• Nuclear Engineering and Technology
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• v.17 no.1
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• pp.1-7
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• 1985

Non-destructive gamma-ray spectrometry was carried out on the spent PWR fuel assemblies at the spent fuel pool of reactor-site. Attention was focused on the determination of burnup distribution and cooling time. For the measurement of burnup distribution, the concentration ratio of $^{134}$ Cs$^{137}$ Cs was used and the results showed these ratios varied with the positions of assemblies in the core during their irradiation. For the measurement of cooling time, $^{144}$ Ce$^{137}$ Cs was used and the results were agreed considerably well with the operator declared cooling time.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.22 no.1
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• pp.9-13
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• 2002

A pool image processing measurement method has been developed to improve the examination efficiency and to minimize the errors of dimensional measurements of spent fuel assemblies in pool. Diameter and length measurements of mock-up fuel rods using the image processing system are $-0.24{\pm}0.03mm,\;0.34{\pm}0.06mm$ on the basis of the true value and their maximum errors are within -0.3 and 0.4mm, respectively, According to the result of dimensional measurement of spent fuels in pool, the upper and lower part diameter and mid part diameter of fuel rods of the J44 fuel assembly irradiated for 2 cycles in the Kori-2 nuclear reactor were decreased by about 2.0 and 3.0% in comparison with design values, respectively. The length of fuel rods was elongated by about 0.4%. The change behavior of diameter and length. of fuel rods of the F02 fuel assembly irradiated for 3 cycles in the Kori-1 nuclear reactor showed a trend similar to the results of J44.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.292-303
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• 2004

The previous exponential experiment system has been improved for the automatical and accurate axial movement of the neutron source and detector with attaching the automatical control system which consists of a Programmable Logical Controller(PLC) and a stepping motor set. The automatic control program which controls MCA and PLC consistently has been also developed on the basis of GENIE 2000 Library. The exponential experiments have been carried out for Kori 1 unit spent fuel assemblies, Cl4, Jl4 and G23, and Kori 2 unit spent fuel assembly, J44, using the improved systematical measurement system. As the results, the average exponential decay constants for 4 assemblies are determined to be 0.1302, 0.1267, 0.1247, and 0.1210, respectively, with the application of Poisson regression.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.482-487
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• 1998

누적되는 사용후핵연료의 안전하고 호율적인 관리는 원자력 발전의 지속적인 성장을 위한 중요한 과제중의 하나로 대두되고 있다. 사용 후 핵연료 차세대관리기술 실증시설은 이러한 사용후핵연료의 효율적인 관리·이용과 관련된 후행핵연료주기 기술을 종합적으로 시험 및 실증하기 위한 파일롯 규모의 핫셀 시험시설로서 2000년대 후반 준공을 목표로 현재 개념설계가 수행되고 있다. 본 시설은 국내 원전에서 방생된 PWR 몇 CANDU 원자로 사용후핵연료 집합체를 수납하여 사용후핵연료의 특성검사, 장기 건식저장 및 처분전처리 시험, 파일롯 규모 DUPIC 연료 제조시험을 포함한 사용후핵연료 차세대 관리기술 실증시험, 그리고 중.고준위 제기물의 고정화 시험 등을 수행할 수 있는 기능을 갖도록 하며, 향후 장기적인 연구개발 수요에 대비하여 다양한 중류의 실증시험이 가능하도록 시설의 유연성을 최대한 고려하여 설계될 예정이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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• pp.201-206
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• 1996

건식가공(Dry Process)이 사용전,후 DUPIC 핵연료의 붕괴열(Decay Heat), Hazard Index, 조사선량률(Dose Rate) 등에 미치는 영향을 계산하고, 그 원인을 분석하였다. DUPIC 사용방안으로 표준 연소도(35,000 MWD/MTU)의 경우와 장주기 연소도(50,000 MWD/MTU)의 경우를 고려하여 계산하였으며, DUPIC핵연료는 20년 냉각후 가공하는 것을 기준으로 하였다. 또한 DUPIC핵연료 장전시 고려할 수 있도록 사용전 DUPIC 핵연료에 대한 계산을 핵연료 집합체(Bundle) 단위로 하였다. 조사선량과 붕괴열은 건식가공에 상당히 민감한 반응을 보였고 이는 주로 Cs의 제기에 의한 것이다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2003.11a
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• pp.83-89
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• 2003

A temperature- and pressure-reducing process is utilized to handle the spent fuel assembly in the post-irradiation examination facility. This process includes three separated unit processes. First one is the decontamination process to clean the spent fuel assembly casks. The second process is the temperature-reducing process to reduce the temperature elevated by decay process in the spent fuel assembly. The third process is the filtration process to remove insoluble particles existed in the casks using filters. Up-to-date technologies as well as practical theories related to the temperature- and pressure-reducing process is reviewed in this report. The test-operation process for various tests and the test results of the temperature- and pressure-reducing process for J-44 and K-23 spent fuel assemblies are also described in detail. This report must be effectively used for the normal operation of the facility with the awareness of unprecedented problems which could occur by continuing operation of the PIE facility.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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• pp.535-540
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• 1996

원자로에서 연소되고 나온 사용후핵연료는 영구 처분하기 이전에 대부분 수조(pool)속에 임시로 저장되어 관리되고 있다. 이와 같이 관리되고 있는 사용후핵연료속에 핵폭발 장치로 전용될수 있는 매우 민감한 핵물질인 플루토늄이 다량 포함되어 있기 때문에, 원자력의 평화적 이용·개발을 위한 핵활동의 투명성을 확보하기 위해서는 국가사찰 수행시 현장 적용 가능한 사용후핵연료 검증 기술과 장비를 확보하는 것이 필요하다. 이를 위해 사용후핵연료봉 및 사용후핵연료 집합체 검증을 휘한 고분해능 감마선 분광분석 시스템을 개발하여 현장 테스트를 수행한다. 이를 바탕으로 강화되는 핵비확산 체제와 통제관련 기술의 발전에 대비하고 우리 나라의 국가계량관리체제(SSAC) 확립에 필요한 자체적인 사찰 기술을 개발하여 국가사찰에 적용하는 것이 비파괴측정기술 개발 목적이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05b
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• pp.799-804
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• 1995

DUPIC 핵연료의 사용전 그리고 사용후 조건에서 방사선량을 분석하였다. 사용후 핵연료로 35,000 MWD/MTU의 표준 연소도와 50,000 MWD/MTU의 고 연소도을 사용하였고 선량률을 계산하기 위해 CANDU의 핵연료 집합체을 균등 혼합체로 가정 하였다. 조사선량율은 건식가공을 거치지 않았을 때 매우 높은 수치를 나타내었지만 건식가공을 한 후에는 많이 감소하개 됨 을 볼 수 있었다. 특히 Cs에 민감한 반응을 보였고 Cs을 100% 제거하였을 경우 전체 선량율이 약 90%가 줄어드는 결과를 얻었다. 아울러 사용후 DUPIC핵연료의 선량율도 건식가공 방법에 많은 영향을 받고 있다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2009.11a
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• pp.477-478
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• 2009

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2004.05a
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• pp.301.1-301.1
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• 2004