• Nuclear Engineering and Technology
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• 제43권1호
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• pp.89-98
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• 2011

The construction technology for reactor vessel internals (RVI) modularization is one of the most important factors to be considered in reducing the construction period of nuclear power plants. For RVI modularization, gaps between the reactor vessel (RV) core-stabilizing lug and the core support barrel (CSB) snubber lug must be measured using a remote method from outside the RV. In order to measure RVI gaps remotely at nuclear power plant construction sites, certain core technologies must be developed and verified. These include a remote measurement system to measure the gaps between the RV core-stabilizing lug and the CSB snubber lug, an RVI mockup to perform the gap measurement tests, and a new procedure and schedule for RVI installation. A remote measurement system was developed previously, and a gap measurement test was completed successfully using the RVI mockup. We also developed a new procedure and schedule for RVI installation. This paper presents the new and improved installation procedure and schedule for RVI modularization. These are expected to become core technologies that will allow us to shorten the construction period by a minimum of two months compared to the existing installation procedure and schedule.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제45권4호
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• pp.178-186
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• 2020

Background: Reactor pressure vessel (RV) with internals (RVI) are activated structures by neutron irradiation and volume contaminated wastes. Thus, to develop safe and optimized disposal plan for them at a disposal site, it is important to perform exact activation calculation and evaluate the dose rate on the surface of casks which contain cut-off pieces. Materials and Methods: RV and RVI are subjected to neutron activation calculation via Monte Carlo methodology with MCNP6 and ORIGEN-S program-neutron flux, isotopic specific activity, and gamma spectrum calculation on each component of RV and RVI, and dose rate evaluation with MCNP6. Results and Discussion: Through neutron activation analysis, dose rate is evaluated for the casks containing cut-off pieces produced from decommissioned RV and RVI. For RV cut-off ones, the highest value of dose rate on the surface of cask is 6.97 × 10-1 mSv/hr and 2 m from it is 3.03 × 10-2 mSv/hr. For RVI cut-off ones, on the surface of it is 0.166 × 10-1 mSv/hr and 2 m from it is 1.04 × 10-1 mSv/hr. Dose rates for various RV and RVI cut-off pieces distributed lower than the limit except the one of 2 m from the cask surface of RVI. It needs to adjust contents in cask which carries highly radioactive components in order to decrease thickness of cask. Conclusion: Two types of casks are considered in this paper: box type for very-low-level waste (VLLW) as well as low-level waste (LLW) and cylinder type for intermediate-level waste (ILW). The results will contribute to the development of optimal loading plans for RV and RVI cut-off pieces during the decommissioning of nuclear power plant that can be used to prepare radioactive waste disposal plans for the different types of wastes-ILW, LLW, and VLLW.

• 천문학논총
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• 제22권3호
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• pp.75-81
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• 2007

In this study we present basic principles and features of RVI2CELL, a precise RV (radial velocity) estimation program to process stellar spectra obtained through iodine cell. RVI2CELL is very robust and fast program. The instrument profile can be modeled as a sum of Gaussian functions or a non-parametric arbitrary shape. The RV accuracy estimated by observation of a RV standard star Tau Ceti indicates about 9 m/s.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2018년도 춘계학술논문요약집
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• pp.179-180
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• 2018

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2018년도 춘계학술논문요약집
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• pp.289-290
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• 2018

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권4호
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• pp.437-445
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• 2019

고리1호기의 영구정지 이후 해체공정에 대해 관심이 집중되고 있다. 방사선관리구역 내부 방사화구조물의 해체는 2026년 이후 본격적으로 진행될 예정이다. 원자로와 내부구조물은 원자력발전소의 구조물 중 가장 높은 수준의 방사능을 갖고 있으며 1차측의 대표적인 중량물로, 절단해체 과정에서 방사선학적 측면과 산업안전 측면에서 주의가 요구된다. 효율적인 해체 폐기물 관리를 달성하기 위해 원자로와 내부구조물의 절단해체공정에 대한 연구가 수행되었다. 방사화 평가결과 내부구조물의 노심 측면부와 상/하부의 일부는 중준위 폐기물로 평가되었고 이외의 구성품은 저준위로 평가되었다. 상대적으로 방사화가 많이 되고 복잡한 형상을 갖는 내부구조물의 경우 작업자의 피폭을 저감하기 위해 수중에서 다양한 절단방법을 통해 원격절단하는 방안이 제안되었고, 절단물은 약 19개의 극저준위/저준위 포장용기와 9개의 중준위 포장용기에 적재될 것으로 예상되었다. 방사화 평가결과 원자로의 노심 측면부는 저준위 폐기물로 평가되었고 이외의 부분은 극저준위 또는 자체처분수준의 폐기물로 확인되었다. 상대적으로 방사화가 적게 된 원자로의 경우 열적절단 방법을 사용해 현재위치에서 인양하며 공기중에서 원격절단하는 방안이 제안되었고, 절단물은 약 42개의 극저준위/저준위 포장용기에 적재될 것으로 예상되었다.

