• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(3)
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• pp.201-206
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• 1996

건식가공(Dry Process)이 사용전,후 DUPIC 핵연료의 붕괴열(Decay Heat), Hazard Index, 조사선량률(Dose Rate) 등에 미치는 영향을 계산하고, 그 원인을 분석하였다. DUPIC 사용방안으로 표준 연소도(35,000 MWD/MTU)의 경우와 장주기 연소도(50,000 MWD/MTU)의 경우를 고려하여 계산하였으며, DUPIC핵연료는 20년 냉각후 가공하는 것을 기준으로 하였다. 또한 DUPIC핵연료 장전시 고려할 수 있도록 사용전 DUPIC 핵연료에 대한 계산을 핵연료 집합체(Bundle) 단위로 하였다. 조사선량과 붕괴열은 건식가공에 상당히 민감한 반응을 보였고 이는 주로 Cs의 제기에 의한 것이다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제21권1호
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• pp.27-39
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• 1996

DUPIC핵연료주기로 인해 변화되는 경수로 사용 후 핵연료 물질의 핵종별 농도, 방사능, 붕괴열, 위해지수 및 방사선원항등을 시간의 함수로 그 변화특성을 분석하고, 각 인자별로 크게 영향을 미치는 주요핵종의 거동을 물질농도 측면에서 추적 분석평가하였다. 방사성물질 농도에 있어서 연소도 19,000 MWD/MTU의 사용 후 DUPIC핵연료에 존재하는 악티나이드 양은 연소도 35,000 MWD/MTU의 경수로 사용후 핵연료에 비해 약 2% 감소한 반면 핵분열생성물의 양은 약 20% 증가된 것으로 나타났다. 그리고 사용 후 DUPIC핵연료의 방사능 및 붕괴열은 일반적인 사용후핵연료 특성과는 달리, 방사성물질 농도 변화와 비례하지 않는 것으로 나타났다. 사용후 DUPIC핵연료가 갖는 감마 스펙트럼을 경수로핵연료의 경우와 비교해 볼 때, 전체적인 특징은 사용후 DUPIC핵연료의 경우가 $0.01{\sim}0.575MeV$의 낮은 에너지 범위에서는 경수로핵연료 보다 약 $40{\sim}50%$ 낮은 감마선 세기를 보여주고 있으나, 3.5 MeV이상의 높은 에너지 범위에서는 사용후 DUPIC핵연료의 감마선 세기가 휭씬 크게 나타났다. 중성자 선원항은 모두 악티나이드 물질의$({\alpha},\;n)$ 반응 및 자발핵분열에 의해 결정되고 있고, 특히 Cm-244의 자발 핵분열에 의한 중성자선원이 지배적인 것으로 나타났다. 이런 이유 때문에 Cm-244의 농도가 약 3.3배 큰 사용후 DUPIC핵연료의 중성자 선원이 경수로핵연료보다 4배 이상 크게 나타났다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2005년도 춘계학술발표회
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• pp.517-518
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• 2005

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.715-720
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• 1995

DUPIC 핵연료의 제작 조건, 특히 소결 조건에서 필요한 O/M값에 따른 산소포텐샬을 점결함모형을 이용하여 구하였다. 산소포텐샬 값은 순수 우라니아에서보다 크게 나타났고 주요 점결함 형태의 변화로 온도에 따라 엔트로피 값의 변화가 보였다. 연소중 DUPIC핵연료의 산소포텐샬 변화는 핵연료를 닫힌 계로 보고 물질 보존 및 평형법칙을 기초로 하여 구하였다. 산소포텐샬은 초기에 급격히 증가하지만 곧 일정한 값에서 매우 완만히 증가하게 된다. O/M값도 거의 변화가 없는데, 이는 Mo의 완충작용 때문이다. 따라서 초기 Mo의 화학적 형태- 금속 또는 산화물-가 DUPIC핵연료 O/M값 변화에 큰 영향을 미칠 것으로 예측되며 DUPIC핵연료 제작시 소결 조건에 유의할 필요가 있다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제2권2호
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• pp.125-133
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• 2004

최대 선출력 61 ㎾/m 및 평균 연소도 1,770 ㎿d/tU의 조건으로 하나로에서 조사한 DUPIC(Direct Use of Spent PWR Fuel in CANDU Reactors) 핵 연료를 EPMA (Electron Probe Micro Analyzer)를 이용하여 핵분열 생성물을 분석하였다. EPMA의 정확한 분석 방법을 확립하고자, 핵분열생성물 대신 시약을 첨가하여 제조한 모의 DUPIC 핵연료로 EPMA 분석을 수행하였고, 그 결과를 습식 화학 분석의 결과와도 비교하여 평가하였다. 모의 DUPIC 핵연료 중심부의 금속 석출물은 약 1 $\mu\textrm{m}$ 정도의 크기로 관찰되었으며, 이들의 조성은 Mo-53.89 at.%, Ru-37.40 at.% 및 Pd+Rh-8.71 at%이었다. 모의 DUPIC 핵연료 시험에서 정립한 시험방법으로 조사한 DUPIC 핵연료 시편의 금속 석출물 특성을 분석하였다. 핵연료 중앙부에서 관찰된 금속 석출물들의 크기는 2∼2.5 $\mu\textrm{m}$ 정도이었으며, Mo-47.34 at.%, Ru-46 at.%, Pd+Rh-6.65 at.%의 조성임을 확인하였다. 이 실험을 위하여, 특별히 시료의 전도성을 향상시키기 위한 처리를 하였으며, 작은 금속 석출물에 EPMA의 전자빔을 정확히 조사할 수 있는 실험 조건을 제시하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 Proceedings of the 4th Korea-China Joint Workshop on Nuclear Waste Management
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• pp.170-181
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• 2004

