• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.10a
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• pp.284.1-284
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• 2001

• Nuclear industry
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• v.16 no.12 s.166
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• pp.64-69
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• 1996

월성 원자력발전소와 같은 중수로에 쓰이는 개량 핵연료(CANFLEX)가 새로이 개발돼, 중수로형 원자력발전소의 안전성은 물론 경제성을 크게 향상시키게 되었다. 한국원자력연구소와 캐나다원자력공사는 최근 천연 우라늄을 사용하는 개량 핵연료(CANFLEX-NU)와 순환 우라늄을 사용하는 고연소도 핵연료(CANFLEX-RU)의 공동 개발에 대한 협정을 체결하였다. 이를 통해 우리 나라는 중국$\cdot$아르헨티나$\cdot$터키 등 중수로 발전소 건설을 추진중인 제3국 핵연료 시장에 단독 진출할 수 있는 교두보를 마련하였다. 개량 핵연료를 노후되는 기존 중수로 원전에 사용할 경우 향후 10년간 약 400억 원의 비용절감효과가 예상된다. 한국원자력연구소 중수로핵연료개발팀(팀장 석호천 박사)이 캐나다원자력공사와 공동 개발한 중수로용 개량 핵연료의 개발 경위 등을 알아본다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2003.10a
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• pp.501-501
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• 2003

• Journal of the Korean Society of Radiology
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• v.15 no.1
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• pp.37-43
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• 2021

Republic of Korea has many nuclear facilities in the country, and Democratic People's Republic of Korea(North Korea) locates in the surrounding country. Therefore, it is necessary to construct the target facility's nuclear forensic data in a preemptive response to the changing international situation. For this reason, this study suggests "signature" materials used to understand the origins and sources of nuclear and other radioactive materials, taking into account domestic nuclear facilities and the nuclear fuel cycle. In domestic, pressurized light water reactors and pressurized heavy water reactors are in operation, and enriched and natural uranium are used as fuels. In the front-end fuel cycle, the signature materials can be nature uranium and UF6 in the uranium enrichment process. The domestic back-end fuel cycle adopts a non-circulating cycle excluding the reprocessing process, and the primary signature material is spent nuclear fuel. According to IAEA recommendation, the importance of these materials as the signature and characteristic contents are suggested in this study. To prove the integrity of nuclear material and build a national nuclear forensics library, it is necessary to grasp the signature material and acquire the characteristic data considering the domestic nuclear facilities and the nuclear fuel cycle.

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 2002.11a
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• pp.117-122
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• 2002

중수형 원전은 국내 가압 경수로의 보완 원자로형으로 현재 4기가 운전되고 있다. 중수형 원전은 천연우라늄을 핵연료로 사용하기 때문에 연소도를 고려하여 운전 중 매일 핵연료를 교체하는 운전 특성을 갖고 있으며, 노심 내 출력분포 및 출력을 제어하기 위해 수위영역제어기의 수위가 계속 변하는 특성 또한 가지고 있다. 이 외에도 조절봉 등의 다양한 제어장치들이 출력제어를 위해 거동하게 된다.(중략)

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.5 no.2
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• pp.113-122
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• 2007

In this study, uranium migration experiments have been performed using a natural groundwater and a granite core with natural fractures in a glove-box constructed to simulate an appropriate subsurface environment. Groundwater flow experiments using the non-sorbing anionic tracer Br were carried out to analyze the flow properties of groundwater through the fracture of the granite core. The result of the uranium migration experiment showed a breakthrough curve similar to that of the non-sorting Br. This result may imply that uranium migrates as anionic complexes through the rock fracture since uranium can form carbonate complexes at a given groundwater condition. The distribution coefficient $K_d$ of the uranium between the groundwater and the fracture filling material was obtained as low as 2.7 mL/g from a batch sorption experiment. This result agrees well with the result from the migration experiment, showing a faster elution of the uranium through the rock fracture. In order to analyze retardation properties of the uranium through the rock fracture, the retardation factor $R_d({\sim}16.2)$ was obtained by using the $K_d$ obtained from the batch sorption experiment and it was compared with the $R_d({\sim}14.3)$ obtained by using the result from the uranium migration experiment. The values obtained from the both experiments were very similar to each other. This reveals that the retardation of the uranium is mainly occurred by the fracture filling material when the uranium migrates through the fracture of a granite core.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.14 no.2
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• pp.189-200
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• 2016