• 한국수정란이식학회지
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• 제13권3호
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• pp.301-312
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• 1998

난포액내 함유되어 있는 단백질성분 중에서 sucrose 층으로부터 정자의 swim-up 이동을 자 극하는 성분을 분리하기 위하여 paper chromatography (PC) 및 reverse phase column (RPC) 과 superose column (SC)를 이용한 액체 chromatography의 분리효과를 조사하였던 바 결과는 다음과 같다. 1. Chromatography용 paper로 분리한 각 band 의 성분은 첨가농도가 증가할수록 정자의 이동과 운동을 자극하였으며, 특히 band 1 성분은 정자의 이동을 유의하게 증가시켰다. 그러나, 동일 첨가수준에서 bands 성분의 정자 이동과 운동자극효과는 난포액의 효과에 비하여 유의하게 낮았다. 2. $\mu$RPC를 이용 2~5mm 난포로 부터 분리한 성분중 RT3.33, RT7.00, RTl3.87 및 RTl6.6A 성분은 정자의 이동을 자극하였으나, 자극효과는 매우 적었다. 3. $\mu$RPC를 이용 10mm 난포로 부터 분리한 성분은 정자의 이동과 활력을 자극하지 않았다. 4. SC를 이용 2-5mm 난포로 부터 분리한 성분 중 RVI.35 성분과 RV0.82 성분은 정자의 이동과 운동을 유의하게 자극하였다. 결론적으로 난포액내 정자의 이동과 운동을 자극하는 단백질 성분은 superose column을 이용하여 효과적으로 분리할 수 있으며, 분리된 RVI.35 성분과 RV0.82 성분은 정자의 swim-up 분리를 자극하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권2_spc호
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• pp.291-303
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• 2020

영구정지후 해체가 계획된 고리 1호기 원자력발전소는 해체과정에서 다양한 종류의 방사성폐기물이 대량으로 발생될 것으로 예상되고 있으며, 이 중 원자로 및 내부구조물은 방사능 수치가 높으므로 1차측에서 적절한 크기와 중량으로 해체된다. 고리 1호기 해체시 원자로 및 내부구조물에서 발생되는 방사성폐기물에 대하여 기존 폐기물의 자체처분 현황 및 법적 제한 사항 분석 등을 통해 적절하고 효율적인 처분방법을 마련하는 것은 중요한 사안일 것으로 판단된다. 원자로 및 내부구조물에서 발생되는 폐기물은 중준위에서부터 자체처분까지 다양한 준위의 폐기물들이 발생되며, 이 중 자체처분 준위에 해당되는 폐기물은 방사화 평가 결과, 원자로 상부 헤드와 상부 헤드 인슐레이션에서 발생되는 것으로 나타났다. 본 논문에서는 방사화 평가 결과를 바탕으로 자체처분 준위에 해당되는 폐기물을 자체처분 평가 코드인 RESRAD-RECYCLE 코드를 사용하여 자체처분 안전성 평가를 수행하였다. 대상 폐기물의 자체처분 시나리오를 선정하고 자체처분시 개인 및 집단별 최대선량을 계산하여 국내 원자력안전법에서 규정하는 자체처분 기준 제한치의 만족 여부를 판단하였다. 평가 결과, 전체적으로 상당히 낮은 결과값을 보이며 기준 제한치를 만족하는 결과를 나타내었으며, 핵종별 자체처분 허용농도를 도출하였다.