• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.885-890
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• 1995

사용후핵연료 수송용기는 충돌사고에 대한 구조적 건전성을 입증하기 위하여 9 m 자유낙하조건에 대하여 수송용기의 충돌거동을 평가해야 한다. 본 연구의 목적은 수송용기가 9 m 높이에서 충돌면과 경사각을 갖고 충돌할 때의 동적거동을 파악하기 위한 것이다. 수송용기가 충돌과 함께 회전하며 연속충돌을 일으키는 45$^{\circ}$ 이하의 작은 경사각을 갖고 충돌할 매 수송용기에 발생하는 응력, 가속도, 충돌력 등을 분석하여 동적거동을 파악하였다. 또한, 수송용기의 경사각도를 변화시키며, 경사각도의 변화가 수송용기의 동적 거동에 미치는 영향을 파악하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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• pp.541-546
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• 1996

사용후핵연료 수송용기의 이송 및 개폐작업을 수행하기 위하여 수송용기 취급장치 (RCGLUD)를 개발하였으며, 카메라 및 다중센서를 사용하여 취급공정을 자동화하는 연구를 수행하였다. RCGLUD는 크레인에 매달려 구동되므로 수송용기에 정확히 위치를 일치시키는 작업이 어려우며, 이를 위하여 카메라 영상정보 처리방법을 도입하여 수송용기의 위치인식 방법을 개발하였으며, 수송용기의 효과적인 파지작업을 위해서 다중센서정보와 신경회로망을 이용하여 RCGLUD의 파지부와 수송용기의 Trunnion을 정확히 조심시키는 알고리즘을 개발하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05b
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• pp.256-261
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• 1997

국내 원전의 사용후핵연료를 경제적으로 수송할 수 있는 대형 수송용기의 국내개발을 위하여 10년의 냉각기간을 갖는 28다발의 PWR 사용후핵연료를 수송할 수 있도록 기본 설계기준을 설정하였다. 이 대형 수송용기에 대하여 개념설계로부터 결정된 차폐두께와 칫수를 기준으로 기본구조를 결정하고 정상수송조건 및 가상사고 조건에 대한 구조해석을 수행하였다. 대형 수송용기는 내부에 많은 양의 PWR 사용후핵연료를 담고 있으므로 이들 핵연료의 중량은 구조설계에 큰 영향을 미치게 된다. 본 연구의 목적은 28다발의 PWR 핵연료를 담은 대형 수송용기가 9m 높이에서 자유낙하하여 충돌사고를 일으켰을 때의 안전성을 파악하기 위한 것이다. 수송용기가 충돌시 충격면에 발생하는 충격력으로 인한 충격완충체의 변형과 충격흡수, 수송용기에 발생하는 응력, 가속도, 충돌력 등의 동적거동을 파악하여 안전성을 입증하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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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.

• 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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.339-343
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• 1995

PWR 사용후핵연료 집합체를 운반할 수 있는 수송용기를 개발하기 위하여 단면이 수송용기의 실제 크기인 slice 모델을 사용하여 법규에서 규정하고 있는 정상조건인 주변온도 38$^{\circ}C$에서 냉각 매체로 nitrogen 과 helium 인 경우에 대하여 열시험을 수행하여 수송용기의 열전달 특성 및 핵연료봉의 건전성을 평가하였다. 열시험결과 내부핵연봉의 최대 은도는 각각 448$^{\circ}C$ 와 416$^{\circ}C$로 측정되었다. 이 값들은 핵연료봉의 건전성 유지에 필요한 허용치 이내 만족하는 것으로 수송 용기의 열전달성능이 우수함을 입증하는 것이다.

• 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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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• pp.458-463
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• 1996

수송용기가 운반 트레일러에 의해 정상수송될 때, 국내 도로 상태에서 발생되는 반복적인 진동 흑은 충격하중을 측정하기 위해 국도 및 고속도로에서 차량수송시 가속도량를 기록하였으며, 이 측정결과를 주파수분석기로 분석하여 전산진동해석을 위한 입력자료를 생산하였다. 수송용기의 기계구조에 대한 건전성을 평가하기 위한 전산해석은 ABAQUS 코드로 KSC-7 수송용기를 3차원 보요소로 모델링하여 응력평가를 수행하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05b
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• pp.268-273
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• 1997

사용후핵연료는 장기간 강한 방사선과 붕괴열이 방출된다. 따라서 사용후핵연료를 안전하게 운반하기 위하여 수송용기는 방사선차폐의 건전성, 격납경계의 유지 및 내부 붕괴열의 적절한 제거 등의 설계기준을 만족하도록 설계되어야 한다. 본 연구에서는 28개의 PWR 사용후핵연료집합체를 운반할 수 있는 KSC-28 수송용기의 적절한 열전달 특성을 갖는 copper 냉각핀 및 aluminum 전열판을 설정하였다. 또한, 정상수송조건 및 화재사고조건에 대한 열전달해석을 수행하여 수송용기의 열적 건전성을 평가하였고 여기에서 얻어진 온도를 열하중으로 고려하여 열응력해석을 수행함으로써 수송용기의 온도변화에 따른 구조적 건전성을 평가하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.18 no.2
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• pp.47-59
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• 1993

The criticality of the shipping cask(KSC-7) for transportion of 7PWR spent fuel assemblies has been calculated and analysised on the basis of neutron transport theory. For criticality analysis, effects of the rod pitches, the fixed neutron absorbers(borated sus+boral) were considered. The effective multiplication factor has been calculated by KENO-Va, Mote Carlo method computer code, with the HANSEN-ROACH 16 group cross section set, which was made for personal computer system. The criticality for the KSC-7 cask was calculated in terms of the fresh fuel which was conservative for the aspects of nuclear critility. From the results of criticality analysis, the calculated Keff is proved to be lower than subcritical limit during normal transportation and under hypothetical accident condition. The maximum calculated criticalities of the KSC-7 were lower the safety criticality limit 1.0 recommended by US 10CFR71 both under normal and hypothetical accident condition. Also, to verify the KSC-7 criticality calculation results by using KENO-Va, it was carried out benchmark calculation with experimental data of B & W(Bobcock and Wilcox) company. From the 3s series of calculation of the KSC-7 cask and benchmark calculation, the cask was safely designed in nuclear criticality, respectively.