• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
• /
• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
• /
• pp.572-578
• /
• 2003

본 발명은 비 접촉방식으로 데이터 정보를 인식하는 RFID(Radio Frequency Identification) 시스템과, 위성으로부터 정확한 시간과 거리를 측정하여 현 위치를 정확히 계산하는 GPS와, 이동통신 분야에서 많이 사용되고 있는 대역확산 기술인 CDMA를 이용하여 원자력발전소 임시저장소로부터 방사성폐기물 처분장까지의 전 과정을 방사성폐기물 개별 드럼 단위로 원격 감시할 수 있는 방사성폐기물 통합 관리 시스템이다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제5권3호
• /
• pp.257-265
• /
• 2007

한국원자력연구원 방사성폐기물 저장시설에는 2006년 기준으로 약 1,000 여개(200L 환산)의 폐필터가 저장중이며, 그 발생량은 계속 증가하는 추세에 있다. 현재 저장시설의 저장 공간 확보뿐만 아니라 폐필터의 효율적인 관리를 위하여 비닐 백에 넣어 저장 및 관리되고 있는 폐필터들을 적절한 압축 처리 과정을 거쳐 최종적으로 규격화된 드럼에 포장하려는 계획을 가지고 있다. 이를 위해, 먼저 과거 발생이력을 조사함으로서 저장중인 폐필터들의 분류를 통한 그룹화를 수행하였다. 또한 드럼포장을 위해서는 사전에 핵종평가가 수행되어야 하며, 그 방법으로는 폐필터의 해체 없이 표면선량률을 측정하여 대표시료를 채취하며, 이 시료에 대하여 방사성폐기물 인도규정에서 요구하는 수준의 핵종분석을 수행할 것이다. 그리고 드럼포장을 위해, 방사성폐기물 처리시설에서 개발된 폐필터 처리장치를 이용하여 직육면체 형의 폐필터를 원주형 성형을 함으로서 드럼에 넣은 후, 최종적으로 수직 압축함으로써 폐필터를 처리하고자 한다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제6권3호
• /
• pp.189-203
• /
• 2008

원전 부지에 저장중인 방사성폐기물을 처분장에 인도하기 전에 폐기물의 물리 화학적 특성이 인수기준에 적합한지를 검사해야 한다. 검사하는 방법 중 비파괴 검사방법에 대해 조사하였는데, 조사결과 X-ray를 이용한 비파괴 방법을 적용하면 인수검사 항목 중 '드럼내 내용물 검사', '유리수 및 채움율 정량검사'를 할 수 있는 것으로 나타났다. 본 논문에서는 먼저 X-ray 장비의 원리와 시스템 선정 시 고려해야 할 사항들에 대해 간략하게 살펴 본 후 X-ray 장비를 이용하여 검사해야 할 드럼들의 특성을 분석하였다. 분석한 특성들은 드럼의 종류, 드럼의 규격, 드럼내 내용물의 종류 등이었고 이들 특성자료를 이용하여 검사에 필요한 X-ray 소요에너지를 계산하였다. 계산 결과 드럼 크기가 320 l 이하인 드럼을 검사하기 위한 소요에너지는 3 MeV 이하로 나타났으며 경제성 및 실현가능성 측면에서 450 keV 장비와 3 MeV 장비를 조합하거나 단독으로 사용하는 것이 바람직하고 이 때 450 keV 장비를 이용하여 검사가 가능한 저밀도 드럼 수는 2006년 12월 저장기준으로 42,327 드럼, 3 MeV 장비를 이용하여 검사가 가능한 드럼 수는 18,105 드럼으로 나타났다. 검사를 수행하는 주체, 장비 구매 방안 등에 따라 4가지 검사 시나리오를 수립하고 이에 대해 경제성 및 적용 가능성을 분석한 결과 최적의 검사시나리오는 인수기준, 처리 및 처분장 인도에 대한 폐기물 발생자의 정책 등에 영향을 받는 것으로 나타났다. 예를 들어, '유리수', '채움율'에 대한 정량분석과 ‘내용물 확인’을 모두 해야 할 경우에는 밀도가 상대적으로 낮은 폐기물이 담겨있는 ‘저밀도 드럼’의 검사를 위해 450 keV 이동형 장비 2대를 구입하여 자체 검사하고 ‘고밀도 드럼’은 외주로 검사하는 것이 바람직할 수 있다. 반면‘내용물 확인’만을 비파괴 검사항목으로 할 경우에는 450 keV 급 이동형 장비 1대면 연간 13,000 드럼을 검사할 수 있는 것으로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제18권2_spc호
• /
• pp.317-325
• /
• 2020

