The uncertainty analysis for the in-vessel steam explosion during severe accidents at a nuclear power plant is performed using a probabilistic approach. This approach consists of four steps; 1) screening, 2) quantification of uncertainty 3) propagation of uncertainty, and 4) output analysis. And the specific methods which satisfy the sub-objectives of each step are prepared and presented. Compared with existing ones, the unique feature of this approach is the improved estimation of uncertainties through quantification, which ensures the defensibility of the resultant failure probability distributions. Using the approach, the containment failure probability due to in-vessel steam explosion is calculated. The results of analysis show that 1) pour diameter is the most dominant factor and slug condensed phase fraction is the least and 2) fraction of core molten is the second most dominant factor, which is identified as distinct feature of this study as compared with previous studies.

가압경수형 피동형 원자로의 대표적인 노형인 미국 westinghouse사의 AP600을 참조발전소로하여 피동형기기 용량 및 캔드형 원자로냉각재 펌프의 관성에 대한 민감도 분석을 수행하였다. 분석결과 축압기 및 노김보충수탱크는 용량을 20% 감소시킨 경우에 대해서도 핵연료 피복재 온도는 설계기준치를 충분한 여유도를 가지고 만족하고 있는 것으로 분석되었으며, 중력과 밀도차이에 의하여 형성되는 자연대류를 이용하는 피동잔열제거계통의 성능은 초기조건보다는 기기의 용량과 위치에 더 큰 영향을 받는 것으로 나타났다. 또한 원자로냉각재 펌프의 관성이 증가함에 따라 DNB 여유도가 증가하며 저관성일 경우 trip system의 지연시간이 중요한 것으로 나타났다.

최적 열수력 전산 코드인 CATHARE2 Vl.3u 코드를 이용하여 영광 3/4호기 midloop 운전중 잔열제거(RHR) 기능 상실사고를 해석하였다. 본 연구의 주된 목적은 사고시 계통에서 발생하는 열수력 현상의 이해 향상 및 증기발생기 열제거 능력 평가에 있다. 사고 복구 절차 관점에서 노심 비등, 노출 시점 및 계통압력 등이 중요한 인자이다. 본 계산 수행시 사용한 가정은 다음과 같다. 가) 초기 계통 수위는 고온관 중간에 위치하며 그 윗 부분은 질소 가스로 차 있다. 나) 3/4 인치 크기의 방출 밸브가 원자로 용기 상부 및 가압기 상부에 각각 설치되어 있으며, RHR 흡입구에 수위지시계가 설치되어 있다. 다) 증기발생기의 이차측은 U-튜브가 잠기도록 물로 차있다. 라) 두 증기발생기의 대기 방출 밸브(ADV)는 항상 열려 있어 사고시 이차측 압력을 대기압으로 유지하기에 충분하다. 사고는 원자로 정지 2일 후 발생하였다고 가정한다. 이와 같은 조건하에서 사고시 주된 계통 열제거 수단은 증기발생기 U-튜브내의 응축 작용이며 이는 전체 열제거량의 94%로 나타났다. 노심 비등 시점온 사고후∼300초 이후이며, 계통압력은 10,800초 이후에 최고 압력인 0.25MPa에 도달한 후 그 값을 계속 유지하고 있다. RHR 배관에 연결된 수위지 시계를 통해 10,200초 이후부터 냉각수가 방출되었다. 2개의 방출밸브 및 수위지시계를 통하여 방출된 유량에 근거하여 원자로 용기 냉각재 수위가 고온관 바닦까지 낮아지는 시점을 계산하면 사고 약 6.4 시간 이후가 된다.

본 논문에서는 증기폭발의 전파과정을 해석하기 위한 수학적 모델을 제시하였다. 이 모델은 용융물, 용융파편, 그리고 냉각재 기상과 액상 둥 4상 유체의 2차원적인 천이거동을 지배방정식 및 관련상관식의 수치적 해를 구함으로써 증기폭발의 전파속도 및 폭발압력 등을 예측할 수 있다. 모델에 사용된 주요 상관식은 용융물 분쇄, 냉각재 상변화, 에너지 교환, 그리고 운동량 교환함으로 구성되어 있다. 냉각재의 상태를 결정하는데 있어서 냉각재의 기상과 액상 사이의 열역학적인 비평형을 허용할 수 있도록 냉각재의 상태방정식을 구성하였다. 주석/물의 증기폭발에 대한 예제계산을 수행한 결과 폭발의 전파속도 및 압력 등에 있어서 합당한 것으로 밝혀졌다. 또한 중요한 초기변수(중기 분율, 용융물 분율) 및 관련상관식에 대한 민감도 분석을 수행함으로써 모델개선을 위한 중요인자를 제시하였다.

영광 3,4호기 FSAR 이후에 인허가 쟁점이 되고 있는 USNRC의 GDC17에 대한 재해석의 적용과 이에 관련된 소외전원상실, 소외전원상실과 원자로정지로 인한 터빈정지사이의 3초 지연시간에 대하여 그 영향이 15장 사고해석에 미치는 영향을 고찰하여보았다. 영광 3,4호기 예비안정성 분석보고서, 최종안정성분석보고서, CESSAR-F, 영광 1,2호기, CESSAR-DC의 개정판 H 및 N의 15장에서 소외전원상실이 적용된 방법을 살펴보고 소외전원상실과 밀접히 관련된 전기계통의 설계차 이점을 살펴보았다. 각각의 접근방법의 차이점 및 타당성에 대한 검토로부터 바람직한 사고 해석 방법론을 제시하고자 하였다.

An analysis for Steam Line Break (SLB) events which result in a return-to-power conditions after reactor trip was performed for a postulated Yonggwang Nuclear Power Plant Unit 3 cycle 8. Analysis methodology for post-trip return-to-power SLB is quite different from that of a no return-to-power SLB and is more complicated. Therefore, it is necessary to develop an methodology to analyze the response of the NSSS parameter and the fuel performance for the post-trip return-to-power SLB events. In this analysis, the cases with and without offsite power were simulated by crediting 3-D reactivity feedback effect due to local heatup around stuck CEA and compared with the cases without 3-D reactivity feedback with respect to fuel performance, departure from nucleate boiling ratio (DNBR) and linear heat generation rate (LHGR).

국내 Westinghouse형 및 CE형 가압 경수로의 Non-LOCA 및 성능 분석을 수행할 수 있는 범용 전산 코드 TASS 1.0 코드를 한국원자력연구소에서 개발하였다. TASS 1.0의 노심 출력 계산은 Point Kinetics 모델과 1차원 확산 모델이 함께 내장되어 있어 축방향 출력 분포가 변하는 반응도 관련 사고 및 주증기관 파단 사고들에 대해서는 1차원 확산 모델을 사용하여 노심의 출력 계산이 가능하도록 개발되었다. 1차원 확산 모델의 적용 가능성 및 효과를 평가하기 위하여 Westinghouse형 발전소인 고리 3호기 7주기 및 CE형 발전소인 영광 3호기 1주기 전출력 제어봉 인출 사고에 대한 비교 분석 계산을 수행하였다. 비교 분석 계산 결과 1차원 확산 모델이 Point Kinetics 모델에 비해 DNBR 관점에서 보다 많은 운전 및 열적 여유도를 확보함이 판명되어 반응도 관련 사고 해석에서의 TASS 1.0 1차원 확산모델의 개선 효과를 입증하였다.

원자력발전소 중대사고시 격납건물의 건전성을 위협할 수 있는 현상들 중의 하나인 MCCI에 대한 분석을 목적으로 MCCI 관련 실험인 SWISS 및 SURC 실험에 대하여 MELCOR 1.8.2 를 이용하여 계산을 수행하였다. 에어로졸 생성량을 제외한 MCCI 진행과정의 주요 예측대상에 대하여 실험결과와의 비교를 통하여 콘크리트 침식 진행과정 및 침식을, 노심용융물의 온도분포 및 열유속, 반응에 의해 유출되는 각종 가스 생성을, 그리고 노심용융물의 냉각에 따른 각질층 형성 등을 파악하였다. 콘크리트 침식과정 및 노심용융물의 온도 예측은 적절하며 콘크리트 분해에 따른 각종 방출가스는 열수력 조건에 따라 큰 불확실성을 보여주는 것으로 나타났다. 아울러 노심용융물의 냉각에 따른 각질층의 동적 거동해석은 MELCOR 1.8.2의 모델로서는 불가능하였다. 보다 많은 검증계산을 통하여 적절한 해석방법의 도출 및 새로운 모델 제시의 필요성이 있다고 판단된다.

The concept of VLDT (Variable Low DNBR Trip), a new CPC trip function, was proposed and applied to the events of increase in secondary heat removal, such as an excess feedwater event anti an IOSGADV (Inadvertent Opening S/G Atmospheric Dump Valve). Major assumption used in this study was no time delay to LOOP (Loss of Offsite Power) after turbine trip. In case of using this VLDT function, safety criterion of DNB would not be violated under the same condition as previous analysis without any change in thermal margin.

Technical Specifications (TSs) for a nuclear power plant is an important licensing document which defines various operational requirements or conditions. Recently, many researchers have evaluated the risk impacts associated with the TS requirements, using probabilistic safety assessments becoming widely available. This paper presents insights gained km our review of recent risk-based analyses of TSs, focussing on surveillance requirements and AOT (allowed outage time) requirements.

Saturated boiling heat transfer experiment in a hemispherical narrow space is conducted using Freon-113 to investigate an additional heat removal capability through a hypothetical gap between lower head and degraded core. The narrow space of 1mm consists of a 124mm diameter heated stainless steel hemisphere and a glass outer vessel. Within the hemispherical narrow space large coalesced bubbles are produced and these bubbles rise in random direction, causing liquid flow in from the opposite side to fill the region. Such flow in random direction makes the flow field in the narrow space very chaotic and thus enhance heat transfer. The heat transfer coefficient is higher at lower angle and at higher heat flux. The present study shows that the liquid from upper region can effectively penetrate into the gap and augment the heat removal capability through tile gap.

