• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.363.2-363
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• 2001

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.621-626
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• 2003

핵비확산성 건식공정 산화물핵연료는 경수로 사용후핵연료를 재가공하여 원전에서 사용할 수 있는 핵연료로 재가공하는 개념으로, 이 실험은 고방사능 물질인 사용후핵연료를 초기물질로 사용하므로 고방사능 차폐시설인 핫셀 내에서 원격으로 조작되어야 하는 기술적 특성 때문에 이 실험은 적절한 공학적 요건과 안전성을 갖춘 전용시설(DFDF: DUPIC Fuel Fabrication Facility)을 구축하여 '00년 1월부터 실제 사용후핵연료를 사용한 실험을 수행하고 있다. DFDF에서 최대 약 50 ㎏U/yr의 사용후핵연료를 사용하여 건식공정 산화물핵연료 제조시험을 수행할 때 IMEF 시설의 방사선 환경영향에 미치는 영향을 검토하였다 분석한 결과 DFDF 시설의 운영으로 인한 영향은 모두 관련법규를 만족할 뿐 아니라 IMEF 시설의 설계기준도 만족하는 것으로 분석되었다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.168-171
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• 2003

조사재시험시설(IMEF : Irradiated Materials Examination Facility)은 원자력연구소 부지 내에 위치하고 있는 핫셀 시험시설로써, 하나로 연구용 원자로 및 상용 원자력발전소에서 중성자에 조사한 사용후핵연료 및 구조재료 등의 조사특성에 대한 시험 및 평가를 수행하고 있다. 따라서 핫셀 내부에서 시험을 완료한 고준위 고체폐기물들은 시설의 고유기능을 지속적으로 수행하기 위해서 정기적으로 핫셀 외부로 반출 및 원자력연구소 부지내의 저장시설에 옮겨 처리해야 한다. 시설준공(1993년 말) 후 현재까지 고준위폐기시설인 모노리스(monolith)로 반출 및 처리한 물량은 50리터용 폐기물처리용 통(bin)으로 약 30개이며, 해마다 그 양이 늘어나고 있는 추세이다. 본 논문에서는 조사재시험시설의 핫셀에서 고준위폐기시설인 모노리스(monolith)까지의 일련의 반출 및 처리에 대한 절차 및 작업내용을 간략하게 기술하고자 한다.

• 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.

• 방사성폐기물학회지
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• 제2권3호
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• pp.155-164
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• 2004

사용후핵연료의 효율적인 관리를 위하여 원자력연구소에서 개발중인 사용후핵연료 차세대관리 종합공정(ACP)은 공정타당성연구 단계를 마치고 이의 실증을 위한 $\alpha$-${\gamma}$ type핫셀 건설 단계에 이르렀다. 핫셀의 설계에 앞서 사용후핵 연료를 취급하게 되는 과정에서 발생할 수 있는 방사능에 대한 환경영향평가를 정상운전 시와 사고발생 시로 나누어 수행하였다. 평가에 필요한 자료들은 공정의 개념설계 보고서와 최근 연구소부지 기상 테이터 및 부지특성 자료를 바탕으로 하였으며 기존의 유사한 시설에 대한 평가방법을 참조하였다. 각 핵종별 발생량과 방출량을 계산하여 피폭선량을 계산하였으며 평가결과 원자력법관련 규제기준과 핫셀이 위치하게 되는 IMEF 건물의 안전성분석 기준보다 매우 안전한 결과를 얻어 시설 운영에 대한 안전성을 확보하였다.

• 한국정밀공학회:학술대회논문집
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• 한국정밀공학회 2003년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.1438-1441
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• 2003

The project for "Development of Advanced Spent Fuel Management Technology" has a plan of a demonstration for the Advanced Management Process in the hot cell of IMEF. The Advanced Management Process are being developed for efficient and safe management of spent fuels. For the demonstration, several devices which are used to safely transport and handle nuclear materials without scattering have been derived by analyzing the Advanced Management Process, object nuclear material and modules of process equipment and performing graphical simulation of transportation/handling by computers. For verification, powder transportation vessel and handling device have been designed and manufactured. And several tests such as transporting, grappling, rotating the vessel have been performed. Also, the design requirements of transportation/handling equipment have been analyzed based on test results and process studies. The developed design requirements in this research will be used as the design data for the Advanced Management Process.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
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• pp.297.2-297
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• 2002

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 추계학술발표회 발표논문집
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• pp.1355-1356
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• 2004

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 1990년도 추계학술대회논문집; 한양대학교, 서울; 24 Nov. 1990
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• pp.125-128
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• 1990

조사후 시험시설(Post Irradiated Examination Facility, PIEF)은 내진범주 1 급 구조물로서 현재 각종 실험 및 연구가 진행중인 원자력 안전관련시설물 이다. 한편 이 건물로부터 30m - 120m 정도 떨어져 있는 다목적연구로 (Korea Multipurpose Research Reactor, KMRR) 및 조사재시험시설 (Irradiation Material Examination Facility, IMEF)의 건조사업을 위하여 기 초암반의 굴착작업을 수행할 경우 발파작업에 따른 그 진동 및 폭풍압영향 이 염려되어, 그 안전성 평가를 위하여 시험발파를 수행해야 할 필요가 제기 되었다. 우선 운전중인 원자력안전 시설물에서의 발파에 따른 진동허용 기준 을 설정하고, 둘째로 거리에 따른 폭발량을 경험식에 따라 잠정 결정한 후, 세째로 시험발파에 의한 진동 측정을 수행하여 그 영향을 평가하고, 끝으로 이에 따라 거리별 제한 폭발량을 결정한후 실제 본발파에 적용하고자 한다. 이로써 운전중인 원자력 안전관련시설물인 PIEF의 안전 운전을 도모하고 KMRR및 IMEF 시설의 건조를 원만하게 이룰 수 있을 것이다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.411-420
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• 2003

원자력발전소 운전과 함께 국내 원전에서 계속 발생, 저장하고 있는 사용후핵연료를 안전하고도 효율적으로 관리하기 위하여 차세대관리 종합공정을 개발하고 있으며, 이를 실증하기 위한 시설을 설계 중에 있다. 이 실증시설은 조사재시험시설에 마련된 예비 핫셀을 차세대관리 종합공정의 특성을 고려하여 개조하여 사용할 예정이다. 이 연구에서는 실증시설에 대한 기존 시설 및 부대시설의 개조방안 등 기본 건축구조 설계에 대한 기준과 설계내용을 제시하였으며, 건축구조물의 안전성을 입증하기 위한 해석을 수행하고 그 결과를 제시하였다. 본 연구결과는 차세대관리 종합공정 실증시선의 상세설계를 위한 자료로 사용될 것이며, 시설의 인허가를 위한 자료로 활용될 것이다.