• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.15 no.1
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• pp.91-99
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• 2017

Domestically developed concrete storage casks include an internal canister to maintain the confinement integrity of radio-active materials. In this study, we analyzed the depth of flaws caused by loads that propagate canister weld cracks under normal, off-normal and accident conditions, and evaluated the maximum allowable weld flaw depth needed to secure the structural integrity of the canister weld and to reduce the welding time of the internal canister lid of the concrete storage cask. Structural analyses for normal, off-normal and accident conditions were performed using the general-purpose finite element analysis program ABAQUS; the allowable flaw depth was assessed according to ASME B&PV Code Section XI. Evaluation results revealed an allowable canister weld flaw depth of 18.75 mm for the concrete storage cask, which satisfies the critical flaw depth recommended in NUREG-1536.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05b
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• pp.262-267
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• 1997

금속형 사용후핵연료 관리모형으로 직경 3 cm, 길이 248.5cm인 금속봉을 19개 장전한 캐니스터가 x-y 방향으로 무한 격자배열된 경우에 대해 캐니스터의 두께, 간격 및 외부의 공기중 수분농도의 변화에 따른 핵임계도 분석을 수행하였다. 미임계한계치(k$_{eff}$=0.95) 근방에서 최대 핵임계도를 나타내는 각 인자값을 구하고, 미임계 상태를 유지하는 조건을 제시했다. 그 결과, 캐니스터의 두께가 7mm인 경우의 최대 핵임계도 값은 0.94401 $\pm$ 0.00050으로서, 공기중 수분농도가 0.34 g/㎤이고 간격이 4.8 cm인 경우에 나타났다. 8 mm인 경우의 최대 핵임계도 값은 0.91182 $\pm$0.00050이며, 캐니스터간의 간격이 4.4cm이고 공기중 수분농도가 0.35 g/㎤일 때 나타났다. 8 mm 캐니스터의 금속저장체 저장은 미임계 상태를 유지할 것으로 추정되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.197-202
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• 1997

ORIGEN2코드의 검증계산을 통해 PWR 사용 후 핵연료 조성핵종의 핵종량에 대한 핵임계측면에서 보수성을 가지는 안전인자를 산출하였고, MCNP코드의 검증계산으로 95/95 신뢰구간에서의 계산오차를 구하였다. 이를 바탕으로 직경이 1.2567cm이고 길이가 380.5cm인 196 개 금속봉을 장전한 캐니스터 ( 금속저장체 )가 x-y 방향으로 무한히 배열된 경우에 대해 캐니스터의 두께, 간격 및 외부의 공기중 수분농도에 따른 핵임계 안전해석을 수행하였다. 그 결과, 캐니스터의 두께가 7mm일 때 공기중 수분농도가 0.30 g/㎤이고 캐니스터간의 간격이 6.0cm인 경우의 최종핵 임계도값은 0.94130로서 최대허용핵임계값 (0.942)보다 적은 값을 보였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.25 no.1
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• pp.166-177
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• 1993

A simplified thermal analysis method to evaluate the maximum temperature of the CANDU 37-element fuel bundle within a fuel basket in a given spent fuel dry storage canister has been presented along with the results of sample analyses performed to examine the parametric effects of the ambient conditions on the maximum fuel temperature within a canister. To solve the multi-dimensional heat transfer problem of the complex geometry of rod bundles within a canister where three modes of heat transfer are superimposed, the CANDU spent fuel bundles stored in the dry storage canister are first replaced by equivalent concentric fuel cylinders. The simplified axi-symmetric two-dimensional multi-mode heat transfer problem of the equivalent fuel cylinders is then analyzed with an existing computer code, HEATING5, using additional input data and heat transfer correlations. A comparison between the predicted temperature profile and the mock-up test results shows that the agreement is quite satisfactory.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.15 no.4
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• pp.403-409
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• 2017

For dry storage of the spent nuclear fuel (SNF) stored in the storage pool of a nuclear power plant, essentially all moisture must be removed to prevent corrosion of the assembly and canister internals and/or degradation of fuel cladding integrity after SNF canister loading operation. R&D work is now in progress on a forced gas drying system that can be used to remove residual water in canisters. In this work, preliminary design is performed to manufacture the forced gas drying system. This process includes a case study of dry methods for canister moisture removal, relative codes and standards, confirmation of adequate dryness, needs analysis at plant sites, and characteristics of SNF stored in pools. Through this preliminary design work, we obtained a conceptual flow diagram and preliminary P&ID of the forced gas drying system. The results of this study can be used to determine details of the design to manufacture the forced gas drying system.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.350-350
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• 2004

국내 사용후연료는 중간저장시설 확보가 지연됨에 따라 점차 각 발전소의 사용후연료 저장조가 포화상태에 이르고 있다. 국가정책에 따른 사용후연료 중간저장시설의 운영이 시작되는 시점까지 발전소에서 사용후연료 저장용기가 하나의 대안으로 고려될 수 있다. 경수로 사용후연료의 저장용기의 구조설계는 취급사고의 한 형태로서 낙하조건에 대한 안전성을 요구하고 있다. 경수로 사용후연료 24 다발을 적재하는 캐니스터는 콘크리트 외부용기(overpack)의 상부로부터 하향 방향으로 삽입된다.(중략)

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2008.11a
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• pp.175-176
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• 2008

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2008.05a
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• pp.211-212
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• 2008

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2016.10a
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• pp.107-108
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• 2016

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2011.10a
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• pp.367-368
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• 2011