• Nuclear Engineering and Technology
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• 제46권6호
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• pp.875-882
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• 2014

In terms of safety and the efficient management of spent fuel storage, detecting failed fuel is one of the most important tasks in a CANada Deuterium Uranium (CANDU) reactor operation. It has been successfully demonstrated that in a CANDU reactor, on-power failed fuel detection and location systems, along with alarm area gamma monitors, can detect and locate defective and suspect fuel bundles before discharging them from the reactor to the spent fuel storage bay. In the reception bay, however, only visual inspection has been used to identify suspect bundles. Gaseous fission product and delayed neutron monitoring systems cannot precisely distinguish failed fuel elements from each fuel bundle. This study reports the use of a sipping system in a CANDU reactor for the integrity assessment of spent fuel bundles. The integrity assessment of spent fuel bundles using this sipping system has shown promise as a nondestructive test for detecting a defective fuel bundle in a CANDU reactor.

• 방사성폐기물학회지
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• 제19권2호
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• pp.215-223
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• 2021

The domestic CANDU nuclear power plants have been operated for a long time and various unforeseen spent fuel defects have been discovered. As the spent fuel defects are important factors in the safety of the nuclear power plant, a study on the analysis of the spent fuel defects to prevent their recurrence is necessary. However, in cases where the fuel rods inside the fuel assembly are defected, it is difficult to dismantle the fuel assembly owing to their welded structure and the facility conditions of the plant. Therefore, it is impossible to analyze the spent fuel defect because it is difficult to visually check the shape of the fuel defect. To resolve these problems, an analysis technology that can predict the number of defected fuel rods and defect size was developed. In this study, we developed a methodology for investigating the root cause of spent fuel defects using a database of the earlier fuel defects in the plants. It is anticipated that in the future this analysis technology will be applied when spent fuel defects occur.

• 방사성폐기물학회지
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• 제7권4호
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• pp.229-236
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• 2009

우리나라에서 발생하는 사용후핵 연료를 CANDU형과 PWR형 2종류로 구분한다. PWR형 사용후핵 연료의 경우 적절한 공정을 거쳐 원료물질로 다시 사용할 수 있는 물질을 많이 포함하고 있어 재활용 공정을 고려할 수 있다. CANDU형 사용후핵 연료는 천연 우라늄을 원료물질로 사용하고 있어 재활용 가능성이 거의 없으므로 직접 처분을 고려하고 있다. 본 논문에서는 PWR형과 CANDU형 사용후핵연료 모두를 직접 처분하는 개념으로 개발한 한국형 사용후핵연료 처분시스템을 바탕으로 CANDU형 사용후핵연료 처분 시스템을 향상시키는 방안을 도출하고자 하였다. 이를 위하여, 현재 원자력발전소에서 사용하고 있는 사용후핵연료 60 다발(Bundle) 용량의 저장바스켓을 포장 활용하는 방안으로 처분용기 개념을 개선하였다. 이들 개선한 처분용기를 기반으로 하여 사용후핵연료의 심지층 처분시스템에 있어서 주요한 제한요건인 폐기물로부터 발생된 열로 인하여 완충재의 온도가 $100^{\circ}C$를 넘지 않도록 하는 요건을 만족시키면서 효율을 향상시킨 처분시스템 개념을 제시하였다. 제시한 처분 시스템 개념들은 장기저장 및 회수성이 용이한 방안을 도입한 개념과 개선한 처분용기를 1개 처분공에 2단으로 처분하는 것으로서 이들 개념을 기존 한국형 처분시스템과 효율성 측면 에서 비교 분석하였다. 본 연구를 통하여 얻은 CANDU 사용후핵연료 처분개념은 단위면적당 열효율, U-density, 처분면적, 굴착량, 완충재 및 폐쇄 물질량을 30~40 %까지 효율을 향상시킬 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권1호
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• pp.29-40
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• 2013