1979. 3.28 미국 TMI-2의 사고를 계기로 개발된 증상기준 비상운전절차서는 고리 3,4/영광 1,2호기의 경우 '92. 2에 개정된 ERG-18를 근거로 하여 각 발전소 운전담당 자들에 의하여 확인 및 검증 (Verification S Validation) 작업을 통하여 금년부터 본격적으로 적용되기에 이르렀다. 그러나 비상운전절차서의 특성상 리 발전소별 특정 설정치의 계산에서 어려움을 겪었으며 아직도 재확인 작업을 통한 최적화 여지가 상 당부분 잔존하고 있다. 여기어서는 고압발전소인 고리-3,4/영장-1,2호기 비상운전절차서에 있어서 증기발생기에 공급되는 정상 밋 비상급수의 전체 상실사고시 노심 노출 방지 및 노심 열 제거를 위해 적응되는 기능회복절차서의 "2차 열제거원 상실시 조치" 중 방출 및 충전 운전의 성공적 시작점을 계산, 개정된 비상운전절차서와 비교하여 특정 발전소의 방출 및 충전 운전 설정치를 제시하였고, 이러한 결과로부터 현재 보수적으로 설정된 값의 완화를 유도하여 방출 및 충전 운전 시작전, 운전원으로 하여금 급수확보를 시도할 수 있는 시간여유의 연장을 도출할 수 있었다.도출할 수 있었다.

The Load Rejection to House Load test at 100% power was successfully performed during the YGN 4 PAT period. In this test, all plant control systems automatically controlled the plant from 100% power to house load operation mode. The LTC code, which was used in the performance analysis during the design process of YGN 3&4, predictions of the test agreed with the measured data demonstrating the validity of the code as well as the completeness of the plant design.

신뢰도 분석 방법을 이용하여 습식 사용후핵연료 중간저장시설의 냉각계통에 대한 최적 설계조건을 도출하기 위한 연구를 수행하였다. 먼저 고장수목 분석을 통한 설계 취약점을 평가하여 21개의 설계대안을 도출하였고, 최종적으로 설계대안에 대한 건설비 용, 계통신뢰도 분석 및 확률론적 안전기준을 고려한 비용효과 분석을 실시하였다. 설계 대안들 중에서 100% 루프 다중설계, 루프당 한 개의 펌프 사용, 안전등급 부여 및 주 루프에서 정화계통이 분리된 경우가 최적설계안으로 나타났다. 여기서 적용된 방법론은 유사시설의 최적설계에 유용하게 응용될 수 있을 것으로 사료된다.

This article presents safety review experience of microprocessor-based Interposing Logic System(ILS) of Engineering Safety Feature Actuation System(ESFAS). The ILS is the first application of computerized logic design to safety system in Korean nuclear power plants without verification of the system reliability by proven technology concept. As a result of evaluation for the ILS, Korea Institute of Nuclear Safety(KINS) concluded that the microprocessor-based ILS is not acceptable in some features detailed enough to defend against software common mode failures(CMF). Therefore, we required licensee to install hardwired interlock signal configuration and a Hardwired Backup Panel to control safety-related equipment. We believe that the microprocessor-based ILS with the hardwired backup panel and inter-connection of interlock signal by hardwired configuration will improve the plant safety.

핵연료 피복관의 일차 결함을 통해서 유입되는 냉각수에 의한 피복관 내면의 산화와 이에 따른 수소침투가 핵연료 피복관의 기계적 건전성에 미치는 영향을 규명하기 위한 연구를 수행하였다. 시험 시편은 Westinghouse, NRG, Sandvik에서 제조되는 Zircaloy-4 tube와 Westinghouse사에 개발한 신 합금인 ZIRLO™를 동일한 조건에서 수증기 산화와 수소 주입 실험을 수행하여 제조회사별 성능 평가를 하였으며 기계적 건전성 저하의 평가 방법으로 튜브 파열 실험(tube burst test)을 상온에서 수행하였다. 그 결과는 수소 침투량에 따라 피복관의 기계적 건전성이 지수적으로 감소하는 경향을 보였으며 500ppm이상에서는 취성파괴현상을 보이며 심각한 연성저하를 나타냈다. 제조회 사별 성능 평가에서는 A사 제품이 내식성과 수소흠수특성에서 다른 B, C, D사 제품에 비해 떨어지는 것으로 나타났다.

다목적연구로 HANARO를 이용한 압력용기 재료 조사시험에 이용될 계장캡슐(Instrumented Capsule)의 열적, 역학적 특성분석이 수행되었다. 캡슐에 장입될 조사시편의 온도평가는 GENGTC 와 HEATING 7.2f를 이용 계산하였다. 또한 이들 온도분포로 인하여 발생하는 캡슐외통과 End Plug에서의 응력해석은 전산코드 ANSYS를 이용 수행하고, 냉각수압에 의한 캡슐본체의 좌굴응력을 계산함으로서 강도평가를 하였다.

To investigate the effects of powder shape on U loading density of fuel meat, two kinds of fuel meats were prepared with atomized and comminuted U$_3$Si$_2$ powders by extrusion or rolling process. Extruded fuel meats with atomized spherical U$_3$Si$_2$ powder appeared to have much less porosity than those with comminuted irregular U$_3$Si$_2$ powder at higher U$_3$Si$_2$ fraction- The U$_3$Si$_2$ particles with spherical shape are less fractured in extrusion than in rolling. Most of atomized particles on the whole maintained to have spherical shapes in the extrusion. It has been shown that atomized spherical particles are expected to approach similar upper loading limits comparing with comminuted particles in rolled plates, but exceed comminuted powder loading limits in extruded rods.

장차 우리나라에서 미래형 핵연료의 한 종류로서 사용될 가능성이 있는 경수로용 혼합핵연료가 기존의 $UO_2$ 핵연료와 노내거동에서 어떤 차이를 야기시키는가를 물리적 성질변화 및 반경방향 출력변화의 관점에서 예비적으로 분석하였다. 분석 결과 혼합핵연료는 $UO_2$ 핵연료에 비해 (1) 열전도도가 작아 핵연료 온도가 높았고 (2)증가된 핵연료 온도로 인해 핵분열기체 방출률도 증가하여 핵연료봉 내압의 관점에서는 불리하였으나 (9)증가된 핵연료 내압으로 인해 냉각수 압력과 핵연료봉 내압의 차이가 감소하여 피복관 변형도가 감소하므로써, PCI 판점에서는 $UO_2$ 핵연료에 비해 유리하였다.

The accurate determination of the fuel-cladding gap conductance as functions of rod burnup and power level may be a key to the design and safety analysis of a reactor. The incorporation of a sophisticated gap conductance model into nuclear design code for computing thermal hydraulic feedback effect has not been implemented mainly because of computational inefficiency due to complicated behavior of gap conductance. To avoid the time-consuming iteration scheme, simplification of the gap conductance model is done for the current design model. The simplified model considers only the heat conductance contribution to the gap conductance. The simplification is made possible by direct consideration of the gas conductivity depending on the composition of constituent gases in the gap and the fuel-cladding gap size from computer simulation of representative power histories. The simplified gap conductance model is applied to the various fuel power histories and the predicted gap conductances are found to agree well with the results of the design model.

중수로용 개량핵연료인 CANFLEX핵연료다발 시제품을 고온/고압의 원자로 운전조건에서 시험하여 CANFLEX핵연료다발의 압력강하 특성을 조사하였다. CANFLEX핵연료다발의 최빈 압력강하량은 현재 월성발전소에 사용중인 CANDU 37봉핵연료봉다발의 값과 거의 동일하였으며 핵연료 채널의 압력강하 설계기준을 만족하였다. CANDU 37봉핵연료다발이 장전된 핵연료채널에 새로운 CANFLEX핵연료다발을 일부 교체하는 것을 모의한 천이채널에서의 실험결과도 압력강하 설계기준을 만족하였다.

AUC-$UO_2$, ADU-$UO_2$ 분말이 ball mill과 attritor mill에서 분쇄될 때, 기공도변화를 측정함으로서 분말의 특성변화와 분쇄거동을 관찰하였다. 분쇄전 ADU-$UO_2$ 분말은 0.3-7 $\mu\textrm{m}$ 범위의 기공들이 고르게 분포하였으며, ball mill에서 분쇄되어도 그 분포는 거의 변화가 없었다. 분쇄전 AUC-$UO_2$ 분말은 3-8 $\mu\textrm{m}$와 0.05-0.2 $\mu\textrm{m}$ 범위의 기공이 주로 생성되어 있는 bimodal 분포를 나타내었다. Ball mill에서 분쇄됨에 따라 3 $\mu\textrm{m}$이상의 큰 기공과 0.2 $\mu\textrm{m}$ 이하의 작은 기공이 소멸되고, 0.2-3 $\mu\textrm{m}$의 기공들이 고르게 분포하는 경향을 나타내었다. 반면에 AUC-$UO_2$가 attritor mill에서 분쇄될 경우에는 bimodal 분포는 그대로 유지하면서 3-8 $\mu\textrm{m}$의 큰 기공은 줄어들고 0.05-0.2 $\mu\textrm{m}$의 기공은 그 양이 증가하는 경향을 나타내었다. 이것은 ball mill에서는 주로 충격작용에 의해서, attritor mill에서는 전단작용에 의해서 분쇄가 진행됨으로 인한 분쇄기구의 차이인 것으로 사료된다.

