통하여 연결되고 맡은 기능을 포함하게 된다. 이러한 분산제어시스템을 사용하거나 개발하기 위해서는 계통을 구성하는 하드웨어 및 소프트웨어의 세부 기술특성 및 제원을 평가하는 것이 필요하다. 한국원자력연구소와 두산중공업은 원자력발전소의 공정제어계통에 사용한 상용 분산제어시스템의 기술적 평가항목과 권장되는 성능지표를 개발하였다. 이 논문은 개발된 평가항목과 제원을 분산제어시스템의 구성 요소별로 분리하여 서술한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.44-49
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• 1997

액체금속로용 2차원적 연소 해석 코드 REBUS-2[1]에 횡방향 적분법 및 다항식 전개법에 기초한 3차원적 육방형 노달 방법을 결합하여, 3차원적 연소 해석 코드 REBUS-K를 개발하였다. REBUS-K는 3차원적 중성자속 분포 계산 및 미시적 연소 계산을 통해 노내 연소 해석을 수행하며, 또한 핵연료 방출/재배치 및 재장전, 재처리, 성형가공 등의 노외 주기 계산을 수행한다. 비평형주기 및 평형주기 해석을 수행하며, 평형주기 해석 시에는 지정된 제한 연소도 및 증배계수를 만족시키는 주기 길이와 장전 농축도를 탐색한다. 개발된 코드의 검증 계산을 450 MWt 액체금속로의 비평형주기 및 평형주기 문제에 대하여 수행하였으며, 계산 결과를 Argonne 연구소의 3차원적 연소 해석 코드 REBUS-3[2]의 결과와 비교하였다. 그 결과 원자로 증배계수, 출력 분포, 증식율, 연소도, 장전 핵연료의 농축도, 주기 길이 등의 연소 특성이 수렴 조건 이내에서 일치하였다.

• The Science & Technology
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• v.35 no.3 s.394
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• pp.93-94
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• 2002

제10회 수공학워크숍 개최 - 한국수자원학회/제4세대 원자로 개발을 위한 국제포럼(GIF) 개최 - 한국원자력연구소/제37회 대한민국산업디자인전람회 개최공고 - 산업자원부/호성이와 예담이의 과학여행.과학학습게임 - 국립중앙과학관/SF전문시나리오 공모 - 한국과학문화재단/2002년도 건축사시험 시행계획 - 건설교통부/2월 청소년 권장 사이트 선정 - 정보통신부ㆍ정보통신윤리위원회

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2003.11a
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• pp.596-600
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• 2003

The Advanced spent fuel Conditioning Process(ACP) is under development for the effective management of spent fuel which had been generated in nuclear plants. The ACP needs a hot cell where most operations will be peformed. To give priority to the environment safety, radiation doses evaluation for the radioactive nuclides were preliminarily peformed in both normal operation and accident case. The evaluation result shows a safe margin for regulation limits and SAR limit of IMEF where this facility will be constructed.

• Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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• v.19 no.2
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• pp.146-154
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• 2023

In nuclear power plants, ultrasonic test for pipe wall thickness measurement is used during periodic inspections to prevent pipe rupture due to pipe wall thinning. However, when measuring pipe wall thickness using ultrasonic test, a significant amount of measurement error occurs due to the on-site conditions of the nuclear power plant. If the maximum pipe wall thinning rate is decided by the measured pipe wall thickness containing a significant error, the pipe wall thinning rate data have significant uncertainty and systematic overestimation. This study proposes preprocessing of pipe wall thinning measurement data using support vector machine regression algorithm. By using support vector machine, pipe wall thinning measurement data can be smoothened and accordingly uncertainty and systematic overestimation of the estimated pipe wall thinning rate data can be reduced.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.245-245
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• 2004

현재 한국원자력 연구소에서 개발되고 있는 사용후 핵연료의 차세대관리기술은 산화물 핵연료를 전해환원시켜 금속으로 관리하는 기술이다. 이 공정에서 발생된 LiCl 폐용융염은 Cs, Sr과 같은 핵분열 생성물을 함유하고 있으며, 그 자체로서 수용성이고 방사선에 분해가 잘 되므로 처분 수용기준에 맞게 안정화시켜 처리해야 한다. 현재 이를 처리하기 위한 방법으로 고온에서도 핵분열 생성물의 이온교환 및 흡착이 가능한 제올라이트 A를 이용한 이온교환 및 단순혼합 방식이 주로 적용되고 있다.(중략)

• Bulletin of the Korean Chemical Society
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• v.18 no.12
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• pp.1256-1260
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• 1997

A series of acyclic polyethers bearing amide end-groups and lipophilic alkyl chains (3-5) were successfully synthesized with quantitative yields. Based upon the transport experiment in a bulk liquid membrane (BLM) system and solvent extraction, a very high selectivity of Pb2+ over other transition metal cations was observed. Measurement of thermodynamic parameters for complexation in methanol at 25 ℃ gave a strong evidence for excellent selective complexation for lead ion over other transition metal ions.