DUPIC powder and pellets were successfully fabricated in accordance with the quality assurance program described in the Quality Assurance Manual for DUPIC fuel fabrication, which was developed on the basis of the CAN3-Z299.2-85 standard. This manual describes the quality management system applicable to the activities performed for DUPIC fuel fabrication. It covers the work processes, policies and procedures used for planning, executing, and verifying the work carried out for DUPIC fuel fabrication. It is important that a Quality Program is in place before the fabrication of the fuel for irradiation testing. In order to qualify the DUPIC pellet manufacturing processes, 3 series of experiments for the pre-qualification and 3 series for the qualification were performed. In these experiments, the optimum process conditions were established. Then, under the control of the QA program, 8 series of production runs were performed to make the qualified DUPIC pellets in a batch size of 1 kg. In these production runs, DUPIC fuel pellets satisfying the standard CANDU fuel pellet specifications could be successfully produced.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제21권2호
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• pp.117-124
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• 1996

사용전 그리고 사용후 DUPIC핵연료의 선원분석을 연료다발에서 1m떨어진 지점의 조사선량률을 기준으로하여 분석하였다. BUPIC핵연료 제조에 사용된 PWR핵연료는 표준 연소도와 장주기 연소도를 갖는 것으로 설정하였고, 건식 가공에서 제거되는 핵분열생성물의 양을 고려하여 두 가지의 경우를 고려하였다. 조사선량률은 균일 혼합체 모형을 사용하여 구하였다. 조사선량률 값은 매우 크게 나왔으며. 건식가공 중의 Cs제거율에 민감하게 변화하는 것으로 나타났다. 10년 이상 냉각된 PWR핵연료를 사용한 DUPIC핵연료의 경우 핵연료 내 모든 Cs을 제거하면 약 90% 이상의 조사선량률을 감소시킬 수 있다. 조사선량률에 주된 영향을 미치는 주요 방사선원은 Cs-137이다. Cs제거에 관련된 연구는 DUPIC핵연료의 조사선량 뿐만 아니라. 건식 처리시설의 방사성 물질 관리에도 중요하다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.250-255
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• 1998

DUPIC 핵연료 개발에서는 소결체의 물성연구와 노내거동부터 연구를 시작하여 신 개념의 핵연료의 개발에 부합되는 조사시험 계획이 수립되어야 하기 때문에 DUPIC소결체의 물성 및 노내거동 연구를 캡슐을 이용하여 조사시험을 수행할 계획이다. 본 논문에서는 노외 시험 및 예비 특성화(Pre-Characterization)와 노내시험인 DUPIC 핵연료 소결체 시험 그리고 연료봉 조사시험에 필요한 항목들에 대하여 분석하였으며 DUPIC 소결체가 하나로 노심의 CT, IR2, IP9등에서 무계장 캡슐을 이용하여 조사될 경우의 출력을 평가 하였다. 또한 모의 핵연료와 DUPIC 핵연료 소결체의 조사시험을 위해 무계장 캡슐 (Capsule)에 대하여 연구 하였다.

• Journal of Welding and Joining
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• 제19권1호
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• pp.88-94
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• 2001

DUPIC (Direct use of spent PWR fuel in CANDU reactors) nuclear fuel is a CANDU fuel fabricated remotely from spent PWR fuel materials in a hot cell. The soundness of the end closure welds of nuclear fuel elements is an important factor for the safety and performance of nuclear fuel. To evaluate the soundness of the end closure welds of DUPIC fuel element, a precise X-ray inspection system is developed using a micro-focus X-ray generator with an image intensifier and a real time camera system. The fuel elements made of Zircaloy-4 and stainless steel by an Nd:YAG laser welding and a TIG welding aye inspected by the developed inspection system. The soundness of the welds of the fuel elements was confirmed by the X-ray inspection process, and the irradiation test of DUPIC fuel elements has been successfully completed at the HANARO research reactor.

• 한국분말재료학회지
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• 제7권3호
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• pp.123-130
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• 2000

The simulated DUPIC fuel provides a convenient way to investigate fuel properties and behaviours such as thermal conductivity, thermal expansion, fission gas release, leaching and so on. Several pellets simulating the composition and microstructure of the DUPIC fuel were fabricated from resintering powder through the OREOX process of the simulated spent fuel pellets, which were prepared from the mixture of stable forms of constituent nuclides. This study describes the powder treatment, OREOX, compaction and sintering to fabricate simulated DUPIC fuel using the simulated spent fuel. The homogeneity of additives in the powder was observed after attrition milling. The microstructure of the simulated spent fuel was in agreement with the previous studies. The densities and the grain size of simulated DUPIC fuel was pellets are higher than those of simulated spent fuel pellets. Small metallic precipitates and oxide precipitates were observed on matrix grain boundaries.