• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.185-190
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• 1996

RFSP is a computer program to do fuel management calculations for CANDU reactors. Its main function is to calculate neutron flux and power distributions using two-energy-group, three dimensional neutron diffusion theory. However, up to now the treatment has not been true two-group but actually "one-and-half groups". In other words, the previous (1.5-group) version of RFSP lumps the fast fission term into the thermal fission term. This is based on the POWDERPUFS-V Westcott convention. Also, there is no up-scattering term or bundle power over cell flux (H1 factor) for the fast group. While POWDERPUFS-V provides only 1.5 group properties, true two-group cross sections for the design and analysis of CAUDU reactors can be obtained from WIMS-AECL. To treat the full two-group properties, the previous RFSP version was modified by adding the fast fission, up-scatter terms, and H1 factor. This two-group version of RFSP is a convenient tool to accept lattice properties from any advanced lattice code (e.g. WIMS-AECL DRAGON, HELIOS...) and to apply to advanced fuel cycles. In this study, the modification to implement the true two-group treatment was performed only in the subroutines of the ＊SIMULATE module of RFSP. This module is the appropriate one to modify first, since it is used for the tracking of reactor operating histories. The modified two-group RFSP was evaluated with true two-group cross sections from WIMS-AECL. Some tests were performed to verify the modified two-group RFSP and to evaluate the effects of fast fission and up-scatter for three core conditions and four cases corresponding to each condition. The comparisons show that the two-group results are quite reasonable and serve as a verification of the modifications made to RFSP. To assess the long-term impact of the full 2-group treatment, it is necessary to simulate a long period (several months) of reactor history. It will also be necessary to implement the full two-group treatment of reactivity devices and assess the reactivity-device worths.ce worths.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권4호
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• pp.571-581
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• 1995

원자력 발전소의 비상운전절차서는 작성단계부터 난점이 많이 있고, 작성된 절차서를 착인 및 검증하는 데에도 많은 어려움이 따른다 캐나다의 원자력 규제기관인 AECB에서도 원자력발전소의 운전 허가를 받는 데 있어 발전소 비상운전 절차서를 하나의 요구조건으로 삼고 있는데, 그 요구조건은 발전소 내외의 비상상황에 대처하기 위한 상세한 계획 및 절차를 개발하는 것이다. 본 보고서에서는 미국의 원자력 발전소 비상운전 계획을 참고하고 있는 캐나다 원자력 발전소용 비상운전절차 표준지침서를 검토하고, 캐나다 비상운전 절차서 들의 현재 경향을 알아보았으며, 캔두형 발전소들의 비상운전 절차를 사고의 범위(개별적인 사고의 종류 지정), 사고진단 방법(사건 대응적, 징후 대응적, 또는 이 두 가지 방법의흔합형), 절차서 형식 등을 중점으로 비교 검토하고, 각 절차서의 내용을 포괄적으로 종합하여 현재 건설중인 월성 원자력 발전소 2, 3, 4호기용 비상운전절차서의 기본방향을 징후 대응적절차서(사고진단이 안될 경우 사용)와 논리도표와 문장이 혼합된 형식의 사건파악적절차서로 이루어진 비상운전절차서로 제시하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제35권5호
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• pp.369-377
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• 2003

Since Zr-2.5Nb pressure tubes have a high risk for the formation of blisters during their operation in pressurized heavy water reactors, there has been a strong incentive to develop a method for the non-destructive detection of blisters grown on the tube surfaces. However, because there is little mismatch in acoustic impedance between the hydride blisters and zirconium matrix, it is not easy to distinguish the boundary between the blister and zirconium matrix with conventional ultrasonic methods. This study has focused on the development of a special ultrasonic method, so called ultrasonic velocity ratio method for a reliable detection of blisters formed on Zr-2.5Nb pressure tubes. Hydride blisters were grown on the outer surface of the Zr-2.5Nb pressure tube using a cold finger attached to a steady state thermal diffusion equipment. To maximize a difference in the ultrasonic velocity in hydride blisters and the zirconium matrix, the ultrasonic velocity ratio of longitudinal wave to shear wave, $V_L/V_S$, has been determined based on the flight time of the longitudinal echo and reflected shear echo from the outer surface of the tubes. The feasibility of the ultrasonic velocity ratio method is confirmed by comparing the contour plots reproduced by this method with those of the blisters grown on the Zr-2.5Nb pressure tubes.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권spc호
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• pp.1-19
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• 2020

Based on the current high-level radioactive waste management basic plan and the analysis results of spent nuclear fuel characteristics, such as dimensions and decay heat, an improved geological disposal concept for spent nuclear fuel from domestic nuclear power plants was proposed in this study. To this end, disposal container concepts for spent nuclear fuel from two types of reactors, pressurized water reactor (PWR) and Canada deuterium uranium (CANDU), considering the dimensions and interim storage method, were derived. In addition, considering the cooling time of the spent nuclear fuel at the time of disposal, according to the current basic plan-based scenarios, the amount of decay heat capacity for a disposal container was determined. Furthermore, improved disposal concepts for each disposal container were proposed, and analyses were conducted to determine whether the design requirements for the temperature limit were satisfied. Then, the disposal efficiencies of these disposal concepts were compared with those of the existing disposal concepts. The results indicated that the disposal area was reduced by approximately 20%, and the disposal density was increased by more than 20%.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.621-626
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• 2003