Ex-AUC 공정으로 제조된 $UO_2$ 분말에 대하여 ball-milling 시간 (0-4 시간)에 따른 분말의 특성변화 그리고 성형성(성형압력 구간 : 200~400 MPa)을 조사하였다. ex-AUC $UO_2$ 분말에서는 그 입자크기가 비교적 커서 (평균 입자크기 : 28$\mu\textrm{m}$) ball-milling 의 효과가 크게 나타났다. Ball-mill 에 의한 분말입자의 미세화효과는 1 $\mu\textrm{m}$ 보다 큰 크기를 갖는 분말입자에서 주로 나타났다. 또한 ball-milling 에 의해 최대로 감소될 수 있는 분말입자 크기는 약 0.5$\mu\textrm{m}$로 나타났다. Ball-milling 시간에 따라 분말입자 크기는 감소하였으며, 동일한 성형조건하에서 ball-milling 처리된 분말의 성형밀도는 원료분말의 것에 비하여 증가하였다. 이것은 ball-milling 처리에 의해 미분쇄된 분말입자에 기인되는 것으로 나타났다.

An internal gelation process was adopted for the fabrication of carbon-dispersed UO$_3$ microspheres which will be fed to the fabrication for uranium nitride microsphere fuels by the carbothermic reduction. For investigating the proper process conditions, a composition range of feed solution for preparing good UO$_3$ gel spheres was firstly defined by observing the gelation behavior. Within the defined solution compositions, carbon-dispersed microspheres were prepared and carbon distribution in microspheres were observed by SEM. The results showed that production of good carbon-dispersed microspheres was possible, and the most of carbon were evenly distributed in the microspheres although large carbon-rich aggregates were sparsely existent.

$UO_2$-CeO$_2$ 모의혼합분말에 첨가제를 미량 첨가하여 소결체의 미세구조 변화를 $UO_2$분말의 경우와 비교, 관찰하였다. 소결 첨가제로서 Ta, Ti 및 Nb를 사용하였으며, 이들을 미세한 산화물의 형태로 $UO_2$ 및 $UO_2$-CeO$_2$에 첨가하여 환원성 및 산화성 분위기에서 각각 소결하였다. Ta, Ti 및 Nb는 환원소결에서 $UO_2$의 결정립을 성장시켰으나 산화소결에서는 첨가효과가 크게 나타나지 않았다. $UO_2$-0.lw%TiO$_2$와 $UO_2$-0.6w%Ta$_2$O$_{5}$의 환원소결체에서 eutectic phase가 관찰되었으나 산화소결체에서는 나타나지 않았다. $UO_2$-4wt%CeO$_2$의 환원소결에서는 Ti만이 결정립성장에 기여하는 것으로 나타났으며 Ta, Nb와 같이 $UO_2$에 치환형으로 고유되는 원소는 Ce 이온과 Cluster를 형성함으로 결정립성장에 거의 기여하지 못하고, Ti와 같이 UO2$_2$ 침입형으로 고용되는 원소는 일부가 인접한 Ce$_{U}$' 이온과 cluster를 형성하더라도 나머지가 V$_{U}$'의 형성에 기여하므로서 결정립을 성장시킬 수 있다.

The hold-down spring forces of Kori nuclear fuels were measured for seven fuel assemblies having 1 to 4 cycles of irradiation histories in the Kori Unit-1 and -2 reactor. The fuel assemblies examined had burnup from 17 to 38 GWD/MTU and the examination was conducted in KAERI PIEF spent fuel storage pool with the newly developed underwater hold-down suing force measuring device. The measurement was made within the elastic deformation ranges and the trends of hold-down spring force relaxation behavour were examined.

It has been known that water-side corrosion of fuel rods in nuclear reactor is accompanied with the loss of metallic wall thickness and pickup of hydrogen. This corrosion is one of the important limiting factors ill the operating life of fuel rods. In connection with the fuel cladding corrosion, a device to measure the water-side oxide layer thickness by means of the eddy-current method without destructing the fuel rod was developed by KAERI. The device was installed on the multi-function testing bench in the nondestructive test hot-cell and its calibration was carried out successfully for the standard rod attached with plastic thin films whose thicknesses are predetermined. It shows good precision within about 10% error. And a PWR fuel rod, one of the J-44 assembly discharged from Kori nuclear power plant Unit-2, has been selected for oxide layer thickness measurements. With the result of data analysis, it appeared that the oxide layer thicknesses of Zircaloy cladding vary with the length of the fuel rod, and their thicknesses were compared with those of the destructive test results to confirm the real thicknesses.

중수로용 핵연료봉의 주요 파손부위는 피복관 원주방향 주름부위와 봉단마개-피복관 용접 부위로 알려져 있다. 중수로용 개량핵연료인 CANFLEX 핵연료 개발시, 이러한 핵연료봉 부위들에 대한 건전성이 입증되어야 한다. 이에따라 CANFLEX-NU 핵연료봉의 피복관 원주 방향 주름부위 및 피복관-봉단마개 용접부위에 대한 정상상태 운전시의 건전성을 평가한 결과, 정상상태 운전시는 핵연료봉의 건전성이 유지가 됨을 알 수 있었다.

원자로 조사 핵연료의 제원거동을 조사하기 위하여 고리원자력1호기 핵연료(평균연소도:17,000-38,000MWD/MTU, 농축도: 2.122-3.199 wt.%) 대한 제원을 측정하였다. 핵연료 연소도에 따른 핵연료봉의 길이신장률과 집합체 길이신장률이 각각 0.4-0.6sc, 0.1-0.2%였다. 조사 핵연료의 길이신장과 핵연료 집합체의 휨은 주로 핵연료 연소도에 의존하였으나 핵연료집합체의 비틀림은 핵연료 연소도와 거의 무관하였다.

CANFLEX 핵연료다발은 구조적 설계면에서 기존 핵연료다발과 큰 차이가 나도록 설계되어 있으므로, 핵연료 피복관 설계도 기존 핵연료 피복관 설계와 당연히 달라진다. 여기에서는 CANFLEX 핵연료 피복관의 기계적 설계 요건과 그 설계제원 해석을 통해 수행한 설계 타당성 검토 결과를 기술한다.

Grain boundary diffusion plays significant role in the fission gas release, which is one of the crucial processes dominating nuclear fuel performance. Gaseous fission products such as Xe and Kr generated inside fuel pellet have to diffuse in the lattice and in the grain boundary before they reach open space in the fuel rod. In the mean time, the grains in the fuel pellet grow and shrink according to grain growth kinetics, especially at elevated temperature at which nuclear reactors are operating. Thus the boundary movement ascribed to the grain growth greatly influences the fission gas release rate by lengthening or shortening the lattice diffusion distance, which is the rate limiting step. Sweeping fission gases by the moving boundary contributes to the increment of the fission gas release as well. Lattice and grain boundary diffusion processes in the fission gas release can be studied by 'tracer diffusion' technique, by which grain boundary diffusion can be estimated and used directly for low burn-up fission gas release analysis. However, even for tracer diffusion analysis, taking both the intragranular grain growth and the diffusion processes simultaneously into consideration is not easy. Only a few models accounting for the both processes are available and mostly handle them numerically. Numerical solutions are limited in the practical use. Here in this paper, an approximate analytical solution of the lattice and stationary grain boundary diffusion in a polycrystalline solid is developed for the tracer diffusion techniques. This short closed-form solution is compared to available exact and numerical solutions and turns out to be acceptably accurate. It can be applied to the theoretical modeling and the experimental analysis, especially PIE (post irradiation examination), of low burn up fission. gas release.

고속중성자를 조사한 원자로 압력용기용 SA508-3 강의 조사취화 회복에 따른 Barkhausen Noise의 변화와 미세경도의 변화를 조사하였다. 등온소둔에 의한 미세경도의 변화와 Barkhausen Count의 변화를 측정하였으며, 이들 사이의 상호 관련성을 고찰하고 격자결함에 의한 자구벽의 운동변화로 이를 설명하였다. 이는 앞으로 자기적 성질 변화를 이용한 조사손상 평가에 적용될 수 있을 것이다.

공기중에서 천이점 이후까지 산화된 지르칼로이 시편에 LiF, NaF, KF, NnCl, 그리고 LiOH 등을 흡착시켜 산화실험을 수행하였다. NaF, KF, NaCl을 흡착시킨 시편의 산화가 두드러지게 많이 됨을 확인할 수 있었다. LiF, LiOH를 흡착한 시편은 흡착하지 않은 시편과 큰 차이를 보이지 않고 산화가 진행되었다. 이는 Li의 전분이 초기에 산화막을 형성한 fresh 시편과는 달리 충분히 산화가 진행되어서 초기산화막의 존재가 없는 상태에서 흡착되었기 때문에 흡착의 효과가 거의 없는 것으로 나타났다고 사료된다. 이러한 결과를 이용하여 사용 후 핵연료의 보관시 안전성의 문제, 그리고 DUPIC 핵연료의 제작시에 이용될 수 있는 반복적 산화 환원의 방식에 적용될 수 있다.

Alloy 600 표면에 레이저 빔을 이용하여 Ni, Cr 흔합분말 및 순수 Cr 분말로 표면합금층을 만들었다. 표면 합금층은 모재와 정합계면를 이루고 있으며 레이저 표면용용 시편에서와 같이 크게 면선단 응고부와 셀룰라 응고부로 나눌 수 있고, 모재에는 레이저 처리과정에서 생긴 수십 $\mu\textrm{m}$ 두께의 열영향 부위가 존재하였다. 그리고 합금층 내부에는 레이저 표면 용용된 시편과 달리 구형의 커다란 기공(pores)이 존재하였다. 레이저 표면 합금층에서 합금원소의 조성 분포를 조사하기 위해 레이저 처리된 시편에 대해 WDX 분석을 하였고, 합금층 내부에 Ni, Cr, Fe 원소의 조성 분포는 매우 균일하였다.

