• Nuclear Engineering and Technology
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• 제33권2호
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• pp.231-240
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• 2001

When it is assumed that PWR, CANDU and DUPIC spent fuels are disposed of in deep geological repository, consequent annual individual doses are calculated, and it is shown that doses meet the regulatory limit. From these results, the hazardous radionuclides applicable to partitioning and transmutation are selected. These selected radionuclides such as Tc-99, Ⅰ-129, Cs-135 and Np-237 are then reviewed in terms of partitioning and transmutation. Separation of I-129, Np-237 and Tc-99 from spent fuels is considered desirable, and transmutation of these radionuclides results in remarkable hazard reduction. However, it is concluded that separation and transmutation of Cs-135 may be ineffective although it is classified into a hazardous radionuclide.

• 비파괴검사학회지
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• 제19권2호
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• pp.93-99
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• 1999

월성 1호기 원전의 경우에, 사용후 핵연료 저장조 공간을 확보하기 위해서 약 7년 동안 저장조에서 냉각된 사용 후 핵연료를 건식저장고로 매년 이송하고 있다. 년간 2개월이 소요되는 핵연료 이송은 국제원자력기구와 국가의 핵물질 계량 관리검사를 위한 많은 인력과 비용을 필요로 하는 공정이다. 사용후 핵연료 일련번호 확인은 고방사선장인 약 6m 깊이의 저장조속에서 진행되어야 하므로 검사 장비의 유지와 운영이 어렵다. 이 조건에서 CANDU형 사용후 핵연료 다발 일련번호를 확인할 수 있는 장치를 설계 제작하여, 국가 안전 조치 검사현장에 적용하였다. 본 육안검사 장치는 간단한 조작에 의해 수조속의 사용후 핵연료 다발 일련번호를 한정된 검증 시간내에 정확히 읽을 수 있었고, 간편하게 운영될 수 있었다. 안전 조치 검사관은 본 장치를 이용하여 검증 활동을 효과적으로 수행할 수 있는 검사 장비인 것으로 평가되었다. 본 육안검사 장치는 일련번호 확인의 정확성과 재현성 그리고 운영상의 편리성 둥에서 기존 장치에 비해 좋은 결과를 보여주었다.

• 한국전산구조공학회:학술대회논문집
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• 한국전산구조공학회 2001년도 봄 학술발표회 논문집
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• pp.259-266
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• 2001

This paper presents the results of a structural analysis to determine design variables such as the inner basket array type, and thicknesses of the outer shell and the lid and bottom of a spent nuclear fuel disposal canister. The canister construction type introduced here is a solid structure with a cast iron insert and a corrosion resistant overpack, which is designed for the spent nuclear fuel disposal in a deep repository in the crystalline bedrock, entailing an evenly distributed load of hydrostatic pressure from the groundwater and large swelling pressure from the bentonite buffer. Hence, the canister must be designed to withstand these large pressure loads. Many design variables may affect the structural strength of the canister. In this study, among those variables, the array type of inner baskets and thicknesses of outer shell and lid and bottom are attempted to be determined through a linear static structural analysis. Canister types studied here are one for the pressurized water reactor (PWR) fuel and another for the Canadian deuterium and uranium reactor (CANDU) fuel.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
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• pp.363.1-363
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• 2002

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
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• pp.435.1-435
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• 2002

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제21권1호
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• pp.48-55
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• 1989

본 논고에서는 국내의 PWR 및 CANDU 사용후 핵연료로부터 발생하는 붕괴열의 장기적인 거동을 보다 손쉽게 분석하기 위하여 붕귀열을 추정할 수 있는 간단한 근사식을 도출하였다. 근사식의 장기적인 붕괴열 추정에서 ORIGEN 2코드 결과와의 차이를 줄이고 중요한 변수 조건하에서도 붕괴열을 추정할 수 있도록 하기 위하여 민감도 분석을 수행하였다. 그 결과로서 얻어진 근사식은 사용후 핵연료의 이력자료중 중요변수인 연도를 포함함으로써 3~500년정도의 냉각시간 범위내에서는 임의의 연소도를 가진 사용후 핵연료의 붕괴열이라도 추정할 수 있게 되었다. 그리고 대표적으로 30, 37 및 40 GWD/MTU등의 연소도를 갖는 사용후 핵연료의 붕괴열 추정에 있어서는 1년부터 $10^{5}$ 년까지의 냉각시간에 따라 ORIGEN2 ,코드의 결과와 $\pm$10%이내의 차이를 보이고 있어 사용후 핵연료 관리를 위한 관련시설의 열적설계 및 평가 등과 같은 공학적 목적에 유용하게 사용될 수 있을 것이다.

• Journal of Mechanical Science and Technology
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• 제15권3호
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• pp.327-338
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• 2001

This paper presents the results of a structural analysis to determine design variables such as the inner basket array type, and thicknesses of the outer shell, and lid and bottom of a spent nuclear fuel disposal canister. The canister construction type introduced here is a solid structure with a cast iron insert and a corrosion resistant overpack, which is designed for the spent nuclear fuel disposal in a deep repository in the crystalline bedrock, entailing an evenly distributed load of hydrostatic pressure from the groundwater and high swelling pressure from the bentonite buffer. Hence, the canister must be designed to withstand these high pressure loads. Many design variables may affect the structural strength of the canister. In this study, among those variables, the array type of inner baskets and thicknesses of outer shell and lid and bottom are attempted to be determined through a linear structural analysis. Canister types studied hear are one for the pressurized water reactor (PWR) fuel and another for the Canadian deuterium and uranium reactor (CANDU) fuel.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제28권4호
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• pp.361-368
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• 2003

The economic and environmental friendliness analysis of the nuclear fuel cycle options that can be expected in Korea were performed. Options considered are direct disposal, reprocessing and DUPIC (Direct Use of Spent PWR Fuel In CANDU Reactors). By considering the result of calculation of the annual uranium requirement and nuclear spent fuel generation by analysis of nuclear fuel material flows in the nuclear fuel cycle options, we decided the time of back-end nuclear fuel cycle processes and the volume. Then we can analyze the economic and environmental friendliness by applying the unit cost and unit value of each process, respectively.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제9권1호
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• pp.15-31
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• 1977

중수형 원자력발전소의 가동중에 연료를 재장전하는 특성을 고려하여 새로운 핵연료 batch와 주기의 개념을 서정하고, 연속적인 에너지 계산방법으로 개발하여 핵주기비 계산관계식을 유도하였으며, 이러한 관계식들로서 중수형 원자로에 사용될 수 있는 전자계산기 코드 HWRCOST를 개발하였다. 이 코드로서 현재 우리나라에 건설중인 CANDU-PHWR의 전수명에 걸친 핵연료 주기비를 계산하였고 아울러 우라늄 원광비, 성형 가공비, 사용핵연료 보관처리비 및 발전소 가동율의 변화에 대한 핵연료 주기비의 감응도를 분석하였다.

• 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.