핵비확산성 건식공정 산화물핵연료는 경수로 사용후핵연료를 재가공하여 원전에서 사용할 수 있는 핵연료로 재가공하는 개념으로, 이 실험은 고방사능 물질인 사용후핵연료를 초기물질로 사용하므로 고방사능 차폐시설인 핫셀 내에서 원격으로 조작되어야 하는 기술적 특성 때문에 이 실험은 적절한 공학적 요건과 안전성을 갖춘 전용시설(DFDF: DUPIC Fuel Fabrication Facility)을 구축하여 '00년 1월부터 실제 사용후핵연료를 사용한 실험을 수행하고 있다. DFDF에서 최대 약 50 ㎏U/yr의 사용후핵연료를 사용하여 건식공정 산화물핵연료 제조시험을 수행할 때 IMEF 시설의 방사선 환경영향에 미치는 영향을 검토하였다 분석한 결과 DFDF 시설의 운영으로 인한 영향은 모두 관련법규를 만족할 뿐 아니라 IMEF 시설의 설계기준도 만족하는 것으로 분석되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권5호
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• pp.1892-1900
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• 2023

A protective oxide layer forms on the material surfaces of a Nuclear Power Plant during operation due to high temperature. These oxides can host radionuclides, the activated corrosion products of fission products, resulting in decommissioning workers' exposure. These deposited oxides are iron oxides such as Fe₃O₄, Fe₂O₃ and mixed ferrites such as nickel ferrites, chromium ferrites, and cobalt ferrites. Developing a new chemical decontamination technology for domestic CANDU-type reactors is challenging due to variations in oxide compositions from different structural materials in a Pressurized Water Reactor (PWR) system. The Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) has already developed a chemical decontamination process for PWRs called 'HyBRID' (Hydrazine-Based Reductive metal Ion Decontamination) that does not use organic acids or organic chelating agents at all. As the first step to developing a new chemical decontamination technology for the Pressurized Heavy Water Reactor (PHWR) system, we investigated magnetite dissolution behaviors in various HyBRID inorganic acidic solutions to assess their applicability to the PHWR reactor system, which forms a thicker oxide film.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(4)
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• pp.488-493
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• 1996

보장조치 대상 원자력 시선에 대한 사찰 목적은 평화적 목적으로 사용되기 위한 시설 및 핵물질이 핵무기 생산 등의 비평화적 목적으로 전용되지 않았음을 확인하는 것이다. 이를 위하여 국제원자력기구에서는 보장조치 기준(IAEA Safeguards Criteria : 1991 - 1995)에 따라 적절한 검증 수단을 사용하여 핵물질의 형태 및 양, 시설의 운전기록 등에 대하여 보고된 내용과 실제 상황과의 일치성을 확인하고, 미신고된 핵활동이 없음을 확인하고 있다. 보장조치 측면에서 보면, 중수형원자로(CANDU)는 핵연료의 크기가 작고 운전중에 핵연료를 교체하는 방식(On Load Reactors)을 채택하고 있기 때문에 시설 내에서의 핵물질 이동이 매우 빈번하며, 사용후핵연료의 양 역시 경수형원자로에 비해 매우 많다. 따라서 중수형원자로에 대한 보장조치 사찰은 경수형원자로에 비해 사찰일수(최대허용사찰량 : 중수형원자로 45 인-일/년, 경수형원자로 15 인-일/년)가 훨씬 많고 보장조치 관련 장비 또한 매우 다양하다. 현재 운전 중인 월성 1호기에 이어 건설 중인 월성 2, 3, 4호기의 운전이 시작되면 중수형원자로에 대한 국제원자력기구 및 국가사찰 양이 급격히 늘어날 전망이다. 또한 월성 1호기의 경우 사용후핵연료 저장조의 용량 초과로 인한 건식저장고(Dry Canister)로의 이송이 1992년도부터 매년 실시되고 있으며, 이 기간 중에 이송 대상 핵연료의 검증 및 운반 중 전용을 방지하기 위한 추가적인 사찰이 수행됨으로써 많은 인력과 시간이 투입되고 있다. 또한 국제원자력기구에서 추진하고 있는 보장조치 강화 방안의 일환으로 현재 건설 중인 월성 2, 3, 4호기에 대해서는 월성 1호기에는 적용되지 않은 추가적인 보장조치 관련 장비의 설치가 고려되고 있다. 이에 따라 우리나라에서는 중수형원자로에 대한 국제 원자력기구의 사찰 기준 및 사찰 내용을 분석, 중수형원자로 보장조치 사찰에 대한 개선점을 도출하고, 후속기에 대해서 보다 효율적이고 효과적인 보장조치 방안을 적용토록 하여야 할 것이다.