원자력용 316L강에 질소를 첨가한 경우의 고온 인장성질을 조사하였다. 온도가 증가하면 인장강도는 감소하다가 온도범위가 30$0^{\circ}C$~50$0^{\circ}C$에서는 일정한 값을 나타낸 후 급격한 감소를 나타내었고 연신율은 감소하다가 40$0^{\circ}C$에서 최소값을 나타낸 후 다시 증가하는 경향을 나타내었다. 질소를 첨가하면 인장강도증가와 함께 연신율도 증가하였다. 동적변형시효 온도구간에서 변형속도변화에 따른 인장강도 및 연신율의 변화는 매우 작다. 동적변형시효를 위한 활성화에너지를 구해본 결과 동적변형시효를 일으키는 원소는 Cr이다. 질소를 첨가하면 동적변형시효가 발생되는 온도가 고온 쪽으로 이동되었는데 이것은 질소가 Cr과의 상호작용에 의해 Cr의 확산속도를 낮추기 때문이다. 가공경화지수는 동적변형시효와 회복의 영향으로 40$0^{\circ}C$에서 최대값을 나타내었으며 이 온도는 연신율이 최소값을 나타내는 온도와 인장강도가 일정하게되는 온도와 일치하므로 강도강화기구는 동적변형시효로 판명되었다.

일체형 원자로에는 노심지지원통과 원자로용기 내벽사이의 환형 공간을 나선으로 감는 형태인 일체형 관류식 나선형 증기발생기와 증기발생기를 여러 개의 모듈로 나누어 환형 공간에 배치하는 형태인 모듈형 관류식 직관형증기 발생기가 가장 적합한 것으로 판단되어 두 가지 형태에 대한 개념을 설정하였다. 일체형 관류식 나선형 증기발생기는 전열관 집합체, 지지구조물, 하강유로, 그리고 증기 및 급수 헤더로 구성되어 있다. 모듈형 관류식 직관형 증기발생기는 개개의 모듈이 별도로 운전될 수 있는 12개의 모듈로 구성되며, 원자로용기를 관통하는 배관의 수를 줄이기 위해서 급수관이 증기관의 안쪽에 있는이중배관 개념을 사용한 것이 특징이다. 모듈형 관류식 직관헝 증기발생기가설계 및 제작이 용이하지만 높이를 줄이기 위한 방안으로 두 가지 개념이 조합된 모듈형 관류식 나선형 증기발생기도 검토하였다.

일체형원자로는 노심, 증기발생기, 가압기, 펌프 등 1차측 주기기들을 하나의 압력용기 안에 모두 포함하고 있고 또 1차측 냉각재가 원자로 안에서만 순환하므로 기존의 분리 형에 비해 구조특성상 상당히 다른 설계개념이 필요하다. 본 연구에서 개발중에 있는 일체형 열병합원자로에서 채택한 설계개념은, 먼저 증기발생기는 많은 수의 전열관들이 나사선처럼 노심지지원통을 감고 올라가는 일체형 관류식 나선형을 사용하였으며, CEDM은 지진하중과 같은 동적하중에 의한 영향을 최소화하기 위하여 원자로용기 외부로의 돌출부분을 최소화하는 설계개념을 채택하였다. 또한 가압기는 별도의 부품없이 원자로용기 헤드의 빈공간을 활용한 자기가압방식으로 대체하였고 냉각재 펑프는 Canned Motor Pump를 원자로벽에 직접 부착하는 개념을 사용하였다. 본 논문에서는 예비개념설계된 일체형 신형원자로의 기계구조설계상의 특징들을 설명하고 앞으로의 연구방향을 간략히 소개한다.

핵융합로 증식재용 ${\gamma}$-LiAlO$_2$ 분말을 자발착화 연소반응법을 적용하여 합성하였다. LiAlO$_2$분말을 합성하는데 이 방법을 적용하면 다른 분말 합성법과 달리 짧은 시간 내에 미세한 ${\gamma}$상을 쉽게 형성할 수 있었다. 최적의 ${\gamma}$-LiAlO$_2$ 분말을 합성하려면 구연산과 우레아의 혼합연료가 가장 적절하다고 판단되며, 이 연료로 합성된 ${\gamma}$-LiAlO$_2$ 분말을 24시간 볼분쇄하면 비표면적 값이 15.8 m$^2$/g인 미세한 분말을 얻을 수 있었다.

중수로 압력관용 Zr신합금을 개발하기 위하여 Batch 1(63종), Batch 2(33종), 및 Batch 3(33종)의 지르코늄합금을 설계, 제조하여 이들 합금에 대한 특성평가를 실시하였다. 설계합금은 고진공 전자빔 용해(Electron Beam Remelting), 단조(95$0^{\circ}C$), $\beta$열처리, 중간열처리, 냉간압연 및 진공열처리의 일관된 제조공정을 거쳐서 판상으로 제조되었다. 설계합금의 특성평가로 성분분석, 인장시험, 부식시험, 충격에너지시험 및 미세조직분석이 수행되었으며, Batchl-Batch3의 120여종의 지르코늄합금에 대한 특성을 종합적으로 평가하여 내부식성 및 고강도 특성의 7종 지르코늄합금을 선정하였다.

여러 가지 Zr합금의 부식거동을 LiOH, NaOH, KOH, RbOH, CsOH 용액조건에서 autoclave를 이용하여 조사하였다. 용액내의 알칼리 농도는 0.3mmol 4.3mmol 31.5mmo1를 선택하였는데, 이는 Li의 경우에 2.2ppm 30ppm, 220ppm에 해당되는 농도이다. Zr합금은 ZrSn-TRM(천이원소)과 ZrSnNb-TRM(천이원소)의 두 종류의 합금을 사용하였다. 알칼리 분위기에서 Zr함금의 부식을 지배하는 이온은 양이 온인 것으로 밝혀졌으며, 양이온의 반경이 Zr합금의 천이전 영역에서의 부식을 지배하는 것으로 나타났다. Nb첨가 합금은 Zircaloy형 합금보다 내식성이 떨어진다. LiOH가 부식을 가장 가속시키는 알칼리로 밝혀졌으며 CsOH나 KOH는 거의 Zr합금의 부식을 가속시키지 않는다. 따라서 CsOH나 KOH는 PWR에 적응 가능한 대체 알칼리로서 가능성을 보였다.

지체균열전파(DHC)는 중수로 압력관의 수명에 근 영향을 미치는 중요한 현상 중의 하나이다. 본 연구에서는 열처리를 통하여 압력관 재료인 Zr-2,5Nb의 기계적 성질, 집합조직을 변화시켜 각 인자들이 DHC에 미치는 영향을 조사하였다. 그 결과 지체균열전파속도(DHCV)는 항복강도와 경도와 비례한다는 것과 유사한 미세구조와 집합조직을 갖는 Zr-2.5Nb의 경우 항복강도와 Puls의 모델을 이용하여 지체균열전파속도(DHCV)를 예측할 수 있었다. 그리고 secondary cracking이 annealing한 시편들에서는 관찰되었으나 $\beta$열처리 후 급냉한 시편에서는 관찰되지 않았다. 이것의 수소화물 형상의 차이에 의한 것으로 생각된다.

Tensile and J-R tests were carried out to estimate the effects of dynamic strain aging(DSA) on SA106Gr.C piping steel. Tensile tests were performed under temperature range RT to $400^{\circ}C$ md strain rates from $1.39{\times}10^{-4}\;to\;6.95{\times}10^{-2}/s$. Fracture toughness was tested in the temperature range RT to $350^{\circ}C$ and load-line displacement rates 0.4 and 4mm/min. The effects of DSA on the tensile properties were clearly observed for phenomena such serrated flow, variation of ultimate and yield stress, and negative stram rate sensitivity. However, the magnitude of serration and strength increase by DSA was relatively small. this may be due to high ratio of Mn to C. In addition, crack initiation resistance, Ji and crack growth resistance, dJ/da were reduced in the range of $200-300^{\circ}C$, where DSA appeared as serrated flow and UTS hardening. The temperature corresponding to minimum fracture resistance was shifted to higher temperature with increasing loading rate.

원전 steam turbine blade 재료로 사용 중인 stellite 6B 및 400계열 martensitic stainless강의 침식 저항성을 향상시키기 위해 reactive magnetron hot cathode sputter ion plating법을 이용하여 TiN을 코팅하였다. 먼저 hot cathode triode system에 의한 전류-전압 특성을 분석하였고, 증착된 TiN 박막의 상확인 및 우선 방위 변화, 그리고 불순물에 대한 substrate bias의 영향을 확인하였다. 또한 mass spectrometer를 이용하여 반응 챔버내에 존재하는 성분들을 정상적으로 분석하였다.

핵융합로 제1벽재로서 주목받고 있는 저방사화 Fe-Cr-Mn-W계 오스테나이트 스테인리스강에 소량의 V을 첨가하고 그 기본 조성에 시그마상의 생성억제와 합금의 고온강도 향상에 효과가 있는 질소함량을 변화시켜 전보에서 보고한 소둔열처리의 영향에 이어 미세 조직 특성 및 부식 저항성에 미치는 시효열처리의 영향을 살펴보았다. 부식저항성 평가를 위해서는 양극분극시험, 침지시험 수소취성 시험을 행하였으며, 석출상의 생성양상을 살펴보기 위해서는 광학현미경 관찰, 자성측정, EPR시험 및 경도시험을 행하였다. 시험결과, 질소의 함량이 증가할수록 시그마상의 석출이 억제되는 것을 알 수 있었으며, 시효시 실험합금의 부식저항성은 주로 $600^{\circ}C$부근에서 오스테나이트상의 입계에 석출하는 크롬탄화물과 50$0^{\circ}C$부터 비교적 넓은 온도 구간에 걸쳐 페라이트상으로부터 석출 변태되는 시그마상에 의해 지배되고 있음을 알 수 있었다.

