• The Journal of Engineering Geology
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• v.11 no.3
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• pp.255-267
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• 2001

A comparison study is performed to understand the coupling behavior of the thermal, hydraulic, and mechanical interactions in the vicinity of an underground radwaste repository, assumed to be located at a depth of 500 m, within a granitic rock mass with a 58$^{\circ}$ dipping fault passing through the roof-wall intersection of the repository cavern. The two dimensional universal distinct element code, UDEC is used for the analysis. The model includes a granitic rock meas, a canister with PWR spent fuels surrounded by the compacted bentonite inside a deposition hole, and the mixed bentonite backfilled in the rest of the space within a repository cavern. The coupling behavior of hydromechanical, thermomechanical, and thermohydromechanical interaction has been studied and compared. The effect of the time-dependent decaying heat, from the radioactive materials in PWR spent fuels, on the repository and its surroundings has been studied. A steady state flow algorithm is used for the hydraulic analysis.

• 한국신재생에너지학회:학술대회논문집
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• 2007.11a
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• pp.497-500
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• 2007

지열류량은 지열자원 개발 시 지열 이상대를 찾는데 있어서 중요한 자료로 사용된다. 우리나라의 지체구조별 지열류량 평균은 경기육괴 66 $mW/m^2$, 옥천습곡대 65 $mW/m^2$, 영남육괴 60 $mW/m^2$, 경상분지 72 $mW/m^2$, 연일분지 75 $mW/m^2$이다. 이러한 대륙 내의 지표 지열류량은 상부 지각내의 방사성 동위원소 붕괴에 의한 열생산율(${\sim}40%$)과 하부지각 및 상부맨틀에서부터 전도되어 올라온 지열류량(${\sim}60%$)으로 설명할 수 있다. 따라서 지열류량의 결정에 있어서 열생산율의 정보는 중요한 부분을 차지한다. 열생산율은 지각 내에 존재하는 주요 방사성 동위 원소인 U, Th, K의 붕괴열에 의한 것이며, 열생산율의 측정은 gamma-ray log 자료를 이용하는 방법과 화학분석을 통한 방법이 있다. 이 연구에서는 두 가지 방법을 이용하여 총 123개(화강암 86개, 편마암 37개) 지점에서의 열생산율을 산출하였다. 화강암의 열생산율 평균은 2.15 ${\mu}W/m^3$이며, 편마암의 열생산율 평균은 2.22 ${\mu}W/m^3$로 나타났다. 지체구조별 열생산율의 평균은 경기육괴 2.52 ${\mu}W/m^3$, 옥천습곡대 2.16 ${\mu}W/m^3$, 영남육괴 2.35 ${\mu}W/m^3$, 경상분지 2.01 ${\mu}W/m^3$로 나타났다. 지체 구조별 열생산율과 지열류량의 상관성 분석에서 우리나라의 경우 지열류량이 높은 지역에서 열생산율이 낮은 경향을 보인다. 따라서 열생산율이 지표 지열류량을 결정하는데 있어서 가장 중요한 요소가 아님을 확인할 수 있다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.806-811
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• 1995

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.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2012.10a
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• pp.471-472
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• 2012

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2015.10a
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• pp.243-244
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• 2015

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2011.10a
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• pp.367-368
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• 2011

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2009.11a
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• pp.475-476
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• 2009

CFD 방법을 이용하여 건식저장 용기내 사용후핵연료 열전달 해석을 수행한 결과 연료봉의 붕괴열에 의한 내부 유체의 자연대류 현상과 상세 핵연료 온도분포를 예측할 수 있음을 확인하였다. 향후에는 다양한 시험조건에서 복사열전달을 포함한 정밀한 CFD 계산을 수행하여 피복관 온도분포의 예측치를 실험결과와 비교할 예정이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.24 no.1
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• pp.86-97
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• 1992

The purpose of this paper is to evaluate the direct vessel injection design from a pressurized thermal shock(PTS) viewpoint for the Combustion Engineering System 80+ A break of the main steam line from zero power and a 0.05 ft$^2$small break loss-of-coolant accident (LOCA) from full power were selected as the potential PTS events. In order to investigate the stratification effects in the reactor downcomer region, the fluid mixing analysis was performed using the COMMIX-IB code for steam line break and using the REMIX code for 0.05 ft$^2$small break LOCA. The stress distributions within the reactor vessel walls experiencing the pressure and the temperature transients were calculated using the OCA-P code for both events. The results of the analysis showed that a small break LOCA without decay heat presented the greatest challenge to the vessel, however, there is no crack initiation through end-of-life of the vessel with consideration of decay heat.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2010.10a
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• pp.379-380
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• 2010

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.17 no.4
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• pp.405-418
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• 2019

Based on spent fuels characteristics from domestic nuclear power plants and a disposal scenario from the current basic plan for high-level radioactive waste management, an improved disposal system has been proposed that enhances disposal efficiency and economic effectiveness compared to the existing disposal system. For this purpose, two disposal canisters concepts were derived from the length of the spent fuel generated from the nuclear power plants. In the disposal scenario, the acceptable amount of decay heat for each disposal container was determined, taking into account the discharge and disposal times of spent fuels in accordance with the current basic plan. Based on the determined decay heat of the two types of disposal canisters and the associated disposal system, thermal stability analyses were performed to confirm their suitability to the proposed disposal system design requirement and disposal efficiency assessment. The results of this study confirm 20% reduction in the disposal area and 20% increase in disposal density for the proposed disposal system compared to the existing system. These results can be used to establish a spent fuel management policy and to design a viable commercial disposal system.