한국원자력환경공단은 처분시설 내 1단계 인수·저장구역의 인수검사 공간 및 드럼 취급 공간 부족에 대한 문제를 해결하기 위하여 방폐물검사건물을 건설하여 저장·처리능력을 확충할 예정이다. 본 연구에서는 MCNP 코드를 이용하여 방폐물검사건물 내 저장구역에서 취급하는 해체 방사성폐기물 대상 신형처분용기를 대상으로 작업종사자의 피폭선량을 평가하였다. 평가결과, 시설 내 저장 가능한 최대 용기 개수(304개)와 방사선작업에 대한 연간 예상 작업시간(약 306시간)에 대하여 연간 집단선량은 총 84.8 man-mSv로 계산되었다. 시설 내 총 304개의 신형처분용기(소형/중형 타입)가 저장 완료된 시점에서 인수검사, 처분검사를 위한 작업종사자의 투입인력은 총 25명, 작업종사자 당 예상피폭선량은 연평균 3.39 mSv로 산출되었다. 소형용기 취급 시 작업종사자의 고방사선량 작업에 따른 작업효율과 방사선적 안전성 확보를 위해서는 콘크리트 라이너의 두께를 증가시키는 추가적인 차폐가 필요할 것으로 평가되었다. 향후 본 연구를 바탕으로 실측기반의 해체폐기물의 선원항과 특성을 활용하여 방사선작업 당 작업시간 및 투입인력을 산출함으로써 작업종사자의 최적의 방사선작업조건을 도출할 수 있을 것으로 사료된다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제10권2호
• /
• pp.117-123
• /
• 2012

한국원자력연구원 내 저장중인 중 저준위방사성폐기물의 안전한 영구처분을 위하여 방사성폐기물처리시설에서는 이들 저장폐기물의 핵종재고량 평가를 위한 드럼핵종분석장치의 도입을 기획하고 있으며, 이 장치를 운영하고 유지보수하기 위한 전용의 평가시설 구축을 추진하고 있다. 이 평가시설 외부에는 제1방사성폐기물저장시설이 인접하여 있으며 내부에는 평가대상드럼들과 드럼핵종분석장치의 밀도보정용 선원 등이 존재함으로 이들이 방사선원항으로 작용하여 평가시설 내 외부의 선량률에 영향을 미치게 된다. 따라서 방사선원항 주변의 콘크리트 구조물에 대한 방사선차폐 영향을 평가하여야 한다. 본 연구에서는 MCNP 코드를 이용하여 해당 방사선원항으로부터 평가시설 내부 방사선관리구역을 둘러싸고 있는 콘크리트 구조물에 대한 방사선 안전성을 평가하였다. 평가결과 현재 고려되고 있는 콘크리트 구조물의 약 30 cm 두께는 해당 방사선원항으로부터의 방사선을 차폐하기에 충분한 것으로 확인되었다.

• 한국포장학회지
• /
• 제29권3호
• /
• pp.203-209
• /
• 2023

The increasing saturation challenges in storage facilities for Low- and Intermediate-Level Radioactive Waste call for a more efficient storage approach. Consequently, we have developed a square-structured container that features a storage capacity approximately 20% greater than that of conventional drum-type containers. Considering the need to contain various radioactive wastes from nuclear power usage securely until they no longer pose a threat to human health or the environment, this study focuses on evaluating the sealing efficacy of the newly designed rectangular container using finite element analysis. Since radioactive waste containers typically do not experience external forces except under special circumstances, our analysis simulated the impact of an external force, assuming a fall scenario. After fastening the bolts, we examined the vertical stress distribution on the container by applying the calculated external force. The analysis confirms the container's stable seal.

• 한국수소및신에너지학회논문집
• /
• 제26권1호
• /
• pp.64-70
• /
• 2015

Organic Rankine cycle (ORC) is an useful cycle for power generation system with low temperature heat sources ($80{\sim}400^{\circ}C$). Since the boiling point of operating fluid is low, the system is used to recover the low temperature heat source of waste heat energy. In this study, a ORC with R134a is applied to recover the waste energy of condenser of coal fired power plant. A system model is developed via Thermolib$^{(R)}$ under Simulink/MATLAB environment. The model is composed of a refrigerant heat exchanger for heat recovery from coal fired condenser, a drum, turbine, heat exchanger for ORC heat rejection, storage tank, water recirculation pump and water drip pump. System analysis parameters were heat recovery capacity, type of refrigerants, and types of turbines. The simulation model is used to analyze the heat recovery capacity of ORC power system. As a result, increasing the overall heat transfer coefficient to become the largest of turbine power is the most economical.

