• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.435-440
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• 1996

PHEBUS FPT0 노내실험의 핵연료 다발에 대한 실험후 비파괴 검사 및 파괴 검사 결과를 분석하여 노심손상 후기과정을 정alf 분석하였다. 분석한 비파괴 검사결과는 gamma scanning, radiography, tomographies 였으며 파괴 검사 결과는 정밀사진, metallography, Electron Probe Micro Analysis(EPMA)였다. 그 결과, PHEBUS-FPT0 실험에 사용한 핵연료다발은 기존에 수행된 어떤 다른 노내실험의 핵연료다발보다 많이 용융되었으며 용융 pool 및 피막충의 형성, 용융물 내부의 자연대류 열전달과 이에 따른 shroud 물질 손상, 핵연료다발 물질들간의 eutectic 형성 등을 보여주었다. 특히 Ag-In-Cd 제어봉 물질과 stainless-steel이 핵연료봉 물질과 반응하여 이들의 용융온도를 낮게하여 실험 예측값보다 많이 핵연료다발이 손상되어 기존 중대사고 해석 전산코드의 개선이 요구되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.365-365
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• 2001

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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• pp.412-413
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• 2005

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.353-354
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• 2004

사용후 핵연료의 조성을 분석하거나 또는 반사전자상과 2차 전자상 등으로 시료를 관찰하기 위해서는 핫셀(Hot cell)에 증착기(coater)를 설치하여 시료표면을 전도성 물질인 탄소 등으로 증착시켜야 한다. 그러나 원격조정기를(manipulator)를 이용하여 수행되는 핫셀에서의 증착작업은 사용후 핵연료 시험의 선진분석기술을 갖고 있는 원자력 선진국에서도 핫셀내에 설치되어 있는 증착기의 탄소봉을 교체하는 작업과 진공장치의 성능 유지가 까다로워 시료표면에 균질하게 전도성 물질을 증착시키는 작업에 많은 어려움을 겪고 있다. 본 연구는 통상적으로 이용되는 증착기를 사용하지 않고 Silver Paint를 사용하여 사용후 핵연료를 분석할 수 있는 새로운 방법에 대한 연구를 수행하였다. 산화물 핵연료는 전기전도도가 매우 낮아($3{\times}10^{-1}~4{\times}10^{-8}/ohm{\cdot}cm$)입사된 전자의 이동이 원활하지 못해 일어나는 들뜸(Charging)현상이 발생한다. 그러나 Silver Paint 에 사용후 핵연료를 접착하면 모세관(capillary)현상에 의해 시료 주위와 핵연료의 결정립계로 Silver가 스며들어 입사된 전자의 이동이 원활해져 전도성이 극히 낮은 시료의 분석이 가능하게 된다. 본 시험에 사용된 EPMA는 (Electron Probe Micro Analyzer, SX-50R, CAMECA, Paris, France) 고 방사능을 띤 조사 핵연료의 시험을 수행할 수 있도록 기기의 적절한 부위에 납과 텅스텐으로 차폐되어 시편의 방사능 세기가 $3{\times}10^{10}Bq$까지 시험 가능한 기기이다. 그림 1은 JAERI 에 설치 운영중인 증착기 설비 사진이다. 그림에서 핫셀에 설치된 증착기의 진공을 유지하기 위해 핫셀 벽을 관통하여 증착기 본체까지 연결된 배출관의 형상과 복잡한 주변장치들을 볼 수 있다. 그림 2는 비조사 핵연료 시편을 Silver Pain떼 접착한 사진이다. 그림은 시료주위와 시료 표면까지 Silver Paint가 도포된 모습을 보여주고 있다. 상용발전소에서 연소도가 50,000 Mwd/tU인 사용후 핵연료를 상기와 같은 방법으로 만든 시편의 표면을 관찰한 사진을 그림 3~8에 나타내었다. 그림 3은 핵연료 중앙부위의 결정립을 나타낸 그림이다. Silver Paint만으로 접착한 시료의 표면관찰 및 정량분석이 그림에서 보듯이 가능함을 확인하였다. 그림 4는 사용후 핵연료시료를 중앙부위에서 가장자리까지를 다섯 부위로 나누어 그 중 중앙부위(1/5) 지점의 입계 및 형상을 관찰한 사진이다. 결정립의 크기가 다른 부위보다 상대적으로 크고, 결정립에 생성된 기공이 발달되어 있음을 볼 수 있다. 그림 5와 6과 7은 중심부위와 rim부위 사이 지점을 관찰한 사진으로서 결정립과 기공의 분포가 비슷한 형상을 나타내고 있음을 관찰할 수 있었다. 그림 8은 rim 부위 사진으로 전형적인 rim 영역 현상을 관찰할 수 있었다. 표 1은 그림 2와 같이 비조사 산화물 핵연료를 Silver Paint로 접착한 시편을 정량 분석한 결과이다. 시편의 조성은 33.6 at% U, 66.4 at% O의 결과를 얻었다. 산화물 핵연료의 표면 관찰 및 정량 분석 시험시 시편 표면을 전도성 물질로 증착시키지 않고, Silver Paint 에 시편을 접착하는 방법으로도 만족한 시험 결과를 얻을 수 있었다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2007년도 학술논문요약집
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• pp.181-182
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• 2007

