• 방사성폐기물학회지
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• 제13권2호
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• pp.141-154
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• 2015

경수로 사용후핵연료 수송/저장용기의 핵임계 해석은 사용후핵연료내의 악티나이드핵종 및 핵분열생성물 함유량에 대한 불확실성을 이유로 신연료로 가정된 가상의 연료를 선정하여 평가해오고 있다. 그러나 이러한 평가방법은 용기 설계 시 과도한 임계여유도를 유도하여 경제적 손실을 유발할 수 있는 단점이있다. 이와 같은 단점을 극복하기 위하여 최근 연소도이득효과(burnup credit, BUC)를 반영한 수송저장용기의 설계 및 상용화를 위한 연구가 추진되었다. 이에 본 연구에서는 한국원자력환경공단에서 개발중인 금속겸용용기를 대상으로 연소도 이득효과적용 시 핵임계 안전성(criticality safety)에 영향을 미칠 것으로 예상되는 '노심 운전인자', '축방향 연소도 분포', '오장전 사고상황'에 대하여 핵임계 평가를 수행하였다. 그 결과 노심운전인자 중 저농축, 고연소도일 때 비출력에 따른 핵임계 변화가 크게 평가되었으며, 고연소도 사용후핵연료에서 End effect가 양의 값을 나타내었다. 특히 오장전에 의한 유효증배계수는 최대 0.18467증가하였으므로, 연소도이득효과를 적용 할 경우 필수고려사항임을 확인하였다. 본 연구결과는 국내모델(금속겸용용기)의 연소도 이득효과 적용기술 개발 및 사용 후핵연료 장전 시 일어날 수 있는 오장전 사고를 방지하기 위한 운영절차 개발에 참고자료로 활용될 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제18권1호
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• pp.17-26
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• 1986

연소를 고려하는 사용후핵연료저장조의 핵임계 안전성 분석에서 검증용 계산 체제와 rack계산 체제 사이의 편차를 신뢰성 있게 결정하는 방법을 시험하였다. 이를 위하여 고리 1호기의 사용후핵연료저장조를 연소를 고려하는 가장 조밀한 rack으로 개념설계하고, 핵연료의 농축도 및 연소도에 따라 증배계수를 계산하였다. 표준값 생산용 Monte Carlo 코드로는 KENO-IV를 그리고 실제 rack 설계용으로는 2차원 충돌화률 코드인 FATAC을 사용하였다. 이 두 계산의 결과를 상호 비교하여 계산 체제 사이의 편차와 이의 경향성 및 신뢰도를 평가하였다. 이 방법을 사용하면 확실한 신뢰도 근거를 마련할 수 있을 뿐만 아니라 반응도 여유면에서 기존의 방법보다 불리하지 않음이 입증되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권7호
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• pp.921-928
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• 2013

A future nuclear energy system is being developed at Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI), the system involves a Sodium Fast Reactor (SFR) linked with the pyro-process. The pyro-process produces a source material to fabricate a SFR fuel rod. Therefore, an isotopic fissile content assay is very important for fuel rod safety and SFR economics. A new technology for an analysis of isotopic fissile content has been proposed using a lead slowing down spectrometer (LSDS). The new technology has several features for a fissile analysis from spent fuel: direct isotopic fissile assay, no background interference, and no requirement from burnup history information. Several calculations were done on the designed spectrometer geometry: detection sensitivity, neutron energy spectrum analysis, neutron fission characteristics, self shielding analysis, and neutron production mechanism. The spectrum was well organized even at low neutron energy and the threshold fission chamber was a proper choice to get prompt fast fission neutrons. The characteristic fission signature was obtained in slowing down neutron energy from each fissile isotope. Another application of LSDS is for an optimum design of the spent fuel storage, maximization of the burnup credit and provision of the burnup code correction factor. Additionally, an isotopic fissile content assay will contribute to an increase in transparency and credibility for the utilization of spent fuel nuclear material, as internationally demanded.