• 제어로봇시스템학회:학술대회논문집
• /
• 제어로봇시스템학회 1996년도 한국자동제어학술회의논문집(국내학술편); 포항공과대학교, 포항; 24-26 Oct. 1996
• /
• pp.511-515
• /
• 1996

A remote controlled mobile robot system has been developed and tested to monitor the radiation area in the nuclear power plant. The mobile robot system operates according to car-driving-like commands and is capable of radiation measurement and visual inspection in unmanned situations under radiation. The robot system is equipped with a radiation sensor and two cameras with appropriate illumination set-ups. The camera with auto-focus function and 8-times zoom lens is mounted on the pan/tilt rotational base and the other is mounted on the front panel of the robot system. All commands regarding the motion of the mobile robot and various sensors are given through the monitoring system which is designed to provide an integrated man-machine interface.

• 대한기계학회논문집A
• /
• 제36권5호
• /
• pp.571-577
• /
• 2012

본 논문에서는 우수관로부터 발생되는 퇴적토의 준설처리를 위한 소형의 이동식 준설일괄처리 시스템을 제안하고, 특히 진공사이로와 1차 선별분리기 그리고 컨베이어를 일체화하는 진공사이로 선별분리장치를 설계하였다. 진공사이로 선별분리장치는 저장조, 이송 스크류, 진공 게이트, 스크린 바, 스크린 바 클리너, 진공배출장치로 구성된다. 특히 저장조 내에서 흡입공기의 흐름은 선별분리 성능의 주요 요소임을 고려하여 CFD 유동해석을 통해 최적형상을 도출하였다. 또한 CAE 구조해석을 통해 판재로 이루어지는 저장조의 안전성을 검토하였다. 그리고 3D-CAD 모델링을 통한 구동 메커니즘의 기구적, 역학적 시뮬레이션을 수행하여 사양을 결정하였다. 본 연구에 이어서, 드럼 스크린형 2차선별기, 데칸터형 탈수장치 그리고 보조장치인 오수탱크와 펌프 등을 설계할 것이다. 그리고 본 설계를 바탕으로 시제품을 제작하고 필드테스트를 수행할 것이다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제5권3호
• /
• pp.199-212
• /
• 2007

IP-2형 운반용기는 정상운반조건에서의 자유낙하시험 및 적층시험을 수행한 후에 운반내용물의 분산 및 유실이 없어야 하며 외부표면에서의 방사선량률이 20%이상 증가할 수 있는 차폐능력의 상실이 없어야 한다. 본 연구에서는 두꺼운 철판을 구조재로 사용하며 볼트체결방식의 뚜껑을 가진 IP-2형 운반용기에 대한 구조 안전성을 평가하기 위한 해석적인 방안을 제안하였다. 해석적인 방법을 통하여 원자력발전소에서 발생된 방사성폐기물 드럼을 폐기물 처리시설에서 임시저장고까지 운반하기 위한 두 종류의 IP-2형 방사성폐기물 운반용기에 대하여 자유낙하조건에서 운반내용물의 분산 및 유실과 차폐손실이 없음을 확인하였다. 자유낙하조건에서 운반내용물의 분산 및 유실을 평가하기 위하여 최대 볼트단면 평균응력값과 최대 뚜껑열림량을 볼트의 인장강도와 뚜껑부에 존재하는 단차와 비교 평가하였다. 또한 최대 차폐두께 감소량을 이용하여 차폐손실을 평가하였다. 자유낙하조건에 대한 동적충돌해석을 검증하고 구조 안전성을 시험적으로 평가하기 위하여 자유낙하시험을 다양한 방향으로 실시하였다. 자유낙하시험에서는 운반내용물의 분산 및 유실은 볼트체결방식의 뚜껑에서 볼트의 파손 및 플랜지의 변형 등을 검사하여 평가하였으며, 차폐손실은 초음파 두께 측정기를 이용한 차폐두께를 측정하여 평가하였다. 해석에 대한 검증을 위하여 시험에서 취득한 변형률과 가속도를 동일한 위치에서 얻어진 해석결과와 비교하였다. 해석결과는 시험결과에 비하여 보수적인 결과를 보여주므로 해석에서 입증한 IP-2형 방사성폐기물 운반용기의 안전성은 보수적인 결과이다. 마지막으로 유한요소해석을 통하여 적층조건에 대한 IP-2형 방사성폐기물 운반용기는 안전함을 입증하였다.