• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2005.06a
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• pp.381-382
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• 2005

원자력발전소에서 발생하는 사용후연료 집합체를 운반하기 위한 수송용기는 고준위 방사성물질의 위험으로부터 인간과 환경을 보호하기 위하여 안전성이 철저하게 보장되어야만 한다. 원자력법과 IAEA 안전수송규정 등 국내외의 관련규정에 의하면 사용후연료 수송용기는 정상운반조건은 물론 수송 도중 발생할 수 있는 운반사고조건에서 B(U)F형 운반용기에 대한 기술기준을 만족시키어 어떠한 경우에도 방사선차폐, 임계, 격납, 열 및 구조적 건전성을 유지하여 방사성물질을 누출시키지 않아야 한다고 규정하고 있다. 본 논문은 한수원(주)에서 개발하여 현재 사용하고 있는 경수로형 사용후연료 수송용기(KN-12 수송용기)의 격납계통에 대한 건전성을 확인하기 위하여 해석에 의한 격납평가 및 수송용기의 운영 중 수행하는 누설시험 등의 누설평가방법에 대하여 기술하였으며, 또한, 매 운반 시 측정한 실제 누설률을 제시하고 분석하였다.

• Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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• v.18 no.3
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• pp.245-254
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• 2005

Radioactive material is used in the various fields. The numbers of transport for radioactive material have been gradually increased in both domestic and International regions. The safety of the cask should be secured to safely transport of radioactive material. The korean atomic law and the IAEA safety standards prescribe regulations lot the safe transport of radioactive material The cask for spent fuel is comprised of the body and the impact limiter. In this study, the empirical equation of the cask impact force is proposed based on the dimensional analysis. Using this empirical equation the characteristics of the impact limiter are analyzed. The results are also validated by comparing with the previous results of the impact area method and the finite element analysis. The present method can be used to predict the impact force of the cask.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.571-576
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• 1998

방사성물질의 수송용기 등에 사용되는 에폭시수지계 중성자 차폐재를 제조하였다 기본물질은 재질(KNS-102) 및 수소 첨가된 비스페놀 A힘(KNS-106) 그리고 패놀-노블락형 에폭시수지 (KNS-611)이며, 첨가제로는 수산화알루미늄 및 탄화붕소이다. 이들 중성자 차폐재들은 유동성이 좋아 수송용기와 같은 복잡한 구조에 사용할 수 있다. 제조된 중성자 차폐재들을 방사선 조사선 량에 대한 영향과 가압경수로 사용후핵연료_ 28다발을 수송할 수 있는 수송용기에 적용하여 차폐능 평가를 수행하였다 0.7 MGy 까지 중성자 차폐재들은 방사선 조사선량의 증가에 따라 중성자 차폐재의 거시적 제거 단면적($\Sigma$$_{R}$)은 약간 증가하는 경향을 나타내었으며, 수송용기에 적용하여 ANISN 전산코드로 차폐능 평가를 수행한 결과 정상수송시 중성자 차폐재의 두께가 12 cm 이상일 때 수송용기 반경방향표면에서 최대 방사선량율은 168 ~ 214 $\mu$Sv/h로 나타났으며, 수송용기 표면에서 100 cm 지점에서의 최대 방사선량율은 74 ~ 93 $\mu$Sv/h로 나타났다. 이들은 모두 관련된 법규들에서 규정된 최대 허용방사선량율을 만족하는 것으로 나타났다.

• Nuclear industry
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• v.4 no.6 s.22
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• pp.86-96
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• 1984

원자력선진국에서의 방사성물질, 특히 핵연료물질의 수송이 활발화되고 있으며 수송물의 종류도 핵분열성원료물질에서 경수로용 신연료, 사용후 핵연료로 다양화되고 있어, 이에 대응한 수송용기의 개발, 사고대책의 정비에 만전을 기하는 노력이 경주되고 있다. 그러나 앞으로는 신형로용 핵연료와 여러 가지 폐기물의 수용이 가해질 것이므로 이를 위한 수송시스템의 개발과 긴급시 대책검토도 이루어져야 할 것이다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers
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• v.18 no.11
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• pp.2805-2816
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• 1994