합금 600의 대체 재료인 합금 690의 부식 저항성 향상을 위해 스테인리스강 등에서 내식성을 현저히 개선시켜 주는 합금 원소로 알려져 있는 Mo을 첨가하여 TT 열처리를 한 후 부식 특성과 TEM관찰을 행하여 미세 조직의 영향에 대하여 고찰하고자 하였다. TT 처리 시간이 길어짐에 따라 보다 많은 석출물들이 입계에 생성되었으며, Mo을 첨가함에 따라 입계에 탄화물 석출이 지연되었다. 양극 분극 시험, 침지시험, EPR 시험, Huey 시험 결과 소둔재에 비해 TT 처리재의 경우 내식성의 저하는 업었으며 오히려 개선되는 특성을 보였다. 또한 Mo의 함량이 증가함에 따라 탄화물 석출에 걸리는 시간이 길어져 3%의 Mo이 첨가된 합금 690 M2의 경우 예민화 현상은 15시간 TT 처리에서 관찰되었다. 응력 부식 균열 시험 결과 소둔재에 비해 TT 처리재의 응력 부식 균열 저항성이 증가하였으며 Mo의 함량이 증가함에 따라 대체적으로 응력 부식 균열 저항성도 개선되었다.

본 연구의 목적은 원자력 배관용 스테인레스강의 J-R곡선을 예측하기 위한 2가지 방법 올 제시하는 것이다. 첫 번째 방법에서는 균열길이/시편폭 비를 변수로 한 탄소성 유한요소해석을 수행하여 파괴변형률에 근거한 P-$\delta$곡선을 얻고, 이 결과로부터 일반궤적법을 응용하여 J-R곡선을 구하였다. 두 번째 방법에서는 $\sigma$-$\varepsilon$곡선과 J-R곡선의 상관관계를 통계처리하여 응력-변형률시험결과로부터 J-R곡선을 예측할 수 있는 실험식을 제시하였다. 본 연구에서 제시한 방법들을 이용하여 구한 예측결과는 실험결과와 대체로 잘 일치하였다.

핵연료저장시설의 화재 등 극단적인 사고조건하에서 $UO_2$ 소결펠렛의 습식산화와 건식산화에 대한 연구를 수행하였다. 손상된 지르칼로이 피복관 속의 $UO_2$ 소결펠렛을 산성분위기의 습윤조건하에서 산화시킬 때의 $UO_2$ 펠렛의 산화속도는 IDR(mg/$\textrm{cm}^2$.min) = 1.55 [H$^{+}$]$^{1.21}$ 로 나타났다. 또한 습윤조건하에서 $UO_2$ 분말에 알카리 및 알카리 토금속 산화물, 그리고 백금족 및 회토류 산화물 등과 같은 불순물들이 존재할 때의 산화속도를 조사하였으며 이들에 대한 영향도 관찰하였다. 핵연료저장시설의 가상화재를 바탕으로 한 400~$700^{\circ}C$의 온도범위에서, 피복관이 씌워진 $UO_2$ 소결펠렛의 건식산화반응을 조사한 바 $UO_2$ 소결펠렛은 산화초기에 U$_4$O$_{9}$ 또는 U$_3$O$_{7}$ 등의 중간상 형성에 따른 3-4%의 부피축소에 의해 결정립계 균열이 일어나고, $600^{\circ}C$ 이하에서는 온도증가에 따라 중간상에서 U$_3$O$_{8}$ 상으로의 상변화에 의한 부피팽창으로 피복관의 변형과 함께 산화속도의 가속을 발견할 수 있었고, $600^{\circ}C$ 이상에서는 핵연료소자의 소성변형으로 인한 산화속도의 지연을 발견할 수 있었다. 또한 $UO_2$ 펠렛의 건식산화거동은 기체-고체 반응시의 전형적인 형태인 shrinking core model에 잘 적용될 것으로 판단되었다.

DUPIC 핵연료주기에서 기준 핵연료로 설정된 사용후 경수로핵연료, 신 DUPIC 및 사용후 DUPIC핵연료의 핵종별 농도, 방사능, 붕괴열, 위해지수 및 방사선원항을 시간의 함수로 그 변화 특성을 분석하고, 각 인자별로 :-B게 영향을 미치는 주요 핵종의 거동을 물질농도 측면에서 추적하여 분석.평가 하였다. 방사성물질의 농도와 방사능 및 붕괴열 측면에서 모두 사용후 DUPIC핵 연료는 사용후 경수로핵연료에 111해 양적인 감소현상이 뚜렷하게 나타났다. 이는 DUPIC핵 연료주기의 경제적인 이득은 물론 환경 안전성 측면에서 크게 기여할 것임을 시사하고 있다. 한편 섭취 위해지수는 냉각기간에 따라 약간의 차이를 보이나 두 경우 비슷한 것으로 나타났으며, 방사선원 항의 세기에 있어서는 에너지 스펙트럼에 의존하는 것으로 나타났다. 이러한 결과는 향후 전체, DUPIC핵연료주기 평가에 있어서 기본 자료로 유용하게 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

세슘의 고정화재료로서 Si/Al의 몰비가 약 2인 석탄화력발전소 산업폐기물인 fly ash와 CsNO$_3$의 반응이 열중량 분석기, 시차 열분석기 및 X-ray 회절분석기를 이용하여 공기분위기에서 수행되었다. X-ray 회절 분석결과 fly ash는 mullite와 quartz로 되어 있었고, fly ash와 세슘과의 반응물인 pollucite(CsAlSi$_2$O$_{6}$)의 생성이 확인되었다. 따라서 기상의 세슘화합물을 효과적으로 제거하기 위한 포집제의 원료물질로서 fly ash의 이용 가능성을 확인하였다.

방사성 폐기물 소각로에서 발생하는 off-gas중에는 NOx가 포함되어 있으며 이를 제어하기 위하여 NOx 배출의 재어에 효과적이라고 알려진 SCR법을 사용하여 실험을 행하였다. NOx 방출 저감화를 위해 상업화된 다양한 촉매들 중에서 V$_2$O$_{5}$, MoO$_3$ Fe$_2$O$_3$ 그리고 SnO$_2$를 TiO$_2$honeycomb형태의 담체에 담지시켜 제조한 촉매들의 특성을 조사하고 여러 변수들, 예를 들면 촉매의 종류, 담체의 종류, 반응온도, feed의 조성 등이 반응특성에 미치는 영향을 실험실 규모의 반응기에서 조사하였다. 10%V$_2$O$_{5}$TiO$_2$촉매가 35$0^{\circ}C$에서 94.4%의 높은 NO-$N_2$전환율을 보였으며 열적 안정성이 높은 SnO$_2$나 MoO$_3$의 첨가는 높은 전환율을 보이는 온도 범위를 확장시켜 주었다.

월성원전에서 삼중수소에 의한 작업자 피폭 및 환경방출량을 가능한 한 낮게 유지하기 위해서는 계통중수중에 축적되는 삼중수소를 근원적으로 제거할 수 있는 삼중수소제거시설이 필수적이다. 삼중수소제거공정은 방사선 안전성과 에너지 효율 측면에서 액상촉매교환과 초저온증류공정의 복합공정이 가장 효과적인 것으로 알려지고 있다. 본 연구에서는 월성원전의 후속기를 고려하여 용량이 연간 8MCi의 삼중수소제거시설에 대한 최적설계를 수행하였다. 액상촉매교환공정에 대해서는 NTU-HTU법 그리고 초전온증류공정에는 Fenske-Underwood-Gilliland법을 이용하여 공정을 해석하였고 공정내 삼중소소의 재고량이 최소가 되는 최적의 설계변수들을 제시하였다.

최근 전세계적으로 활발히 연구가 진행되고 있는 저준위 방사성폐기물 유리화에 관한 타당성을 조사하기 위해 여러 형태의 유리용융로에 대한 기술성을 분석하고, 기술성 분석에서 선택한 용융로를 이용한 3종류의 새로운 처리개념에 대한 경제성 분석을 수행하였다. 기술성 분석 대상 용융로는 프랑스 CEA/SGN 사의 직접유도가열식 저온로, 미국 VECTRA 사의 수직전극가열식 저온로, 미국 SEG사의 용응금속로 미국 Retech 사의 플라즈마토치 용융로이다. 기술성 분석결과 직접유도가 열식 저온로와 플라즈마토치 용융로를 병행하여 적용하는 것이 바람직하다는 결론을 얻었다. 이 용융로들을 이용한 3종류의 처리개념에 대해 처분부피, 처분단가에 따른 처분비, 처리비를 산정하고 현재 적용하고 있는 처리개념과 상호 비교하였다. 비교 결과 유리화 기술을 적용하는 것이 경제적이라 것과 현재 보다 80 %이상 처분부피를 감소시킬 수 있다는 것을 알 수 있었다.

핵물질의 화학적분리 및 정제를 위한 용매추출실험의 농도분석에 사용될 수 있는 감마방사능 계측장치를 제작하고 기계적 성능 및 원격작동 시험을 하였다. 계측장치의 모든 구동부분은 공압으로 작동되며 우라늄시료를 분석한 결과 0∼250g/L의 농도범위에서 방사능세기와 일정한 상관관계를 나타내었다.

