• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.596-600
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• 2003

원자력발전소에서 발생하는 사용후핵연료의 효율적인 관리를 위하여 원자력연구소에서는 사용후 핵연료인 이산화우라늄을 금속우라늄으로 전환시키는 차세대관리 종합공정(ACP)을 개발하고 있으며 공정의 기초가 되는 핫셀을 설계 중에 있다. 핫셀의 설계에 앞서 사용후핵연료를 취급하게 되는 과정에서 발생하는 방사성물질들에 대한 환경영향평가를 수행하여 시설 운영에 대한 안전성을 평가하였다. 각 핵종별 발생량과 방출량을 계산하고 정상운전시와 사고시의 피폭선량을 평가하여 원자력법관련 규제기준과 핫셀이 위치하게되는 IMEF 건물의 안전성분석 기준보다 매우 안전한 결과를 얻음으로써 시설 운영에 대한 안전성을 확보하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.133-134
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• 2004

DUPIC (Direct Use of spent PWR fuel In CANDU) fuel cycle technology is being developed at Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI). All the DUPIC fuel fabrication processes are remotely conducted in the completely shielded M6 hot-cell located in the Irradiated Material Examination Facility (IMEF) at KAERI. Undesirable products such as spent nuclear fuel powder debris and contaminated wastes are inevitably created during the DUPIC nuclear fuel fabrication processes.(omitted)

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 추계학술발표회 발표논문집
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• pp.951-952
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• 2004

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.614-620
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• 2003

원자력연구소에서는 국내 원전에서 배출된 사용후핵연료를 IMEF M6 핫셀에서 건식 재가공하여 건식공정 산화물핵연료를 개발하였다. 개발된 핵연료의 성능을 검증하기 위해서는 실제 상용로와 동일한 고온고압 조건하에서 조사시험이 필요하나 국내에는 이러한 조사시설을 갖추지 못하고 있으므로 핵연료 성능의 검증이 어렵던 차에 한$\cdot$카$\cdot$미 IAEA간의 국제공동연구 과제진도회의에서 AECL측은 중성자비를 받지 않고 캐나다 NRU에서 건식공정 산화물핵연료를 조사시험을 할 수 있다고 제안하였다. NRU 조사시험을 하고자 하는 핵연료는 건식공정 산화물핵연료봉 10개(약 6kgU)이며 운반물 분류등급에 따라 제7종 위험물로 핵분열성물질에 해당한다. 일반적으로 소량의 방사성물질을 운반할 경우에는 비용뿐 아니라 수송기간 측면에서 항공수송이 선박수송에 비해 유리한 것으로 알려져 있어 항공기를 이용한 건식공정 산화물핵연료의 해외 수송방안을 검토하였다. 검토결과, 현재 건식공정 산화물핵연료봉 10개를 운반할 수 있는 적절한 항공수송용 수송용기가 없어 항공수송이 불가능한 것으로 조사되었다. 선박을 이용한 해외 수송방안은 가능하나 이 경우에는 전용선박을 사용해야 함으로 비용이 많이 수요되는 것으로 분석되었다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.344-344
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• 2004

한국원자력연구소에서는 사용후핵연료의 체적을 감소시켜 저장 안전성 및 경제성을 확보키 위한 사용후핵연료 차세대관리 공정(ACP)을 개발하고 있다. 이 기술의 개발을 위해서는 사용후핵연료를 사용한 실증시험이 필수적이며, 이를 위한 ${\alpha}-{\gamma}$ type의 hot cell 시설 및 부속시설이 필요하다. 연구소는 별도의 실증시설에 요구되는 고 비용을 줄이기 위해 현재 연구소가 보유하고 있는 조사재시험시설(IMEF)의 지하에 위치한 예비 hot cell을 활용키로 하고 차세대관리 종합공정의 특성 및 용도에 맞는 시설의 수정/보완 업무를 수행해오고 있다.(중략)

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.118-123
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• 1998

원자로 압력용기 재료로 사용되고 있는 ASTM SA508 및 SA533 계열의 재료는 결정구조가 체심입방격자(bcc)로서 시험온도별 최대흡수에너지(USE)에 대한 선도를 그리면 고온에서는 연성이 크고, 저온에서는 취성이 큰 전형적인 “S”자 형태의 Cv-천이온도곡선으로 나타난다. 그리고 조사전과 조사후의 연성-취성천이온도곡선을 흡수에너지값이 30ft-lb 또는 50ft-lb인 지점에석 비교해보면 재료의 조사취화(radiation embrittlement)현상으로 온도가 높은 쪽으로 이동됨을 알 수 있으며, 이러한 온도의 이동값은 원자로의 운전수명과 밀접한 관련이 있다. 따라서 조사전후의 흡수에 너지값에 따른 온도변화량를 정확하게 산출하기 위해서는 시편의 온도를 조절하는 장치 및 시편을 아주 짧은 시간내에 충격시험기의 앤빌까지 장전하는 장치 둥의 충격시험시스템 구축은 매우 중요하다. 이에 조사계시험시설(IMEF)에서는 원자로 압력용기 감시시험에 대한 충격시험시스템을 구축하였고, 이의 내용은 감시시험 수행에 기준이 되는 ASTM El85-82 및 과학기술처 고시 제 92-20호의 세부내용을 충분하게 만족시키는 것으로 확인되었으며, 이렇게 확인된 내용들은 현재 국내에서 수행되고 있는 감시시험에 적극적으로 활용되고 있다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.503-508
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• 1998

