• Title/Summary/Keyword: 건식 저장시설

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$UO_2$ 소결펠렛의 건/습식 산화반응 연구

  • 김익수;이원경;신희성;신영준;노성기
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • 1995.05a
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    • pp.805-805
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    • 1995

  • 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.

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Preliminary Assessment of Radiation Impact from Dry Storage Facilities for PWR Spent Fuel (경수로 사용후핵연료 건식 중간저장시설에 대한 예비 방사선 영향 평가)

  • Kim, T.M.;Baeg, C.Y.;Cha, G.Y.;Lee, W.G.;Kim, S.Y.
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • v.37 no.4
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    • pp.197-201
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    • 2012

  • Annual dose at the boundary of the interim storage facility at normal condition was calculated to estimate the site area of the facility of PWR spent nuclear fuel. In this work, source term was generated by ORIGEN-ARP for 4.5 wt% initial enrichment, 45,000 MWd/MTU burnup and 10 years cooling time. Modeling of the storage facilities and radiation shielding evaluations were conducted by MCNP code depending on the storage capacity. In the case of the centralized storage system, the required site area was found to have the radius of more than 700 m.

  • https://doi.org/10.14407/jrp.2012.37.4.197 인용 PDF KSCI

사용후핵연료 중간저장 시설의 사고시 피복관의 산화 거동 연구

  • 유길성;김건식;민덕기;노성기;김은가
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • 1995.05b
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    • pp.721-726
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    • 1995

  • 사용후핵연료 중간저장 시설의 누수사고시 예상되는 SFLFL 컴퓨터 코드 분석 결과에 따른 실제 피복관의 산화시험 결과 저장용기 밑바닥 세가지 구멍은 크긴 조건들에 대히 환기회수가 시간당 0회인 경우는 사고후 48시간 경과시 매우 심각한 산화가 예상되며, 나머지 조건의 경우에는 48시간 산화 후 최대 산화량이 90mg/dm$^2$으로 시설의 누수사고시 산화막에 의한 영향은 거의 무시 할 수 있는 것으로 나타난다. 9가지의 시험조건중 안전성은 구멍의 크기가 7.62cm, 환기수가 시간당 2회인 경우가 가장 놓으며. 두번째는 구멍의 크기가 5.08cm, 시간당 환기수 2회의 경우였다. 같은 환기회수의 경우 구멍의 크기가 5.08과 7.62cm인 경우는 비슷하게 나타나지만 2.54와 5.08cm의 경우는 큰 차이를 보인다. 여기에서 수행된 시험은 미조사, 미전처리 시편을 사용한 것이므로 실제로 조사 및 로내 산화막이 입혀진 시편에 대한 추후 시험이 요구된다.

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Safety Assessment of Aircraft Crash Accident Into Spent Nuclear Fuel Dry Storage Facility - A Review With Focus on Structural Evaluation (사용후핵연료 건식저장시설의 항공기 충돌 구조안전성평가 연구 현황)

  • Lee, Sanghoon
    • Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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    • v.17 no.2
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    • pp.263-278
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    • 2019

  • Since the 1970s, aircraft crash accidents have been considered as one of the severest external events that should be evaluated for license application of nuclear reactors. After the 9.11 terrorist attacks, many countries have performed safety assessment against intentional or targeted aircraft crashes into nuclear related facilities. In some countries, assessment against targeted aircraft crash was enforced by regulation and considered an important task for license approval. Safety assessment against aircraft crash is a technically difficult task and many countries manage R&D programs to improve its reliability. In this paper, regulations of many countries regarding safety assessment against aircraft crash are summarized, separating regulations for accident aircraft crash and those for targeted aircraft crash. Research performed in various countries on safety assessment of nuclear facility against aircraft crash are summarized, with a focus on spent nuclear fuel dry storage facilities.

  • https://doi.org/10.7733/jnfcwt.2019.17.2.263 인용 PDF KSCI