본 연구에서는 사용후핵연료봉으로부터 헐(Hull)과 펠릿(Pellet)을 분류하여 수납하는 용기에 관한 것이다. 수납용기는 분리된 헐과 펠릿을 함께 수납하되, 펠릿을 통과시키는 펠릿 통과부가 형성된 헐 수납용기와, 헐 수납용기 하부에 위치한 펠릿을 수납하는 수납용기를 구비하고, 펠릿 통과부를 선택적으로 개폐할 수 있는 헐 차단유닛 등이 있다. 따라서 유해지역인 핫셀(Hot-cell) 내에서 펠릿 조각이나 헐이 분산되는 위험을 피할 수 있어 안전성이 확보되고, 각각의 수납용기에 자동으로 분류 및 수납되는 공정을 도입하여 일괄적으로 작업을 진행시킬 수 있으며, 별도의 공정이 필요치 않아 작업시간을 절약할 수 있다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(3)
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• pp.447-452
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• 1996

본 연구에서는 7개의 PWR 사용후핵연료집합체를 운반할 수 있는 KSC-7 수송용기의 건식수송조건에 대한 열적 건전성을 평가하였다. 수송용기 축소모델을 제작하여 열시험을 수행하였고 또한, 시험조건과 동일한 조건으로 열전달해석을 수행하여 두가지 결과를 비교 분석함으로써 시험 및 해석결과에 대한 신뢰성을 검증하였다. 신뢰성이 검증된 해석방법을 이용하여 수송용기 본체 및 핵연료집합체에 대한 열전달해석을 수행함으로써 방사선차폐체 및 핵연료봉에 대한 열적 건전성을 입증하였다. 또한, 수송용기의 온도상승에 따른 구조적 건전성을 평가하기 위한 열응력해석을 수행하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권3호
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• pp.225-232
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• 2008

제3차 전력수급기본계획에 근거하여 현재 운영중이거나 계획중인 원자력발전소에서 발생할 사용후핵연료의 양과 특성을 추정하였다. 본 연구에서 고려된 대상 특성은 핵연료집합체에 대한 제원, 핵연료봉 배열, 무게, $^{235}U$ 초기 농축도 및 방출연소도이다. 이들은 파이로공정 시설을 설계하는데 필수적인 것이다. 2077년말까지 가압경수로 사용후핵연료의 예상발생량은 약 23,000 tU이 될 것으로 보인다. $^{235}U$ 초기 농축도 4.5 wt.% 이하를 갖는 사용후핵연료의 비율은 전체 발생량의 약 95%를 차지할 것이며, 16$\times$16 배열을 갖는 핵연료집합체는 74%를 차지할 것 같다. 현재 사용후핵연료의 평균연소도는 45 GWd/tU인데 반해, 2010년대 중 후반 이후 발생할 사용후 핵연료의 평균연소도는 55 GWd/tU이 될 것 같다. 이상의 결과에 따라 파이로공정 시설의 설계를 위한 기준 사용후핵연료를 도출하였다. 예상 사용후핵연료는 21.4 cm $\times$ 21.4 cm의 단면적, 453 cm의 길이, 672 kg의 질량, 4.5 wt.%의 $^{235}U$ 초기 농축도 및 55 GWd/tU의 방출연소도를 갖는 16$\times$16 한국표준형연료가 타당할 것으로 판단된다.

• 지능정보연구
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• 제3권2호
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• pp.1-9
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• 1997

본 논푼에서는 경수로 원자력 발전소의 사용 후 핵연료를 중수로의 핵연료로 재사용하기 위해 사용 후 경수로 핵연료의 최적 조합을 찾는데 진화 알고리즘(Evolutionary Algorithm)을 이용하여 해결해 보고자 한다. 진화 알고리즘은 대규모 문제 공간에서 최적화 문제를 해결하는데 적합한 알고리즘이다. 사용 후 경수로 핵연료에는 중수로에서 사용할 수 있는 유용한 원자들을 많이 포함하고 있지만 핵연료 봉마다 그 함량이 다양하고, 중수로 연료가 되기 위한 제약 조건 때문에 최적 조합 전략이 펼요하다. 사용후 핵연료의 조합 문제는 알고리즘 분야에서 대표적인 조합 최적화 문제인 0/1 Knapsack문제와 같이 Non-Polynomial (NP) Complete문제에 해당한다. 이러한 문제를 해결하기 위해셔는 고전적언 전화 알고리즘의 전략에 기반하여 랜덤 연산자를 이용하되 평가 함수 값이 좋은 방향으로만 탐색을 수행하는 방법이 있으나 이것은 탐색의 효율면에셔 좋지 않다. 따라서 본 연구에서는 벡터 연산자를 이용하여 최적의 해를 보다 빨리 얻을 수 있는 휴리스틱을 사용하는 방법을 제안한다. 본 논문에서는 경수로 핵연료 조합 문제 영역의 모든 지식을 벡터화하여 벡터의 연산만으로 가능성 검사, 해를 평가 하는 방법을 소개한다. 또한 벡터 휴리스틱이 고전적인 진화 알고리즘에 비해 어느 정도의 성능을 보이는지 비교한다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.381-387
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• 2003

가압 경수로 사용후핵연료봉을 재처리하는 과정에서 발생되는 hull은 고준위 방사성폐기물로 분류되고 있다. 본 논문에서는 연소도 32,000MWd/tU, 냉각기간 15년(고리 1호기 cycle 4-7)인 PWR 사용후핵연료의 건식처리 공정에서 발생한 hull에 대하여 방사능적 특성 실험을 수행하였고, 문헌 조사 및 관련 코드의 계산을 통하여 가압 경수로 사용후핵연료 hull에 대한 방사화학적 특성을 조사하였다. 이를 토대로 hull에 부착되어 있는 핵물질을 레이저 또는 플라즈마 등의 건식 방법으로 제거함으로써 hull의 방사능을 저감시켜 중저준위 폐기물화하는 방안을 제시하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2008년도 학술논문요약집
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• pp.337-338
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• 2008