• 방사성폐기물학회지
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• 제9권2호
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• pp.73-80
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• 2011

한국방사성폐기물관리공단 주관 하에 개념 설계된, 연소도이득효과 적용 대용량 수송용기에 대해 방사선 차폐 안전성을 평가하였으며 여러 방사선원들이 수송용기 주변 선량률 분포에 미치는 영향을 분석하였다. 가능한 모든 방사선원(중성자선원, 감마선원, 방사화선원)들을 고려하였으며 보수적인 가상의 핵연료(너비: WH 17 RFA, 축방향: CE Type)를 선정, 실제 상황과 동일한 조건이 되도록 계산모델을 구축하였다. 모든 조건(정상 및 가상사고 조건)에서 표면선량률과 외부선량률이 법적기준치를 만족하고 있었으며 축방향 높이에 따라 각 선원들의 기여도가 변하고 있었지만 정상조건에서의 최대 표면선량률과 외부선량률은 방사화선원에 의한 영향이 가장 높은 것으로 확인되었다. 가상사고 조건에서는, 중성자선원의 선량률 기여도가 대략 90%에 달하고 있었으나 수송용기 끝단에서는 방사화선원에 의한 선량률이 급격하게 상승함에 따라 BUC 적용 수송용기의 방사선 차폐해석시 충분히 보수적으로 해석되도록 방사화선원을 정밀하게 분석하여 설정하여야 할 것으로 판단되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권6호
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• pp.2288-2297
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• 2023

Current designs of both large reactor units and small modular reactors utilize a nuclear fuel with increasing enrichment. This increasing demand for better nuclear fuel utilization is a challenge for nuclear fuel handling facilities. The operation with higher enriched fuels leads to reduced reserves to legislative and safety criticality limits of spent fuel transport, storage and final disposal facilities. Design changes in these facilities are restricted due to a boron content in steel and aluminum alloys that are limited by rolling, extrusion, welding and other manufacturing processes. One possible solution for spent fuel pools and casks is the burnup credit method that allows decreasing very high safety margins associated with the fresh fuel assumption in spent fuel facilities. This solution can be supplemented or replaced by an alternative solution based on placing the neutron absorber material directly into the fuel assembly, where its efficiency is higher than between fuel assemblies. A neutron absorber permanently fixed in guide tubes decreases system reactivity more efficiently than absorber sheets between the fuel assemblies. The paper summarizes possibilities of fixed neutron absorbers for various nuclear fuel and fuel handling facilities. Moreover, an absorber material was optimized to propose alternative options to boron. Multiple effective absorbers that do not require steel or aluminum alloy compatibility are discussed because fixed absorbers are placed inside zirconium or steel cladding.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제30권2호
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• pp.61-67
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• 2005

노심설계 해석체계로 사용하는 HELIOS-MASTER코드를 이용하여 SAMRT연구로 사용 후 핵연료 저장조에 대한 임계도 해석체계를 개발하였다. 저장조의 기하학적 모형에 대한 거시 단면적을 HELIOS코드를 이용하여 생산하고, 저장조의 3차원 모델에 대한 임계도를 MASTER코드로 평가하였다. 또한 3차원 MCNP계산을 통하여 HELIOS-MASTER체계를 이용한 임계도 평가의 타당성을 검증하였다 HELIOS-MASTER코드 체계를 이용한 임계도 해석결과가 약간 보수적인 방향으로 허용오차 범위 내에서 정확도를 유지하였다. HELIOS-MASTER 코드 체계는 3차원 연소계산이 가능하기 때문에 차후에 연소이력을 고려한 사용후 연료 저장조에 대한 임계해석에 유용할 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제46권6호
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• pp.837-846
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• 2014

A lead slowing down spectrometer (LSDS) is under development for analysis of isotopic fissile material contents in pyro-processed material, or spent fuel. Many current commercial fissile assay technologies have a limitation in accurate and direct assay of fissile content. However, LSDS is very sensitive in distinguishing fissile fission signals from each isotope. A neutron spectrum analysis was conducted in the spectrometer and the energy resolution was investigated from 0.1eV to 100keV. The spectrum was well shaped in the slowing down energy. The resolution was enough to obtain each fissile from 0.2eV to 1keV. The detector existence in the lead will disturb the source neutron spectrum. It causes a change in resolution and peak amplitude. The intense source neutron production was designed for ~E12 n's/sec to overcome spent fuel background. The detection sensitivity of U238 and Th232 fission chamber was investigated. The first and second layer detectors increase detection efficiency. Thorium also has a threshold property to detect the fast fission neutrons from fissile fission. However, the detection of Th232 is about 76% of that of U238. A linear detection model was set up over the slowing down neutron energy to obtain each fissile material content. The isotopic fissile assay using LSDS is applicable for the optimum design of spent fuel storage to maximize burnup credit and quality assurance of the recycled nuclear material for safety and economics. LSDS technology will contribute to the transparency and credibility of pyro-process using spent fuel, as internationally demanded.