• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2011.05a
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• pp.255-256
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• 2011

• Proceedings of the Korea Information Processing Society Conference
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• 2005.11a
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• pp.1403-1406
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• 2005

원자력 시설 및 연구용 원자로 해체 시 해체 일정과 해체 폐기물량 그리고 해체 비용을 분석하기 위한 평가식이 수립되었다. 연구로 2 호기 Thermal column 자료를 참고하여 평가식을 실험하였다. 해체 공정 모사 결과를 애니메이션으로 보여주는 가시화 모듈과 해체 일정과 해체 폐기물량, 작업자 피폭선량 및 해체 비용 등을 평가식으로 계산 한 후 그 결과를 그래픽으로 보여주는 시뮬레이션 모듈로 구성된 해체 디지털 목업 시스템의 그래픽 사용자 인터페이스가 설계되었다. 해체 단위 작업별 평가식은 원자력과 관련한 시설 해체 시 해체 일정 및 해체 비용 분석 및 예측에 중요한 기초자료로 사용 될 것이다. 또한 그래픽 사용자 인터페이스는 방사능의 오염으로 인해 작업자가 접근하기 힘든 환경에서의 해체 활동을 사전에 경험함으로써 피폭으로부터 작업자의 안전성을 향상시킬 수 있는 유용한 도구로 활용될 수 있다.

• Journal of the Korean Geotechnical Society
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• v.22 no.2
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• pp.19-28
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• 2006

Long-term field observations were performed in three excavation sites in order to investigate the displacement behavior of adjacent ground during overall excavation procedure, where the depths of deep excavations were 15 m$\∼$29 m. In this study, ground settlements and lateral displacements of braced wall measured during installation of retaining wall and removal of bracing were specially focused to evaluate the behavior quantitatively according to three-stage-divided procedure, i.e. pre-excavation, main excavation, and removal of bracing. Through field measurements on three excavation sites, lateral displacements induced during removal of bracing are approximate to 40$\%$ of the amount found during main excavation stage and additional adjacent ground deformation during post-excavation procedure ranges from 18$\%$ to 33$\%$ of that found during main excavation stage, based on the settlement volume. In conclusion, it was quantitatively identified in this study that the deformations of adjacent ground during pre- and post-excavation stage were not negligible.

• Proceedings of the Korean Society of Precision Engineering Conference
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• 2001.04a
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• pp.760-763
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• 2001

In this study, the graphical design system is developed and the digital mock-up is implemented for designing the spent fuel handling and disassembling processes. This system is used throughout the design stages from the conceptual design to the motion analysis. By using this system, all the processes involved in the spent fuel handling and disassembling precesses are analyzed and optimized. Also, this system is used in developing the on-line graphic simulator to enhance the reliability and safety of the spent fuel handling process by providing the remote monitoring function of the process. The graphical design system and the digital mock-up system can be effectively used for designing the process equipment, as well as the optimization of the main processes and maintenance processes of the spent fuel management.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.10a
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• pp.284.2-284
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• 2001

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2010.10a
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• pp.53-54
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• 2010

• Explosives and Blasting
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• v.21 no.3
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• pp.37-48
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• 2003

김해 국제공항 2단계 확장 공사 중 구 국제선 청사 발파해체공사"는 5.5초의 기폭시차를 두고 약 7초간에 구조물의 붕괴를 유도하여, 단기간에 안전하며 최대의 효율을 낼 수 있는 발파해체공법을 적용하여 시공하였다. 이에 따라 발파해체공사의 공법, 공정, 세부 현황 및 결과, 발파공해영향권에 대해 분석, 평가 하였다. 구 국제선청사 구조물은 3층 높이로 저층 구조물에 해당하고 구조물의 특성상 Span 간격이 길고 충고가 높다. 또한 지반이 액상한계점 상태까지 도달하여 구조안전진단 결과 위험등급인 D등급으로 판정되었다. 본 대상건물과 같이 충고는 낮지만, 구조 안전성 측면에서 위험 요소를 가지고 있으므로 발파공법을 적용하여 해체를 실시하였다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.238-238
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• 2004

우라늄 변환시설은 중수로용 $UO_2$ 분말 제조 시설로서 2001년도부터 제염 해체를 통한 변환시설 환경복원사업을 시작하였다. 변환 공정의 운전 중 발생하여 라군(lagoon)에 저장되어 있는 방사성 슬러지 폐액의 처리는 시설의 해체과정에서 매우 중요한 업무중의 하나이다. 라군 슬러지의 주성분은 $NH_4NO_3$, $NaNO_3$, $Ca(NO_3)_3$, $CaCO_3$ 및 U 화합물과 소량의 Fe, Mg, Al, Si 및 P 화합물로 구성되어 있다.(중략)

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.169-172
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• 1996

본 연구에서는 DUPIC 핵연료 주기개발이 상업화 됨을 전재로 하였을때 핵연료 제조 공정에 대하여 핵임계 해석을 수행하였다. 계산 과정은 PWR 핵연료봉을 해체하는 공정과 분말을 취급하는 공정으로 나누었으며, 이중 우발성의 원리를 기초하여 가상 사고 조건을 고려하였다. 핵임계 해석의 결과, DUPIC 핵연료 제조 공정에서는 특별한 가상조건을 제외하고는 핵임계의 위험은 없는 것으로 나타났다.

• Journal of Energy Engineering
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• v.16 no.3
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• pp.93-102
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• 2007

This paper presents a scenario evaluation model of the AHP (Analytic Hierarchy Process) to evaluate dismantling scenarios considering quantitative and qualitative considerations. And decommissioning information producing modules which can obtain a dismantling schedule, quantify radioactive waste, visualize a radioactive inventory, estimate a decommissioning cost, and estimate a worker's exposure was developed to assess qualitatively decommissioning information. The digital mock-up (DMU) system was developed to verify dismantling processes and find error of scenarios in virtual space. It combines and manages the decommissioning information producing modules, the decommissioning DB, and the dismantling evaluation module synthetically. By using AHP model and DMU system, the thermal column in KRR-1 was evaluated on plasma arc cutting scenario and nibbler cutting scenario using the developed decommissioning DMU system.