The Republic of Tajikistan has ten former uranium mining sites. The total volume of all tailings is approximately 55 million tonnes, and the covered area is more than 200 hectares. The safe management of legacy uranium mining and tailing sites has become an issue of concern. Depending on the performance requirements and site-specific conditions (location in an arid, semiarid or humid region), a cover system for uranium tailings sites could be constructed using several material layers using both natural and man-made materials. The purpose of this study is to find a feasible cost-effective cover system design for the Degmay uranium tailings site which could provide a long period (100 years) of protection. The HELP computer code was used in the evaluation of potential Degmay cover system designs. As a result of this study, a cover system with 70 cm thick percolation layer, 30 cm thick drainage layer, geomembrane liner and 60 cm thick barrier soil layer is recommended because it minimizes cover thickness and would be the most cost-effective design.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05b
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• pp.617-622
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• 1995

원전 연료는 이산화 우라늄의 원통형 소결체를 지르칼로이 피복관에 장입 시킨 원전 연료봉을 집합체 다발로 조립하여 제조된다. 지금까지 국산 연료에는 연료봉의 전길이에 대하여 일정한 농축도의 소결체가 장입 되도록 설계 및 제조되어 왔다. 그러나 Westinghouse의 V5H 연료에서는 연료봉의 상 하단에 각각 6 인치 길이의 천연 우라늄 소결체가 추가로 장입 되어야 하는 이른바 Axial Blanket 연료 제조 기술을 요구하고 있어서 새로운 장비의 도입 또는 개발이 필요하게 되었다. 기존의 소결체 장입 공정은 Siemens사에서 도입된 기술로써 연료봉 양단에 Axial Blanket을 장전 할 수가 멀게 되어 있다. 따라서 기술적으로 Axial Blanket 연료의 제조가 가능할 뿐 아니라 연료의 제조 건전성을 보다 향상시킬 수 있고 생산성이 우수한 장비를 국내 기술로 국산화 개발하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.17 no.3
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• pp.185-192
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• 1985

The fissile content of PWR spent fuel is higher than that of natural uranium which is normal fuel for CANDU type reactor. Investigated are the concepts of PWR spent fuel utilization in CANDU type reactor to diversify uranium resource and partially to solve storage problems of PWR spent fuel being gradually accumulated. Nuclear characteristics of uranium-plutonium mixed oxide fuel loaded in CANDU type reactor are analysed using the WIMS/D computer code. In this study, analyses are solely carried out upon the current CANDU type reactor design without changingany reactivity control devices.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.53-58
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• 1996

국내의 17$\times$17형 원전연료는 종전의 KOFA 연료로부터 Westinghouse(WH)사 Vantage-5H (V5H) 연료로 대체중에 있으며, 울진 1,2호기의 경우 8주기부터 V5H 연료를 장전한다. V5H 연료는 연료 상하부를 천연우라늄으로 구성함으로써 축방향 농축도가 균일하지 않으므로 기존 FRAMATOME사의 2차원 노심운전분석코드체계 (CEDRIC-CARIN-ESTHER)로는 정확한 노심 분석이 불가능하다. 따라서, 본 연구에서는 V5H 연료가 장전되는 울진 1,2호기에 대한 3차원 노심분석을 위하여 WH사의 INCORE-3D와 TOTE 코드를 PC-Version으로 개발하여 기존 코드체계를 대체하였다. 또한 WH형 원전과는 상이한 형식을 갖는 울진 1,2호기의 중성자속 측정 자료를 INCORE 코드에 적합한 형태로 변환하기 위한 C2I 코드를 개발하고 울진 1호기 6주기의 실제 중성자속 측정 자료를 이용하여 검증하였다. 이들 개발 코드들을 울진 원전에 설치하고, 1호기 8주기 출력상승중 노심출력분포 측정시험(75% 및 100% 출력시험)에 적용한 결과 기술지침서 상의 모든 제한사항이 만족되며 코드성능 또한 만족함을 확인하였다.