• 방사성폐기물학회지
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• 제17권3호
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• pp.339-346
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• 2019

제8차 전력수급기본계획에 근거하여 현재 운영중이거나 계획중인 원자력발전소에서 발생할 사용후핵연료의 양과 특성을 추정하였다. 본 연구에서 고려된 특성은 핵연료집합체에 대한 제원, 핵연료봉 배열, $^{235}U$ 초기 농축도, 방출연소도, 냉각기간이다. 이들은 사용후핵연료 처분시스템을 설계하는데 필수적인 항목이다. 2082년까지 가압경수로 사용후핵연료의 예상발생량은 약 62,500 다발로 추정되었다. 2018년 말까지 발생한 사용후핵연료 중 상대적으로 길이가 짧은 웨스팅하우스형 원전연료가 약 60%, 상대적으로 길이가 50 cm 정도 긴 한국형 원전 연료가 약 40%를 차지하였다. $^{235}U$ 초기 농축도 4.5 wt% 이하를 갖는 사용후핵연료의 비율은 전체 발생량의 약 90%를 차지하였으며, 방출연소도는 98%의 물량이 55 GWd/tU 이하로 나타났다. 2077년을 기준으로 웨스팅하우스형 원전에서 발생한 사용후핵연료의 냉각기간은 50년 이상이 97% 정도를 차지하였으며, 본 논문에서 가정한 처분 완료시점인 2125년을 기준으로 한국형 원전에서 발생한 사용후핵연료의 냉각기간은 45년 이상이 98% 정도를 차지하는 것으로 나타났다. 이러한 결과를 바탕으로 효율적인 처분시스템 설계를 위해 기준 사용후 핵연료는 제원적 특성을 고려하여 두 가지 형태로 설정하였으며, 웨스팅하우스형 원전 연료의 경우, 집합체 제원으로 KSFA, 초기 농축도 4.5 wt%, 방출연소도 55 GWd/tU, 냉각기간 50년으로, 한국형 원전 연료의 경우, 집합체 제원으로 PLUS7, 초기 농축도 4.5 wt%, 방출연소도 55 GWd/tU, 냉각기간 45년으로 설정하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제4권1호
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• pp.51-58
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• 2006

고리 원전 사용후핵연료 저장조의 저장용량을 확보하기 위하여 2002년부터 사용후핵연료 운반용기를 이용하여 400다발 이상의 PWR 사용후핵연료 집합체를 원전부지 내에 수송, 저장하였다. 이를 위하여 KN-12 운반용기, 관련장비 및 수송차량으로 구성되는 수송시스템을 구성하였다. KN-12 운반용기는 국내 원자력법 및 IAEA의 수송규정에 따라 설계, 제작되고, 정부로부터 인허가를 획득하였으며, 취급장비 역시 관련규정에 따라 구비하였다. 수송 저장작업은 2 대의 운반용기를 동시에 투입하여 수행하였으며, 모든 작업공정에 대하여 엄격한 품질관리 및 방사선 안전관리를 수행하여 수송 안전성을 확보하고 신뢰도를 제고하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2012년도 춘계학술논문요약집
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• pp.141-142
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• 2012

다운엔더 개념설계요건 설정을 위해서 PWR $16{\times}16$ SF집합체 제원을 분석하였다. 또한 수직에서 수평으로 전환될 때 충격량을 최소화하기 위해서 모의집합체 충격실험을 수행하였다. 그 결과 수직에서 수평으로 회전되는 각속도(30초/$90^{\circ}$)를 고려할 때 평균값은 약 0.1 g, 최대 약 0.3 g 정도가 되어 거의 충격을 받지 않음을 알 수 있다. 주요 설계요건으로 그리이드(grid)에 가해지는 수평클램프(clamp) 힘은 240kg, 하부노즐에 가해지는 수직클램프 힘은 900kg 이내로 하였다. 다운엔더의 개념설계를 위해서 기구학적 특성을 반영하였고, 전환시간을 30초/$90^{\circ}$로 하였다. 원격 유지 보수성을 향상하기 위하여 Solid Works 프로그램 툴(tool)을 이용하여 5개의 주요 모듈을 구성하였고, SF 집합체 다운엔더 개념을 3D로 설계하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권4호
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• pp.287-297
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• 2014

사용후핵연료 또는 고준위폐기물의 안전한 처분을 위하여 지난 수십 년 동안 많은 나라들이 다양한 처분대안을 연구하여 왔다. 본 논문에서는 심지층처분기술에 있어서 사용후핵연료를 직접 처분하는 방안으로서 처분효율 향상을 위한 다양한 방안 중의 하나로 고려할 수 있는 PWR 사용후핵연료 집합체를 해체하여 연료봉을 밀집한 경우에 대한 처분 효율을 분석하였다. 이를 위하여, 우선 사용후핵연료 연료봉 밀집개념과 관련 처분용기 및 심지층처분 개념을 설정하였다. 이 개념에 근거하여 심지층 처분시스템의 공학적방벽 설계에 있어서 가장 중요한 요건인 완충재의 온도 제한요건을 만족시키는지 여부를 확인하기 위하여 각 처분개념 별로 열해석을 수행하였다. 그리고, 처분공 간격, 처분터널 간격 및 처분용기 열발산 면적에 따른 열해석 결과를 바탕으로, 단위처분면적 관점에서의 처분효율을 비교/분석하고 평가하였다. 또한, 사용후핵연료봉을 밀집시킨 경우에 있어서 냉각기간에 따른 처분개념을 분석하였다. 분석결과에 따르면 사용후핵연료봉을 밀집하여 심지층처분하는 경우 처분효율 측면에서 불리한 것으로 판단되었다. 다만, 사용후핵연료의 냉각기간을 70년 이상으로 장기화 할 경우 처분효율은 향상될 것으로 예상되지만, 사용후핵연료의 내구성 및 장기저장에 따른 조건 등 추가적인 분석이 필요하다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.350-355
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• 1997