연구용원자로인 하나로(HANARO)에서 중성자 조사된 캡슐 및 핵연료다발을 절단 및 해체하기 위한 장비인 캡슐절단기를 개발하여 조사재시험시설(IMEF)의 M2 핫셀(hot cell)에 설치하였다. 재료 및 핵연료의 개발을 위해 하나로에서 조사되는 캡슐 및 핵연료다발의 절단 및 해체는 핵연료봉 및 캡슐내부에 내장되어 있는 시편에 손상 및 결함이 발생하지 않도록 하는 것이 매우 중요하며, 이러한 장비는 핫셀의 작업구역에서 원격조작기를 사용하여 원격으로 조작이 용이하도록 설계 및 제작되어야 한다. 이에 조사재시험시설에서 개발한 캡슐절단기는 가공물이 회전 및 좌우이송, 절단용 철이 회전 및 전후이송이 각각 되도록 하였고, 핫셀내에 설치하기 전에 가공에 필요한 최적의 조건을 설정하였다. 그리고 핫셀내 설치후 중성자에 조사되지 않은 하나로용 핵연료다발과 조사된 무계장캡슐을 건식상태로 절단 및 해체하여 장비 성능을 확인하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.509-514
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• 1998

ORIGEN-S 전산코드로 계산된 가압경수로(PWR)사용후핵연료 내에 존재하는 방사성핵종비 $^{134}$ Cs/$^{137}$Cs 및 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs 를 감마선 분광실험으로 측정한 값과 비교하여 핵연료의 연소도를 결정하였다. 고리 1호기 및 2호기 사용후핵연료봉에 대한 감마선 분광실험을 한국원자력연구소 조사재시험시설(IMEF)과 조사후시험시설(PIEF)의 시험기기 및 장치를 이용하여 수행하고 이 결과로부터 $^{134}$ Cs/$^{137}$Cs 와 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs 의 핵종비를 측정하였다. 이와 별도로 사용후핵연료의 연소도, 냉각시간, 초기농축도등에 따른 $^{134}$ Cs/$^{137}$Cs 와 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs의 핵종비를 ORIGEN-S 코드로 계산을 하였으며, 이 핵종비와 연소도 사이의 관계를 회귀분석하여 2차 다항식 함수로 유도하였다 이관계식과 감마선 분광실험으로 측정한 $^{134}$ Cs/$^{137}$Cs와 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs 의 핵종비를 이용하여 각각의 연소도를 결정할 수 있었다.

• 제어로봇시스템학회:학술대회논문집
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• 제어로봇시스템학회 2000년도 제15차 학술회의논문집
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• pp.415-415
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• 2000

The functions of a mobile robot such as obstacle knowledge and collision avoidance for in-door cleaning are necessary features, as has been much studied in the field of industrial automatic guided vehicle or general mobile robot. A mobile robot, in order to avoid collision with obstacles, has to gather data with environment knowledge sensors and recognize environment and the shape of obstacles from the data. In the study, a wall-following algorithm was suggested as a autonomous moving algorithm in which a mobile robot can recognize obstacles in indoor like environment and do cleaning work in effect. The system suggested in the study is for cleaning of nuclear material dusts generated in the process of nuclear fuel manufacturing and decontamination of devices in disorder which is performed in M6 radioactive ray shield hot-cell in IMEF(Irradiated Material Examination Facility) in the Korea Atomic Energy Research Institute.

• 제어로봇시스템학회:학술대회논문집
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• 제어로봇시스템학회 2001년도 ICCAS
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• pp.161.3-161
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• 2001

This paper describes design features of a cleaning robot for use in a radioactive zone of the Isolation room of the Irradiated Material Examination Facility (IMEF) at Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI). This cleaning robot is intended to completely eliminate human interaction with hazardous radioactive contaminants. The clean ing robot that is operated either by manual mode or by autonomous mode is designed to be capable of cleaning the isolation room´s floor surface and collecting dry nuclear fuel debris and other radioactive waste placed on the floor. The functional, mechanical and electrical design considerations of the cleaning robot in terms of remote cleanup operation and remote maintenance at a radioactive environment are presented. A graphical representation of the cleaning ...