• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05d
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• pp.247-252
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• 1996

사용후핵연료 건식 중간저장시설은 설계수명기간 동안 방사능 차폐, 냉각, 보호 등과 같은 주요 기능이 확실히 보장되도록 설계 및 유지·관리되어야 한다. 이러한 주요 기능은 여러가지 설계하중 하에서 구조물의 거동을 정확히 파악한 결과를 설계에 반영함으로써 보장된다. 본 연구에서는 구조물의 건전성을 보장할 수 있는 기능적 측면과 구조적 측면에서 고려되어야 할 항목 및 내용을 국외에서 적용되고 있는 기술기준을 토대로 하고 풍하중, 홍수방호, 내진설계, 열하중해석, 철근콘크리트 및 강구조물, 기초지반과 같은 세부항목에 대한 해석 및 설계의 연구결과를 추가하여 국내 원자력법령과 시행령에 부합되는 사용후핵연료 건식중간저장시설의 구조 및 설비기준을 개발하였다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.15 no.4
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• pp.391-402
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• 2017

The Korea Radioactive Waste Agency (KORAD) has developed a concrete cask for the dry storage of spent nuclear fuel that has been generated by domestic light-water reactors. During long-term storage of spent nuclear fuel in concrete casks kept in dry conditions, the integrity of the concrete cask and spent nuclear fuel must be maintained. In addition, the radiation dose rate must not exceed the storage facility's design standards. A suitable shielding design for radiation protection must be in place for the dry storage facilities of spent nuclear fuel under normal and accident conditions. Evaluation results show that the appropriate distance to the annual dose rate of 0.25 mSv for ordinary citizens is approximately 230 m. For a $2{\times}10$ arrangement within storage facilities, rollover accidents are assumed to have occurred while transferring one additional storage cask, with the bottom of the cask facing the controlled area boundary. The dose rates of 12.81 and 1.28 mSv were calculated at 100 m and 230 m from the outermost cask in the $2{\times}10$ arrangement. Therefore, a spent nuclear fuel concrete cask and storage facilities maintain radiological safety if the distance to the appropriately assessed controlled area boundary is ensured. In the future, the results of this study will be useful for the design and operation of nuclear power plant on-site storage or intermediate storage facilities based on the spent fuel management strategy.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.38 no.4
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• pp.189-193
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• 2013

Annual dose on the containment building wall of the interim storage facility at normal condition was calculated to estimate the dose rate transition of the facility of PWR spent nuclear fuel. In this study, source term was generated by ORIGEN-ARP with 4.5 wt% initial enrichment, 45,000 MWd/MTU burnup and 10 years cooling time. Modeling of the storage facility and the containment building and radiation shielding evaluations were conducted by MCNP code depending on the distance between the wall and the facility in the building. In the case of the centralized storage system, the distance required for the annual dose rate limit from 10CFR72 was estimated to be 50 m.

• Nuclear industry
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• v.27 no.4 s.290
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• pp.56-60
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• 2007

한국수력원자력(주)는 20기의 원자력발전소를 운영하고 있으며, 원전에서 발생되는 전기로 우리나라 총전력의 약 40%를 담당하고 있는데 이 과정에서 필연적으로 사용후연료가 발생하게 된다. 사용후연료는 재활용 여부에 따라 자원 또는 폐기물로 간주되는 성격을 지니고 있다. 그러나 우리나라는 사용후연료에 대해서는 아직 확실한 방침이 정해지지 않아 이의 저장 시설이 필요하며 현재 원자력발전소 내 사용후연료 저장조와 건식 저장 시설에 임시 저장하고 있다. 사용후연료는 2006년 말 기준으로 8,670톤이 저장되어 있고, 발전소 내에 설치된 기존 시설의 저장 능력이 포화되는 것에 대비하여 조밀 저장대 설치, 호기 간 이송, 공동 저장, 습식 저장 시설 확장 및 건식 저장 시설 추가 건설을 통해 단계적으로 저장 능력을 확장하여 2016년까지 발생되는 사용후연료를 저장할 계획이다. 그러나 제253차 원자력위원회(2004. 12. 17)에서 2016년 이후 사용후연료 관리 방침에 대해서는 중간 저장 시설의 건설 등을 포함하여 충분한 논의를 거쳐 국민적 공감대하에서 추진하기로 결정됨에 따라 현재 공론화 방안 연구와 대내외적인 공론화가 진행되고 있다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2010.05a
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• pp.351-352
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• 2010

• 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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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• pp.341-346
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• 1996

사용후핵연료에 대한 장기건식저장과 관련하여 원자로에서 조사된 사용후 핵연료피복관에 대한 산화시험을 공기분위기에서 수행하였다. 피복관 시료의 50$0^{\circ}C$ 공기중 산화시험 결과 산화 초기에 급격한 산화율을 보였으며, 이 후 천이점까지 느리게 산화가 진행되다가 천이 후에는 선형적으로 급격히 무게가 증가하는 지르코늄 합금의 수증기 및 공기중에서의 전형적인 산화양상을 나타내었다. 시편별로는 가장 두꺼운 노내 산화막을 가진 시편이 가장 높은 산화율을 나타내었으며, 노내 산화시 천이점에 근접한 시편들이 가장 낮은 산화율을 보였다. 산화율이 가장 높은 시편의 천이후 영역에서의 산화율은 $\Delta$W ＝ 0.74 t ＋ 38.61과 같은 관계식으로 표현될 수 있었다. 이 때 $\Delta$W는 무게이득(mg/dm$^2$)이고 t는 산화시간(h)을 나타낸다. 시험에 사용된 피복관의 단위 산화막두께(l$\mu$m)에 대한 산화무게증가량은 약 13.4mg/dm$^2$으로 나타났다. 이러한 결과들은 사용후핵연료 중간저장 시설 및 저장캐스크의 설계 전산코드 작성 및 저장시설의 운영에 관련되어 기반자료로 활용될 수 있을 것이다.

• 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.

• 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.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.40 no.2
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• pp.92-100
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• 2015

For the purpose of improving the efficiency of the radiation impact assessment of dry interim storage facilities for the spent nuclear fuel of pressurized water reactors (PWRs), radiation impact assessment was performed after the application of sensitivity assessment according to the radiation source term designation method, development of a 2-step calculation technique, and cooling time credit. The present study successively designated radiation source terms in accordance with the cask arrangement order in the shielding building, assessed sensitivity, which affects direct dose, and confirmed that the radiation dosage of the external walls of the shielding building was dominantly affected by the two columns closest to the internal walls. In addition, in the case in which shielding buildings were introduced into storage facilities, the present study established and assessed the 2-step calculation technique, which can reduce the immense computational analysis time. Consequently, results similar to those from existing calculations were derived in approximately half the analysis time. Finally, when radiation source terms were established by adding the storage period of the storage casks successively stored in the storage facilities and the cooling period of the spent nuclear fuel, the radiation dose of the external walls of the buildings was confirmed to be approximately 40% lower than the calculated values; the cooling period was established as being identical. The present study was conducted to improve the efficiency of the Monte Carlo shielding analysis method for radiation impact assessment of interim storage facilities. If reliability is improved through the assessment of more diverse cases, the results of the present study can be used for the design of storage facilities and the establishment of site boundary standards.