대전지역 토양에서 추출한 흄산(TJHA)과 Am(III), Eu(III)의 착물형성에 대한 안정도상수를 추출용매 di-2-ethylhexyl phosphoric acid와 희석제 toluene을 사용하여 용매추출법으로 구하였다. 이온강도가 0.1M NaCIO$_4$에서 TJHA의 총 carboxylate capacity를 직접 전위차적정법으로 분석한 결과 3.757 meq/g이고, apparent pKa는 5.15 이었다. TJHA와 Am(III) 및 Eu(III)의 조건부 안정도상수의 log$\beta$1 값과 log$\beta$2 값을 흄산의 이온화도 함수로 구한 결과, Eu-TJHA은 0.1M NaClO$_4$일때 log $\beta$1=5.948$\alpha$ + (6.83 $\pm$ 0.3) 및 log $\beta$2 = 5.687$\alpha$ + (10.44 $\pm$ 0.4)이며, Am-TJHA은 log$\beta$$_1$= 4.004 $\alpha$ + (6.96 $\pm$ 0.2) 및 log$\beta$$_2$= 3.719 $\alpha$ + (11.71 $\pm$ 0.2)이었다.

A shielding analysis for KSC-7, the shipping cask for transporting the 7 PWR spent fuel assemblies, has been carried out. Radiation source term has been calculated on spent fuel with burnup of 50,000 MWD/MTU and 1.5 years cooling time by ORIGEN2 code. The shielding calculation for the cask has been made by using MCNP4A code with continuous cross section data library from ENDF/B-V. As a result of neutron dose rate analysis, another shielding calculational model on spent fuel shipping cask was provided which is using the Monte Carlo method.

원자력발전소내 사용후핵연료 습식저장 방식 중에서 중성자흡수체를 사용하여 핵연료를 보관하는 중성자흡수체 저장대에 대한 국내외 기술현황을 조사하였다. 핵연료저장대에 중성자흡수체를 사용하는 목적은 핵연료로부터 방출되는 중성자를 횹수하여 임계요건을 만족하면서 단위 핵연료 저장공간을 줄이기 위함이다. 본 논문에서는 국내 핵연료저장대 설치현황을 파악하고, 국내외 중성자흡수체 재료로 사용되는 Borated Stainless Steel, Boral 및 Boraflex의 재료특성 등을 조사하였다. 또한 국내외 특허 출원된 중성자흡수체 저장대에 관한 자료를 검토하였다. 현재 국내에 외국회사의 완성품 인도방식으로 설치되었던 중성자홉수체 저장대에 대한 조사결과는 차세대 원자로 핵연료저장대의 중성자흡수체 선정 및 구조설계에 참고자료로 활용될 것이다.

산화.환원공정(OREOX)중 준휘발성 루데늄 산화물들을 포집하고 차후 고화 처리시 높은 온도(-110$0^{\circ}C$)에서도 안정한 화합물을 형성할 수 있는 최적의 포집재를 얻고자 하였다. 먼저 루데늄 포집재를 분석하였으며, 또한 열적으로 안정한 루데늄 화합물을 조사하여 각각에 대한 포집특성을 TG-DTA 및 XRD로 분석하였다. 이에 따르면 루테늄 포집재로 알려진 알루미나, 철과 티타늄 산화물 또는 이들 혼합물들은 100$0^{\circ}C$ 이상에서는 루데늄이 전량 휘발되었고, BaCO$_3$는 열적 안정성이 우수하지만, 화합물 생성 반응시 $CO_2$(g)가 발생한다는 단점이 있다. 따라서, 이론적 포집능이 크고 부산물이 발생되지 않는 $Y_2$O$_3$와 Li$_2$O를 적합한 루데늄 포집재로 제안하였다.

방사성 폐기물 처분장 주변에서의 지하수 유동에 대한 민감도 분석을 수행하여 안전성 평가측면에서 필요한 성능측도에 미치는 영향을 파악하였다. 각 암반충의 투수계수 및 공극률의 변화에 대한 지하수 유속과 수두의 민감도와 경제 조건을 변경함으로 인해 지하수 유동시간에 미치는 영향을 adjoint 민감도 분석법에 의해 살펴보았다. 민감도 분석 결과, 본 논문에서 고려된 처분부 지의 경우 해수에 접한 경계 면에서는 해수의 밀도를 고려한 경계조건을 사용하는 것이 지하수 유동이 없다고 가정하는 경계조건보다 약간 보수적임을 보여주었고, 투수계수 변화에 따른 지하 수두 및 Darcy 속도는 처분동굴이 위치한 암반의 투수계수 변화에 매우 민감하고 실제적으로 동굴에서 멀리 떨어진 바닥 암반층의 투수계수 변화에는 민감하지 않았다.

방사성폐기물 드럼내에 포함되어 있는 방사성 핵종의 양이 핵종분석장치로 측정할 수 있는 검출 하한치 이하이거나, 혹은 너무 높아 불감시간이 크게 증가될 경우에는 순수 Ge 검출기를 장착한 핵종분석장치로는 분석이 불가능하게 되므로 본 연구에서는 표면선량율과 Scaling Factor를 이용하여 드럼속에 포함되어 있는 핵종들의 양을 평가하는 방법을 제시하였으며, 불균일성이 높을 경우의 가능한 평가방법을 알아보기 위하여 점선원을 이용한 실험을 실시하였다. 그 결과 비균질 드럼에 대해서는 점선원을 이용한 자료를 이용하는 것이 합리적이고 기하학적 산술평균을 취함으로써 보다 정확도가 증가됨을 알 수 있었다. 그러나 그 오차범위는 -25%∼5.5%로서 실제보다 상당히 낮게 평가되는 경향이 있으므로 적절한 비균질성 보정인자를 적용할 필요가 있는 것으로 생각된다.

The results of performance assessment analyses have shown that the long-lived radionuclides such as I-129 control the potential individual dose impact to the public. I-129 is difficult-to-measure(DTM) in low-level waste because it is non-gamma emitting radionuclides and exists at extremely low concentrations in radioactive waste generated by nuclear reactors. In this study, computer modeling technique to predict release rate of I-129 is developed to provide another tools far performance assessment of land disposal facilities and characteristics of radwaste. Model suggested in this study will give conservative values of I-129 release rate far determination of radwaste characteristics. More detailed approach is implemented to account for release conditions of fuel source-nuclides. 1-131 concentration measured from reactor coolant and released fraction from tramp fuel have dominant roles in calculating release rate of I-129 with fuel defect conditions.

사용후핵연료 수송용기는 충돌사고에 대한 구조적 건전성을 입증하기 위하여 9 m 자유낙하조건에 대하여 수송용기의 충돌거동을 평가해야 한다. 본 연구의 목적은 수송용기가 9 m 높이에서 충돌면과 경사각을 갖고 충돌할 때의 동적거동을 파악하기 위한 것이다. 수송용기가 충돌과 함께 회전하며 연속충돌을 일으키는 45$^{\circ}$ 이하의 작은 경사각을 갖고 충돌할 매 수송용기에 발생하는 응력, 가속도, 충돌력 등을 분석하여 동적거동을 파악하였다. 또한, 수송용기의 경사각도를 변화시키며, 경사각도의 변화가 수송용기의 동적 거동에 미치는 영향을 파악하였다.

The cumulative deposition of Pu-238 and Pu-239,240 by the end of 1994 in undisturbed for the last 40 years, was determined at 9 sites in Korea. The cumulative deposition of Pu-238 and Pu-239 ranged from 0.76 to 3.77 and from 18.42 to 101.84 $Bqm^{-2}$, respectively. The mean values of the cumulative deposition of Pu-238 and Pu-239,240 were 2.16 and 54.75 $Bqm^{-2}$, respectively. These values are close to the value of worldwide fallout. No significant contribution to the cumulative deposition of Pu-238 and Pu-239,240 originating from the Chernobyl accident was found at my site.

원자로 수명기간동안 압력용기의 중성자 조사량 계산은 사용된 핵단면적자료, 모델링시의 기하학적인 단순화 및 가정, 그리고 선원항 선정에 있어서의 가정 등에 의한 불확실성을 포함하고 있다. 이중 핵단면적자료는 이론 및 실험의 발전에 따라 계속 개선되고 있으며 Regulatory Guide(1)에서는 압력용기에서의 중성자 조사량 계산시 가장 최근의 핵자료를 적용할 것을 명시하고 있다. 특히 기존의 ENDF/B-IV나 ENDF/B-V에 포함된 철 핵단면적이 중성자 투과를 작게 평가하고 있음이 밝혀지면서[2] 새로운 핵단면적의 채택이 필요하게되었다. ENDF/B-Vl 핵자료는 개선된 철의 핵단면적을 포함하여 여러 가지 최근의 계산 및 실험치를 바탕으로 생산되었다. 따라서 ENDF/B-Vl를 근거로 하고 있는 BUGLE93[3]을 이용하여 원자로 내부구조물 및 압력용기에서의 고속중성자속 계산을 수행하였다. 그리고 기존의 핵자료를 근거로 예측한 울진 3,4호기 원자로의 수명기간 중 압력용기 중성자 조사량 계산의 타당성을 검토하였다.

영광 3·4호기 원자로 압력용기에 대한 고속중성자 조사량을 계산하기 위하여 MCNP코드로 3차원 모델링을 하였다. 중성자선원은 출력분포에 의해 핵연료집합제 단위로 하였고 원자로심부터 원자로 압력용기 밖까지 핵분열 반응을 포함한 모든 반응에 대해 중성자를 수송시켰다. 원자로 압력용기 안쪽 면에서의 고속중성자 플루언스는 기존의 연구자와 비교할 때 큰 차이가 있었다. 그러나 이번 연구의 계산방법이 보다 신뢰할 수 있기 때문에 앞으로의 연구를 통하여 기존의 연구방법과 비교하는 것이 필요하다.

