• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권3호
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• pp.447-452
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• 1995

경·중수로 연계 핵연료 주기 (Direct Use of Spent PWR Fuel in CANDU : DUPIC ) 기술개발의 핵물질 보장조치(Safeguards)는 경수로 사용후 핵연료를 중수로에 재 활용하기 위한 DUPIC 공정에 대한 최적 보장조치 시스템을 구축하여, 국제 원자력 기구(IAEA) 및 국제 원자력 사회에서 핵 투명성확보 및 신뢰도를 향상시키는 것을 기술개발의 목적으로 하고 있다. DUPIC 공정은 고립된 차폐시설내의 고준위 방사선장 하에서 가동되므로 타 시설에 비해 핵 물질 전용 가능성은 희박하지만, 전 공정이 원격제어 되야 하고, 조업조건이 정복해야 하므로 기존의 보장조치 기술보다 더욱 발전된 계량관리시스템, 측정시스템 및 감시시스템 등을 개발하여야 한다. 이를 위해 본 연구에서는 각 항목에 대한 요소 분석 및 각 항목별 향후 연구방향에 대해 분석하였다. DUPIC 공정 전반에 대한 핵물질 계량관리를 위해 물질수지구역 (Material Balance Area : MBA) 및 주요측정 지점 (Key Measurement Point : KMP )을 설정하여 각 측정지점별 측정방법 및 재고검증(Inventory Verification) 방법을 분석하였다. 최적 측정시스템을 개발하기 위해 적용 가능한 비파괴분석 방법들을 분석한 결과, 핵분열성 물질 함량을 정량적으로 측정할 수 있는 수동적 중성자 측정법이 가장 적합하다는 결론을 얻었다. 또한, 감시시스템을 개발하기 위해 전용전략의 주요 요소 및 전용경로 등을 분석하였으며, 핵물질 및 시설에 대한 물리적 방호체제를 DUPIC시설에 적용하기 위하여 물리적 방호에 필요한 방호체제 요소를 분석하여 DUPIC 시설을 위한 가상적인 방호체제를 구축하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권2호
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• pp.193-203
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• 1993

재장전노심의 핵연료 장전모형 설계를 위한 기존의 알고리즘 탐색방법의 단점을 보완하기 위한 새로운 경험적 탐색방법을 개발하였다. 노심의 핵연료 장전모형으로 고려될 수 있는 수없이 많은 경우의 수를 줄이기 위하여 일반적 핵연료 배치규칙, 영역별 배치방법 그리고 장전모형의 집단화 방법을 이용하였다. 비슷한 장전모형을 모아서 집단화시키는 기준으로 엔트로피 이론을 이용하였다. 또한 PROLOG언어를 이용하여 주어진 배치규칙에 따라 장전모형을 탐색하는 프로그램을 만들었다. 장전모형들의 노심내 출력분포 해석에는 2군 nodal코드인 MEDIUM-2D를 사용하였다. 이와같은 방법을 사용한 결과 수백개 정도의 장전모형 집단을 찾아낼 수 있었고, 여기에 가연성 독봉 배치규칙에 따라 가연성 독봉을 배치한 결과 장전모형 집단의 수를 수십개까지로 감소시킬 수 있었다. 이러한 장전모형 집단들로부터 실제로 이용 가능한 장전모형을 찾아내기 위하여, 주기길이 최대화방법과 첨두 출력 최소화방법을 사용하였다. 그 결과 고리 3호기 제10주기의 예상 재장전모형보다 주기길이는 길고 첨두출력은 낮은 장전모형을 찾아낼 수 있었다.