This paper describes dynamic finite element analyses performed to study the dynamic behaviors of a shipping container under the impact onto rigid target due to the accidental fall from the hight of 9 m. Using two and three dimensional techniques, the shipping container which gave the maximum damage, ten different drop orientations are considered ; at intervals of $5^{\circ}$ from $45^{\circ}$ to $90^{\circ}$ According to the present results, the orientation of the shipping container which gave the maximum damage is $85^{\circ}$ from horizontal for oblique drop in the primary impact. In the optimal design of the shipping container, the impact limiter material must be considered importantly because it's proper selection affects the weight and the manufacturing cost of the shipping container. The analysis of the shipping container in this paper demonstrated that the shipping container is structurally sound relative to the regulatory drop test requirements.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.691-696
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• 1998

원자력연구소의 연구용 원자로인 하나로(HAHARO)에서 생산되는 방사성동위원소인 Ir-192를 안전하게 운반하기 위해 특수형방사성물질 봉인캡슐을 제작하여 국내·외 수송관련법규인 과기처 고시 제 96-38호, IAEA Safety Series No. ST-1기 및 미국 10 CFR Part 71의 규정에 따라 원자력연구소내의 수송용기 안전성시험시설에서 특수협 방사성물질인 Ir-192 봉인캡슐에 대한 안전성시험분석을 수행하였다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2008.05a
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• pp.285-286
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• 2008

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.22 no.4
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• pp.251-261
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• 1997

A package to transport the high level radioactive materials is required to withstand the hypothetical accident conditions as well as normal transport conditions according to IAEA standards and domestic regulations. The regulations require that the package should maintain the shielding, thermal and structural integrities to release no radioactive material. In general, safety evaluation of packages is performed by experimental methods using scale model and/or analytical methods using computer codes. This paper presents the safety evaluation of package to transport the radioisotopes produced in the HANARO to the radioisotope production facility. Radiation shielding, thermal and structural analyses were peformed using the computer codes. It has been verified that the package is safe under hypothetical accident conditions as well as normal transport conditions.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2006.11a
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• pp.87-88
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• 2006

사용후 핵연료용 수송용기의 설계 안전평가에서는 이제까지 용기에 수납되는 연료는 미조사, 즉 신연료라 가정해서 보수적으로 임계안전설계를 수행하여 왔다. 이것은 연소에 따른 연료내의 핵연료 물질의 감손 및 생성의 의한 반응도의 변동을 계산 평가하는 것이나 또는 연소로 인해 생성되는 중성자 흡수 핵종의 조성 및 함유량 등을 정확히 계산 평가하는 것이 복잡해서 곤란했던 것으로 그 요인을 들 수 있다. 사용 후 핵연료를 신 연료로 가정하는 등의 불합리성을 해소하고, 안전성을 잃지 않고 사용 후 핵연료 운반용기 들의 경제성을 추구하는 기운이 높아지고, 관련 연구가 적극적으로 진척되게 되었다. 그 결과 연소에 따른 연료내의 핵연료 물질의 감손 생성과 핵분열 생성물 등에 의한 반응도의 저하, 즉 중성자 실효 증배율의 저하를 고려한 것을 사용 후 핵연료용 캐스크 설계 안전평가에 취할 수 있게 되었다. 연소도 크레디트를 채용함으로서 사용후 핵연료내의 핵연료물질량은 실제로 존재하는 양을 사용하는 것이 되므로 초기 농축도가 높은 고연소도 연료에서 그 효과가 보다 크게 될 것이다. 이것은 연소도 크레디트 채용에 따라 연료 바스켓의 중성자흡수제 사용량 감소가 가능해져 사용 캐스크의 수를 줄일 수 있어 경제성 향상이 기대되고 아울러 그이 취급 횟수 및 수송횟수가 감소됨에 따라 안전성의 향상도 기대된다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.347-348
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• 2004

차세대관리 종합공정 실증시설의 핫셀 차폐벽은 중량콘크리트 재질로서 외벽의 두께는 90cm 이상으로 설계되었으며, 차폐벽의 모든 부위는 이와 동일한 차폐능을 확보하도록 하여야 한다. 그러나 핫셀 운영을 위하여 불가피하게 설치되는 여러 가지 부속 시설물들에 의하여 원래 계획한 핫셀 차폐벽의 차폐능 저하를 가져오게 되며, 이런 부속 시설물로는 차폐 출입문, 방사성 물질을 핫셀 내부로 반입하거나 반출하기 위한 수송용기 접합부, 소형물 투입구, 슬리브 및 매설관등이 있다.(중략)