동적섭식경로모델을 사용하여 "목초$\longrightarrow$우유$\longrightarrow$사람"의 핵종이동 경로에 대해 침적시점에 따른 입력변수의 민감도와 결과에 대한 불확실성분석을 수행하였다. Cs-137과 Sr-90의 경우 모든 침적시점에 대해 재부유인자가 가장 높은 중요도를 보였다. 두 핵종에 대해 침적시점에 따른 입력변수의 중요도의 변화는 비슷한 유형을 보였다. 목초의 성장기에서 전이율이 상대적으로 중요도가 높았고, Cs-137의 전이율은 Sr-90의 경우보다 높은 중요도를 나타냈다. 목초의 비성장기에서 Sr-90에 대한 농축인자의 중요도는 매우 높았다. Cs-137과 Sr-90에 의한 피폭선량의 95% 신뢰도구간은 약 1 $\times$ $10^1$, 5 $\times$ $10^1$ 범위를 나타냈다. 범위를 나타냈다.

사람이 숨을 쉬는 동안에 대기중에 포함된 C-14이 인체내에 흡수되는 경로를 살펴보았으며 이로부터 호흡경로를 통한 C-14의 체내 흡수량을 평가하였는데, 호흡중 C-14이 체내에 흡수되는 속도는 다음과 같이 구해졌다. $Q_{i}$(mBq/min)=7.250C$_{a.in}$ - 0.87 여기서 $C_{a,in}$ 은 공기중에 포함된 이산화탄소중의 C-14 농도(mBq/$m\ell$$CO_2$)이다. 이를 토대로 백그라운드 준위보다 약 10,000배 높은 작업환경(400 Bq/$m^2$)에서 8시간 동안 방사선작업을 수행하였을 경우 방사선 작업자는 일반인에 비해 약 4,100 Bq의 C-14 방사능을 추가로 섭취하게 되고, 이로 인해 작업자가 받게 될 체내 피폭선량은 약 0.06 mrem이었다.

A new approach on the correction for Compton escape component in X-ray unfolding algorithm was investigated to obtain more accurate X-ray source spectrum. The X-ray detector used in this study was a planar type HPGe detector(EG&G ORTEC, GLP-32340/13-P-LP) whose energy response has been blown and ISO narrow beam series were employed as source spectrum. At lower energy Part of measured X-ray spectrum including the correction for Compton escape component more accurate unfolded spectrum was obtained by letting down the starting energy level of the collection in existing spectrum correction procedure to consider multiple scattering effects. It is, from this study, concluded that accurate correction for Compton escape component is needed in X-ray unfolding procedure since Compton scattering becomes more important as incident X-ray energies increase.

서울시 중심부 300m 상공에서 약 22kT의 플루토늄 원폭이 폭발했을 때를 가정하고 폭발시 나오는 초기 방사선에 의한 선량을 계산하였다. 계산을 위하여 몬테칼로 코드인 MCNP4A를 이용하였으며 방사선의 위해도를 알아보기 위하여 선량당량으로 환산 하였다. 계산 결과 가까운 거리에서는 평균자유행로가 짧은 중성자에 의한 선량이 높게 나왔으나 거리가 멀어질수록 감마선에 의한 영향이 더 큰 것으로 나타났다.

Great interest has prompted Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) as a new treatment for brain tumors. The use of $^{252}$Cf as a neutron source for BNn makes the in-hospital treatments of tumors to be possible. Newly proposed subcritical multiplying assemblies (SMA) are explored to improve relatively tow neutron fluxes of the source and construct the feasibilities of $^{252}$Cf as a neutron source. The MCNP code has been used to evaluate the effective multiplication factor of the entire system and the intensities and percentages of epithermal neutron flux at the patient-end surface of the system. The neutron beam using SMA shows the epithermal neutron flux enhancement of about 13 times as large as the beam without using SMA. It is expected that the neutron beam proposed in this research will be more effective for treatment of tumors due to the increased therapeutic neutron fluxes.

핵융합의 원료로 고려되고 있는 삼중수소는 $^{6}$Li(n,$\alpha$)T의 반응을 이용하여 얻을 수 있는데 이때 이 반응의 정보를 보다 많이 알기 위해서는 삼중수소의 분리는 물론 헬륨의 분리도 필요하다. 이를 위해서 MnC1$_2$로 코팅된 알루미나 컬럼을 이용한 방사선 가스크로마토 그래피의 방법을 이용하였다. 기존의 알루미나 컬럼으로는 수소 동위원소들의 분리가 가능하였는데 헬륨동위원소의 경우 컬럼내에서 같은 체류시간 때문에 분리가 어렵다 이를 위해서 두개의 다른 캐리어 가스를 사용함으로서 이를 분리하였다. 본 연구는 두개의 다른 캐리어 가스를 사용하여 수소 동위원소의 분리는 물론 헬륨 동위원소를 분리하였다. 헬륨동위원소의 분리중 두 원소가 서로 Azeotrophy의 성질을 갖는다는 것을 발견하였으며 따라서 헬륨 동위원소의 분리를 위해서는 반드시 서로 다른 두개의 캐리어 가스를 사용해야만 가능하다는 것을 밝혔다

핵융합반응에 삼중수소는 필수연료이다. 삼중수소의 전이반응에 효율적인 고분자촉매를 합성제조하여 반응탑에서 전이반응실험을 수행하였다. 고분자촉매는 삼중수소 전이반응에 유용한 활성을 나타냄이 확인되었고, 기체유속 및 반응온도가 증가함에 따라 전이반응은 촉진되는 것이 밝혀졌다.

원자력발전소 증기발생기 전열관의 레이저 보수용접 기술개발을 위해 Inconel tube의 sleeve 레이저 용접실험을 수행하였다. Nd:YAG 레이저로부터 발진된 레이저 빔은 광섬유를 통하여 전송되어 자체 개발한 weld head tool을 이용하여 tube 내부에서 용접이 이뤄지도록 하였다. 레이저의 출력 및 펄스폭, 반복율, buffer 가스속도, 용접속도 등의 용접 변수를 변화시키면서 용접단면의 형상을 측정하였다. 용접변수에 따른 결과를 고찰하였고 이에 따른 적절한 용접범위를 제시하였다.

국내 상업적으로 운용증인 경수로 원자력 발전소중, 중기발생기의 건전성 유지를 위하여 보수 유지에 많은 비용을 소비하고 있다 특히 중기발생기 전열관으로 사용되는 inconel 600 재질에 많은 문제점이 발생되었다. 전열관 파손에 대한 보수 및 방지기술은 plugging, sleeving, shot penning, Ni-plating 등이 있다. 특히 최근에 개발된 고출력 Nd:YAG 레이저를 이용한 sleeving 보수 기술이 개발되었다. Nd:YAG 레이저를 이용한 보수 방식은 미국의 WH 및 일본의 MHI 등이 선정하여 실용화 단계에 있으며, 이는 광섬유로 전송이 가능한 Nd:YAG 레이저를 이용하여 원격으로 가공할 수 있는 기술이다. 현재 한국 원자력 연구소에서는 전열관 레이저 보수 용접에 대한 개념을 확립하고 장비 및 기구를 개발하였으며, 고리 1 호기 전열관규격에(7/8") 3/4" sleeve tube를 삽입하여 약 50 m 떨어진 곳으로부터 원격 레이저 용접을 실험실적 규모로 실증 하였다.모로 실증 하였다.

원자력발전소 증기발생기 전열관의 레이저 용접을 위하여 광섬유 전송 레이저 용접광학계를 설계하고 분석하고 실제 레이저 용접에 활용코자 하였다. 이를 위해서 ㎾급 고출력 Nd:YAG 레이저의 출력변수에 맞춘 광성유 선정 및 sleeve 면에서의 용접 power density와 초점깊이를 고려한 광학계통 설계를 수행하였다. 레이저 출력변수가 150 mm.mrad이며 800$\mu\textrm{m}$의 광섬유를 사용하는 경우, 3회에 걸친 coupling으로도 광섬유 출사부의 F# 를 2.48 정도로 하는 것이 가능하며 이때 +- 0.5mm 정도의 초점깊이를 얻을 수 있었다.

The input equivalent noise charge (ENC) of hydrogenated amorphous silicon radiation detector diodes was measured and analyzed. The noise sources of amorphous silicon diodes were analyzed into three sources; shot noise, flicker noise and thermal noise from the contact resistance. By comparing the measured ENC with the calculated signal charge in uniform generation case, the signal-to-noise ratio (S/N) for the sample diodes is estimated as a function of the detector bias and the shaping time of Gaussian pulse shaper. The maximum S/N occurred at the bias level just above the full depletion voltage for shaping time of 2∼3 ${\mu}$sec. The developed method is useful in optimum design or amorphous silicon p-i-n diodes for charged particulate radiation spectroscopy.

LOMI(Low Oxidation State Metal Ion) 재염제의 구성성분 중 가장 중요한 성분인 $V^{2+}$-formate 를 formic acid 내에서 VO$^{2+}$ 이온을 전기화학적으로 환원시켜 제조하였다. 산성용액 내에서의 전기화학반응은 목적반응인 바나듐이온의 환원반응과 부반응인 수소이온의 환원반응이 경쟁적으로 일어나며 이는 전극재료의 영향을 크게 받는다. 따라서 본 연구에서는 Cyclic Voltammetry(CV) 방법으로 여러 가지 전극재료의 특성을 조사하여 공업적 활용이 가능한 전극으로 수은, 납 및 스테인레스 스틸을 선정하였다. 선정된 전극을 이용하여 제조실증시험을 수행한 결과 소량의 고순도 제염제의 제조에는 수은전극을 대략의 공업용 제염제가 필요한 경우에는 스태인레스 스틸 전극을 음극재료로 사용하는 것이 효과적임을 알 수 있었다.