• 원자력산업
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• 제19권6호통권196호
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• pp.56-60
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• 1999

원자력 정책에서 안전성과 운영 실적 환경$\cdot$보전$\cdot$경제성 등은 매우 중요한 인자이다. 핵주기의 선택은 에너지 정책, 연료의 다양성, 공급의 안정과 관련된 모든 사회적$\cdot$환경적 영향에 있어 매우 중요하다. 특히 원전의 고준위 방사성 폐기물인 사용후 핵연료 관리는 높은 방사선 준위뿐만 아니라 장기적인 관리 기간이 소요되는 어려운 사업이다. 본 연구는 사용후 핵연료 관리 방안인 재처리와 직접 처분의 비용 분석, 안전성, 대국민용인 측면을 살펴보았다. 직접 처분이 재처리에 비해 약 $7{\%}$ 정도의 경제성이 있고, 직접 처분의 사용후 핵연료는 재처리 폐기물보다 높은 위험도를 갖는다. 대국민 용인 측면서는 두가지 처리 방법 모두 받아들여지지 않는다. 결론적으로, 사용후 핵연료 관리는 모든 사회 $\cdot$환경적 영향과 경제성을 고려한 핵주기 정책과 병행하여 지속적인 기술 개발을 통한 안전성 확보가 필요하다.

• 한국정보처리학회:학술대회논문집
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• 한국정보처리학회 2011년도 춘계학술발표대회
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• pp.547-550
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• 2011

The purpose of this paper is to verify and validate the maintenance tasks of the construction of a nuclear facility using a digital mock-up and simulation technology instead of a physical mock-up. Prior to the construction of a nuclear facility, a remote simulator that provides the opportunity to produce a complete digital mock-up of the PRIDE (Pyroprocess Integrated Inactive DEmonstration Facility) region and its remote handling equipment, including operations and maintenance procedures has been developed. In this paper, the system architecture and graphic user interface of a remote simulator that coincides with the extraordinary nature of a nuclear fuel cycle facility is introduced. In order to analyze the remote accessibility of a remote manipulator, virtual prototyping that was performed it by using haptic device of external input devices under a 3D full-scale digital mock-up is explained.

• 기술혁신학회지
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• 제6권4호
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• pp.462-479
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• 2003

The policy trends of use and the development of nuclear power in the United States, France, United Kingdom. Germany, Russia, China, Japan and Korea are briefly investigated. Nuclear power technology has been developed as the national policy in the nuclear-advanced countries. 50 years has passed since the declaration of "Atoms for Peace" by USA President Eisenhour in December 1953. Recently, it appears to revitalize the nuclear power program in world major countries in order to recover the shortage of electric power and to curb the excess emission of carbon dioxide as well as to secure competitiveness in electricity markets. Advanced countries are making new initiatives for the development of the fourth generation nuclear power system. Furthermore, wide-ranged use and development of nuclear power technologies are expected in district heating in commercial sectors, power in the space exploration, and propulsion power of large tankers and spaceships. High temperature gas cooled nuclear power reactor will be applied for mass production of hydrogen energy in the future.

• 한국재료학회:학술대회논문집
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• 한국재료학회 2002년도 춘계 학술발표강연 및 논문개요집
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• pp.164-164
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• 2002

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2012년도 추계학술논문요약집
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• pp.135-136
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• 2012

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2011년도 추계학술논문요약집
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• pp.83-84
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• 2011

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 추계학술발표회 발표논문집
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• pp.975-976
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• 2004

• Corrosion Science and Technology
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• 제11권6호
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• pp.213-217
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• 2012

1) 선진 핵연료주기시설 관련 규제기술과 관련하여 인허가 안전심사의 경험이 없으며, 선진 핵연료주기시설 인허가를 위한 규제체계 및 안전성 평가방법 등의 개발이 필요한 단계이며 관련기기와 제반 공정에서 재료의 내식성을 평가하는 기준마련이 시급하다. 2) 선진 핵주기시설 관련 국내 기술수준을 분석하였고 그 핵심 공정인 전해환원, 전해정련, 전해제련공정의 실험변수를 조사하고 평가 필요항목을 정리하였다. 3) 전해환원과 전해정련공정의 경우 Hot-cell 내에 수분 및 산소가 일정 수준 이하로 유지되는 경우, 재료의 부식은 고려하지 않아도 되나 우라늄 잉곳 제조 공정에서 수냉 코일을 사용하게 되는 경우 물에 의한 부식을 고려해야 한다. 4) 전해 제련공정의 경우 LCC, RAR, Cd 증류공정에서 플랜지의 O-ring을 보호하기 위해 수냉 코일을 사용하게 되는 경우 물에 의한 부식을 고려해야 한다.