PWR 사용후핵연료 집합체를 운반하기 위한 대형용기는 다층구조로 구성되며, 충과 층사이의 접합부에서의 열전달이 발생한다. 이러한 열전달은 고체간의 열전달과 접합부에서의 공극안 기체를 통한 열전달로 구분되며, 후자에 의한 영향을 크게 받는다. 따라서, 2개의 chamber로 구성된 고온열시험장치에 대형용기의 section모델을 넣고 각각의 chamber에 다른 열용량을 유입한 시험을 수행하고 동일조건하의 열해석을 수행하여 열저항계수를 산출하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2010년도 학술논문요약집
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• pp.293-294
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• 2010

• 한국정밀공학회:학술대회논문집
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• 한국정밀공학회 2011년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.1213-1214
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• 2011

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2011년도 춘계학술논문요약집
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• pp.171-172
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• 2011

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권2호
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• pp.237-247
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• 1993

반감기가 서로 크게 다른 두 종류의 방사성 직접핵분열생성물의 방사능비(activity ratio)를 핵연료의 냉각기간 및 연소이력의 함수로 표현하였으며 연소이력에는 사용후핵연료의 평균연소도, 연소기간, 연소주기간의 간격 그리고 주 핵분열물질등이 포함되었다. 고리 1호기에서 연소된 6개의 사용후 가압경수로(PWR) 핵연료 집합체로 부터 36개의 시료를 제작하여 이들 시료에 대한 감마선 스펙트럼을 고순도(HP) Ge 검출기를 사용하여 수집한 후, 각 스펙트럼을 분석하여 얻은 방사능비 $^{l44}$Ce $^{l37}$ Cs를 이용하여 냉각기간을 계산하였다. 그 결과 $^{l44}$Ce 감마선 검출계수율이 $10^{-3}$ cps(count per second) 정도로 아주 낮았음에도 불구하고 검출된 방사능비 $^{l44}$Ce $^{l37}$ Cs를 사용하여 구한 냉각기간은 원자로 운전기록에 의한 냉각기간 (operator declared cooling time)과 상대적인 차이가 $\pm$5% 이내로 잘 일치한 것으로 부터 핵 분열 생성물 $^{l44}$Ce 및 $^{l37}$ Cs은 냉각기간 결정을 위한 좋은 모니터가 됨을 확인하였다. 여러가지의 연소 이력을 갖는 핵연료를 대상으로 한 본 실험의 경우, 단순하게 모델화한 연소이력을 대입하여 얻은 냉각기간은 실제 연소이력을 대입하여 얻은 냉각기간과 시간차이가 $\pm$0.5년 이내에서 잘 맞았으며 이로부터 연소이력에 대한 정확한 정보 없이도 신뢰할 수 있는 정도의 냉각기간을 추정하는 것이 가능할 것으로 생각되었다. 아울러 냉각기간 결정을 위한 본 기술을 활용한 사용후 핵연료의 증명 및/또는 분류에 대한 타당성 연구를 한 결과 감마선 분광분석 방법으로 검출한 방사능비 $^{l44}$Ce $^{l37}$ Cs에 의해서 결정된 냉각기간은, 조사후시험시설 (post irradiation examination facility)등과 같이 사용후핵연료 집합체를 해체 또는 절단하여 만든 시료를 취급하는 시설등에서,사용후핵연료에 대한 안전관리 및 계량관리를 위하여 유용하게 활용될 수 있을 것으로 사료되었다.것으로 사료되었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제31권1호
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• pp.37-46
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• 2006

본 연구에서는 심지층처분장에서 사용될 사용후핵연료 처분용기 개발을 위한 첫 시도로서 핵임계 및 방사선 안전성과 열역학적 구조안정성 관점에서 만족하는 처분용기 크기를 도출하였으며, 처분용기 구성요소의 적절한 배열과 안전한 처분조건 등을 설정하기 위한 기본정보도 수록하였다. 처분용기에 주어지는 외압에 대한 음력해석을 위한 안전계수를 2.0으로 하였을 때, 13cm의 사잇거리를 갖는 사용후핵연료 저장통을 둘러싸고 있는 내부충전물의 직경은 112cm로 평가되었으며, 저장통과 용기외부의 가장 얇은 부분의 최소두께는 15cm로 결정되었다. 이러한 크기를 갖는 처분용기는 가압경수로 사용후핵연료 집합체 4개 또는 중수로형 사용후핵연료는 297다발을 수용할 수 있는 것으로 평가되었다. 그러나 향후 처분작업의 방사선적 안전성 확보를 위하여 용기의 상하단 부위에 대한 상세 방사선차폐해석이 필요하다.