본 연구의 목적은 국내에서 개발중인 액체금속로의 면진설계를 위하여 면진층과 원자로용기 사이에 있는 내진벽의 강성이 면진시스템의 지진응답에 미치는 영향을 분석하는 것이다. 이를 위하여 내진벽강성을 고려한 모우드해석을 수행하여 내진벽의 강성변화에 따른 동특성해석을 수행하였으며 면진 및 비면진시스템의 경우에 대하여 지진해석을 수행하였다. 면진 및 비면진시스템에 대한 지진해석결과에서 비면진시스템의 경우에 내진벽강성은 지진응답에 영향을 주지만 면진시스템의 경우에는 그 영향이 매우 작은 것으로 나타났다.

ASME B&PV Code Section III NB-3200의 규정은 원자로 관련 1등급 부품의 설계시 지켜야할 사항이다. 이 규정은 운전조건별로 허용응력에 대한 분류를 하여 허용한도를 규정하고 있다. 따라서 응력해석시 이 규정을 적용하기 위해 해석결과의 검색, 추출정리, 추가계산 등 응력해석 후속작업을 위한 통합 program을 awk 언어를 사용하여 개발하였다. 이 통합 Program은 ASME에 규정된 응력별로 여러 개의 awk program module로 작성하였고 각각의 모듈을 통합하는 UNIX script file로 구성되어있다. 각각의 모듈은 독립된 batch 작업이 가능하고, 이것을 모두 연계한 batch 작업 역시 가능하도록 하였다. 문서작성시 도표작성을 용이하게 하기 위해 후처리결과가 하나의 디렉토리에 저장되도록 하였다.

A Comprehensive Vibration Assessment Program (CVAP) has been performed for Yonggwang Nuclear Power Plant Unit 4 (YGN 4) in order to verify the structural integrity of the reactor internals for flow induced vibrations prior to commercial operation. The theoretical evidence for the structural integrity of the reactor internals and the basis for measurement and inspection are provided by the analysis. Flow induced hydraulic loads and reactor internals vibration response data were measured during pre-core hot functional testing in YGN 4 site. Also, the critical areas in the reactor internals were inspected visually to check any existence of structural abnormality before and after the pre-core hot functional testing. Then, the measured data have been analyzed and compared with the predicted data by analysis. The measured stresses are less than the predicted values and the allowable limits. It is concluded that the vibration response of the reactor internals due to the flow induced vibration under normal operation is acceptable for long term operation.

The CANFLEX fuel bundle has been developed by KAERI/AECL jointly to facilitate the use of various fuel cycles in CANDU-6 reactor. As one of the design evaluations, the structural analysis of the fuel bundles by hydraulic drag force is performed to evaluate the fuel integrity in the period of the refuelling in CANDU-6. The structural integrity is evaluated by FEM modelling for the complicated bundles configuration in channel. It is noted that the present analysis method is newly developed for the structural integrity evaluation. The analysis results show that the fuel bundle is shown to keep its structural integrity during the refuelling.

고온구조물은 고온에서의 운전상태에 따라 복잡한 하중이력을 경험하게 됨으로써 상온에서 발생하는 손상 기구와는 달리 온도 의존성을 가질 뿐만 아니라, 상온에서 볼 수 없는 크립-피로의 상호작용에 의한 손상현상이 나타나게 된다. 따라서 고온 구조물의 건전성 평가를 위한 비탄성 해석을 신뢰성 있게 수행하기 위해서는 구조물의 비선형 거동을 비교적 정확히 예측할 수 있는 통합 구성방정식의 개발 및 적용과 온도에 따른 재료의 물성치 확보가 필수적이다. 본 연구에서는 통합 점소성 모델인 수정된 Chaboche 모델에 대해서 내연적 시간 적분법을 적용하여 ABAQUS의 UMAT으로 구현하였고, 개발된 프로그램을 이용하여 INCONEL 718을 사용한 단순 인장해석, 반복 소성 특성해석 및 크립 해석을 수행하여 프로그램의 신뢰성을 평가하였다. 또한 원공이 있는 평판에 대한 예제해석을 수행함으로써 개발된 프로그램이 고온구조물의 건전성 평가를 위한 비탄성 해석에 적절하게 적용될 수 있음을 확인하였다.

The seismic responses of a base isolated Pressurized Water Reactor (PWR) are investigated using a mathematical model which expresses the superstructure as lumped mass-spring model and the seismic isolator as an equivalent spring-damper. Time history analyses are performed for the 1940 E1 Centre earthquakes in both horizontal and vertical directions. In the analysis, structural damping of 5% is used for the superstructure. The isolator damping ratios of 12% for horizontal and 5% for vertical directions are used. The acceleration responses in base isolated PWR superstructure with high damping rubber bearings are much smaller than those in fixed base structure in horizontal direction. However, the vertical acceleration responses at the superstructure in the base isolation system are amplified to some extent. It is suggested that the vertical seismic responses at the superstructure should be reduced by introducing a soft vertical isolation device.

IAEA(International Atomic Energy Agency, 국제원자력기구)에서는 사찰활동 수행시, 비복원추출을 기술하는 초기 하분포(hypergeometric distribution) 대신 복원추출을 기술하는 이항분포(binomial distribution)를 사용하여 표본크기 (sample site)를 계산하여 최대 3가지 검증방법들에 할당한다. 본 연구에서는 사찰표본할당과 관련하여 PC사용이 요구되는 반복할당법인 초기하할당법, 개선된 이항할당법, 그리고 표준할당법과 포켓계산기에서 사용 가능한 근사 할당법인 개선된 이항할당근사법과 표준이항할당근사법을 비교 검토하였다.

설계기준사고에 대한 해석을 기초로 하여 운전중 원전의 운전 제한치 및 조치사항을 규정한 기술지침서 (Tech Spec.)는 원자력법에 의거 법적 제재의 효력을 가지며 원전 운전자가 이를 준수함으로서 안전성을 확보할 수 있도록 되어 있다. 그러나 국내 원전 기술지침서의 경우는 해당 노형 공급국별로 상이한 체재의 기술지침서를 도입하여 사용하는 과정에서 많은 문제점이 발생하고 있다. 본 연구에서는 국내 원전 기술지침서 개선을 위하여 현행 국내 기술지침서의 사용상 문제점을 조사하고 그 결과에 대한 분석을 실시하였으며. 최근 미국에서 진행되고 있는 기술지침서 개선작업의 현황을 조사하고 그 적용성을 검토하였다. 새로이 제시되고 있는 기술지침서는 운전 요건의 일관성, 사용자 편이성에서 큰 잇점이 예상되므로 기존 기술지침서 요건의 개정 등 인허가 시에 기준으로 사용될 수 있을 것으로 판단된다.

본 논문에서는 원전 I&C Function System Equipment (FSE)의 분류기준을 제시하기 위하여 IEEE 730.1, IEEE 828, IEEE 1012 및 IEC 1226의 관련 표준들을 비교 분석하여 I&C FSE를 근간으로 계측제어 소프트웨어를 원전 I&C 계통의 기능에 따라 Type I, Type II, Type III 및 Type IV로 분류할 수 있는 분류기준, 분류절차 및 예를 제시하였다. 또한, 본 논문의 분류기준을 토대로 하여 최근 이슈가 되고 있는 상용 소프트웨어 (Commercial Off The Shelf Software)의 원전 사용 승인기준을 제시하였다.

한국의 장기 에너지공급 전략에서 에너지수요 및 환경제약에 따른 원자력에너지의 역할을 평가하기 위해 에너지수급 최적화모형인 MESSAGE를 이용하였다. 에너지수급 네트워크의 입력자료로 필요한 유효에너지 수요를 예측하기 위해 새로운 프로그램을 개발하였고, 이 결과를 이용하여 1993년부터 2040년까지 원자력계통을 포함한 전체 에너지계통에 대한 최적화를 수행하였으며, 노형전략 및 핵연료주기전략, 원자력에너지의 확대이용 방안 등을 제시하였다. 한국에서 원자력 확대이용에 대한 핵심 요인은 경제성장 규모, 화석연료의 이용가능성, 이산화탄소 배출규제, 부지 및 대중수용성에 의해 제한 받는 원자력 자체의 공급능력이 될 것이다.

국제원자력기구에서는 현재 적용되고 있는 보장조치(Safeguards) 방법을 보다 효과적이고 효율적으로 적용하기 위하여 1993년부터 'Program 93+2'라는 사업을 수행하고 있다. 이중 하나의 과제로 수행되고 있는 구역 보장조치는 기존의 보장조치 개념이 하나의 시설을 대상(Facility-Oriented Safeguards)으로 개발된 것과는 달리 동일한 범주의 핵물질을 취급하는 여러 개의 시설을 하나의 가상적인 구역(Fuel Cycle-Oriented Safeguards)으로 설정하여 보장조치를 적용하는 개념으로, 보다 강화된 사찰 활동에 의하여 보장조치 신뢰도를 향상시키면서 사찰 횟수 및 사찰량은 절감되고 있다. 우리나라는 한국원자력연구소의 중수로핵연료 가공시설과 월성 1호기를 천연우라늄 구역(Natural Uranium Zone)으로, 한국원전연료(주)의 경수로핵연료 가공시설과 국내의 모든 경수로를 저농축우라늄 구역(Low Enriched Uranium Zone)으로 설정하여 성공적으로 구역 보장조치를 적용하고 있다. 그러나 이러한 구역 보장조치의 적용에는 원자력산업 체제의 단순화와 같은 제약조건이 따른다. 앞으로 우리나라에서는 현재 적용되고 있는 구역 보장조치 방법이 보다 효율적으로 운영되고 시설 운영에 대한 방해를 최소화시키는 방안을 고려하여야 하며 이에 는 가공시설에서의 생산 및 수송 일정을 발전소 운영 및 사찰 일정과 적절히 조화시키는 방법, 가공시설에서 검증된 핵연료에 대하여 적절한 감시 및 봉인 장비를 적용하는 방법, 현재의 구역 이외의 시설 또는 핵물질에 새로운 구역을 설정, 적용하는 방안 등을 고려할 수 있다.