Two different kinds of nuclear power plants produce a substantial amount of spent fuel annually in Korea. According to the current projection, it is expected that around 60,000 MtU of spent fuel will be produced from 36 PWR and APR reactors and 4 CANDU reactors by the end of 2089. In 2006, KAERI proposed a conceptual design of a geological disposal system (called KRS, Korean Reference disposal System for spent fuel) for PWR and CANDU spent fuel, as a product of a 4-year research project from 2003 to 2006. The major result of the research was that it was feasible to construct a direct disposal system for 20,000 MtU of PWR spent fuels and 16,000 MtU of CANDU spent fuel in the Korean peninsula. Recently, KAERI and MEST launched a project to develop an advanced fuel cycle based on the pyroprocessing of PWR spent fuel to reduce the amount of HLW and reuse the valuable fissile material in PWR spent fuel. Thus, KAERI has developed a geological disposal system for high-level waste from the pyroprocessing of PWR spent fuel since 2007. However, since no decision was made for the CANDU spent fuel, KAERI improved the disposal density of KRS by introducing several improved concepts for the disposal canister. In this paper, the geological disposal systems developed so far are briefly outlined. The amount and characteristics of spent fuel and HLW, 4 kinds of disposal canisters, the characteristics of a buffer with domestic Ca-bentonite, and the results of a thermal design of deposition holes and disposal tunnels are described. The different disposal systems are compared in terms of their disposal density.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제17권3호
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• pp.185-192
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• 1985

가압경수로에서 나오는 사용후 핵연료의 fissile 양은 CANDU형 원자로에 쓰는 천연우라늄의 농축도 보다 높다. 따라서 핵연료 활용을 다양화하고 점차 누적되고 있는 가압경수로의 사용후 핵 연료의 저장문제를 부분적으로나마 해결하기 위하여, 가압경수로의 사용후 책 연료를 CANDU 형 원자로에 사용하는 방안을 검토 하였다. 가압경수로에서 나온 사용후 핵 연료에서 가공되는 혼합핵연료(Mixed Oxide Fuel)를 CANDU형 원자로에 장전하였을 경우, WIMS/D 코드를 이용하여 핵적특성을 분석하였다. 그리고 본 분석에서는 현 CANDU형 원자로의 반응도 조절장치를 변경시키지 않고 혼합핵 연료를 CANDU형 원자로에 사용할 수있는 방안만 조사하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권5호
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• pp.1109-1119
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• 2016

Although, the direct use of spent pressurized water reactor (PWR) fuel in CANda Deuterium Uranium (CANDU) reactors (DUPIC) cycle is still under investigation, DUPIC cycle is a promising method for uranium utilization improvement, for reduction of high level nuclear waste, and for high degree of proliferation resistance. This paper focuses on the effect of DUPIC cycle on CANDU reactor safety parameters. MCNP6 was used for lattice cell simulation of a typical 3,411 MWth PWR fueled by $UO_2$ enriched to 4.5w/o U-235 to calculate the spent fuel inventories after a burnup of 51.7 MWd/kgU. The code was also used to simulate the lattice cell of CANDU-6 reactor fueled with spent fuel after its fabrication into the standard 37-element fuel bundle. It is assumed a 5-year cooling time between the spent fuel discharges from the PWR to the loading into the CANDU-6. The simulation was carried out to calculate the burnup and the effect of DUPIC fuel on: (1) the power distribution amongst the fuel elements of the bundle; (2) the coolant void reactivity; and (3) the reactor point-kinetics parameters.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.533.1-533
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• 2001

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제23권2호
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• pp.165-173
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• 1991

가압경수로의 사용후핵연료를 CANDU 원자로에 재순환시키는, 이른바, 탄뎀 핵연료주기가 본 연구에서 다루어졌다. 이러한 방식으로 가압경수로의 사용후핵연료를 활용하는 것은 우라늄자원의 이용을 개선시킬뿐만 아니라 사용후핵연료 저장능력의 부족도 다소 해결할 수 있을 것이다. 핵연료를 재순환 시키는데 있어서는 CANDU 원자로의 수정을 최소화하는 방향으로 연구가 진행되었으며 본 연구에서는 9종의 핵연료가 고려되었다. 탄뎀 핵연료는 크게 핵연료재가공과 노심재구성의 두 분야로 나뉘어지는데, 핵연료 재가공의 경우, 가압경수로의 사용후핵연료는 처리되고 현재의 37 봉형 격자구조인 핵연료 다발에 맞도록 다시 성형가공되며 노심재구성의 경우, 가압경수로 사용후핵연료는 단지 격자 구조를 해체하고 CANDU의 격자길이에 맞춰 재구성만 된다. 각 탄뎀 핵연료 옵션에 대하여, 허용연소도와 출력분포를 계산하기 위해 노심연소계산이 수행되었다. 또한 경제성에 대한 접근으로 각 핵연료 옵션에 대한 핵주기비가 계산되었다. 그 결과 본 연구에서 다루어진 대부분의 탄뎀 핵연료 옵션이 경제성이 있었을 뿐만 아니라 기술적인 타당성이 있었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제8권2호
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• pp.167-172
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• 2010

CANDU 사용후핵연료는 핵분열성 핵종의 농도가 비교적 낮아 장기적인 관리 방법으로서 재활용보다는 직접 처분을 고려하고 있으나 처분 부지 확보가 어려워 중간저장 정책이 단기적으로 고려되고 있다. 이와 관련하여 중간저장시설의 운영기간과 최적의 처분 착수시기에 대한 검토가 필요하다. 처분시점의 결정 요인으로는 크게 안전성, 경제성, 수용성을 설정하였다. 안전성은 크게 붕괴열과 핵비확산성 측면에서, 경제성은 각 시설의 관리비용 측면에서, 수용성은 회수성 개념 및 세대 간 책임 윤리 측면으로 나누어 검토하였다. 본 논문에서는 처분시점 결정 요인 분석 결과를 바탕으로 3가지 대안을 비교하고 최적 안을 제시하였다. 중요한 핵심 내용으로는 기술적 측면과 안전성 측면에서는 처분 시점이 빠를수록 좋다는 것과, 최적 CANDU 사용후핵연료 처분시점으로서 2041년 경을 제안하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권2호
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• pp.119-128
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• 2008

본 연구에서는 사용후핵연료 회수성과 처분밀도를 향상시킨 새로운 CANDU 사용후핵 연료처분시스템의 열해석을 수행하였다. 제안된 CANDU 사용후핵연료 처분방식 에서는 사용후핵연료의 회수성을 향상시키기 위해 일정 기간 동안 터널에 자연대류를 이용하여 저장하며, 처분밀도 향상을 위해 개선된 CAHDU 사용후핵연료 처분용기를 이용하고 있다. 제안된 CANDU 사용후핵연료 처분방식의 열적 안전성을 검토하고자 ANSYS 10.0 CFX 코드를 사용하여 시스템 전체의 정상상태 열 해석을 2단계로 나누어 수행하였다. 1단계에서는 터널간격이 처분터널 내부 온도에 미치는 영향을 분석하기 위해 터널 간격에 따른 처분터널 내벽온도 변화를 계산하였다. 계산 결과 99%의 붕괴열이 대류에 의해 냉각되는 것을 확인하였고, 이로 인해 터널 간격은 처분터널 내부 온도에 거의 영향을 주지 않았다. 2단계 계산에서는 터널간격 60 m에서 환기 설비를 고려한 처분터널의 내벽온도를 계산하였고, 이 결과는 처분터널 내부 처분용기의 표면온도를 구하기 위해 사용되었다. 계산결과, 처분용기의 표면온도는 최대 $119^{\circ}C$, 평균 $79.9^{\circ}C$로 계산되었다. 처분용기 최대온도에 따른 처분용기 내부 바스켓 피복재 최대온도는 $140.9^{\circ}C$로 계산하였으며, 이는 피복재 열적 특성을 고려하였을 때 충분한 열적 안전성을 가지고 있다고 판단되었다.