• Nuclear Engineering and Technology
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• 제38권4호
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• pp.359-374
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• 2006

Since 1991, Korea, Canada and United States have performed the direct use of spent pressurized water reactor (PWR) fuel in the Canada deuterium uranium (CANDU) reactors (DUPIC) fuel development project. Unlike the Tandem fuel cycle, which requires a wet reprocessing, the DUPIC fuel technology can directly refabricate CANDU fuels from the PWR spent fuel and, therefore, is recognized as a highly proliferation-resistant fuel cycle technology, which can be adopted even in non-proliferation treaty countries. The Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) has fabricated DUPIC fuel elements in a laboratory-scale remote fuel fabrication facility. KAERI has demonstrated the fuel performance in the research reactor, and has confirmed the operational feasibility and safety of a CANDU reactor loaded with the DUPIC fuel using conventional design and analysis tools, which will be the foundation of the future practical and commercial uses of DUPIC fuel.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권3호
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• pp.447-452
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• 1995

경·중수로 연계 핵연료 주기 (Direct Use of Spent PWR Fuel in CANDU : DUPIC ) 기술개발의 핵물질 보장조치(Safeguards)는 경수로 사용후 핵연료를 중수로에 재 활용하기 위한 DUPIC 공정에 대한 최적 보장조치 시스템을 구축하여, 국제 원자력 기구(IAEA) 및 국제 원자력 사회에서 핵 투명성확보 및 신뢰도를 향상시키는 것을 기술개발의 목적으로 하고 있다. DUPIC 공정은 고립된 차폐시설내의 고준위 방사선장 하에서 가동되므로 타 시설에 비해 핵 물질 전용 가능성은 희박하지만, 전 공정이 원격제어 되야 하고, 조업조건이 정복해야 하므로 기존의 보장조치 기술보다 더욱 발전된 계량관리시스템, 측정시스템 및 감시시스템 등을 개발하여야 한다. 이를 위해 본 연구에서는 각 항목에 대한 요소 분석 및 각 항목별 향후 연구방향에 대해 분석하였다. DUPIC 공정 전반에 대한 핵물질 계량관리를 위해 물질수지구역 (Material Balance Area : MBA) 및 주요측정 지점 (Key Measurement Point : KMP )을 설정하여 각 측정지점별 측정방법 및 재고검증(Inventory Verification) 방법을 분석하였다. 최적 측정시스템을 개발하기 위해 적용 가능한 비파괴분석 방법들을 분석한 결과, 핵분열성 물질 함량을 정량적으로 측정할 수 있는 수동적 중성자 측정법이 가장 적합하다는 결론을 얻었다. 또한, 감시시스템을 개발하기 위해 전용전략의 주요 요소 및 전용경로 등을 분석하였으며, 핵물질 및 시설에 대한 물리적 방호체제를 DUPIC시설에 적용하기 위하여 물리적 방호에 필요한 방호체제 요소를 분석하여 DUPIC 시설을 위한 가상적인 방호체제를 구축하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.124-129
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• 1998

A sensitivity study has been done to determine the composition of DUPIC fuel from the viewpoint of neutronics fuel design. The spent PWR fuel compositions were generated and fissile contents adjusted by blending fresh uranium after mixing two spent PWR fuel assemblies. The $^{239}$ Pu and $^{235}$ U enrichments of DUPIC fuel were adjusted by controlling the amount of fresh uranium feed and the ratio of slightly enriched and depleted uranium in the fled uranium. Based on the material balance calculation, it is recommended that DUPIC fuel composition be such that spent PWR fuel utilization is more than 90%.. A sensitivity study on the temperature reactivity coefficient of DUPIC fuel has shown that it is desirable to increase the $^{239}$ Pu and $^{235}$ U contents to reduce both the fuel and coolant temperature coefficients. On the other hand, refueling simulations of the DUPIC core have shown that the channel power peaking factor, which is a measure of the reactor trip margin, increases with the total fissile content. Considering these neutronic characteristics of the DUPIC fuel, il is recommended to have enrichments of 0.45 and 1.00 wt% for $^{239}$ Pu and $^{235}$ U, respectively.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.225-230
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• 1998

DUPIC 핵연료 소결체의 하나로 조사시험과 관련하여 이중 피복관으로 구성된 소결체 설계를 수행하였으며 각각의 설계변수가 핵연료의 온도에 미치는 영향하였다. 하나로에서 조사할 DUPIC 핵연료의 설계해석 결과, DUPIC 핵연료의 조사시험시 열전도도, 출력, 반경 틈새 등은 핵연료의 온도에 크게 영향을 미쳤으며, 피복재 두께, gamma열, 열전달 계수 등은 핵연료의 온도에 크게 영향을 미치지 않았다. Transient 온도분석의 경우 약 160초 이상의 시간에서 평형 온도에 도달할 것으로 분석되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.92-97
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• 1997

경수로용 전산코드인 ERAPCON2를 CANDU 핵연료의 거동에 사용하기 위하여 소결체-피복관틈새 열전도 모형과 소결체내 중성자속 분포 모형을 개조하였다. 기존의 CANDU핵연료 전산코드와 비교한 결과 CANDU핵연료의 열적거동 분석에 있어 거의 동일한 결과를 얻었다. 이를 사용하여 DUPIC 핵연료의 열적 거동특성을 알아보았다. 고용성 핵분열생성물에 의해 감소된 DUPIC 핵연료의 열전도도에 의하여 핵연료 중심부 온도가 증가됨을 알 수 있었다. 선출력 500W/cm에서 중심온도가 230-320K 정도 증가하였다. 따라서, DUPIC핵연료 설계에서 중심온도 증가에 대한 세밀한 분석이 요구된다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.169-172
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• 1996

본 연구에서는 DUPIC 핵연료 주기개발이 상업화 됨을 전재로 하였을때 핵연료 제조 공정에 대하여 핵임계 해석을 수행하였다. 계산 과정은 PWR 핵연료봉을 해체하는 공정과 분말을 취급하는 공정으로 나누었으며, 이중 우발성의 원리를 기초하여 가상 사고 조건을 고려하였다. 핵임계 해석의 결과, DUPIC 핵연료 제조 공정에서는 특별한 가상조건을 제외하고는 핵임계의 위험은 없는 것으로 나타났다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.806-811
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• 1995

DUPIC 핵연료주기에서 기준 핵연료로 설정된 사용후 경수로핵연료, 신 DUPIC 및 사용후 DUPIC핵연료의 핵종별 농도, 방사능, 붕괴열, 위해지수 및 방사선원항을 시간의 함수로 그 변화 특성을 분석하고, 각 인자별로 :-B게 영향을 미치는 주요 핵종의 거동을 물질농도 측면에서 추적하여 분석.평가 하였다. 방사성물질의 농도와 방사능 및 붕괴열 측면에서 모두 사용후 DUPIC핵 연료는 사용후 경수로핵연료에 111해 양적인 감소현상이 뚜렷하게 나타났다. 이는 DUPIC핵 연료주기의 경제적인 이득은 물론 환경 안전성 측면에서 크게 기여할 것임을 시사하고 있다. 한편 섭취 위해지수는 냉각기간에 따라 약간의 차이를 보이나 두 경우 비슷한 것으로 나타났으며, 방사선원 항의 세기에 있어서는 에너지 스펙트럼에 의존하는 것으로 나타났다. 이러한 결과는 향후 전체, DUPIC핵연료주기 평가에 있어서 기본 자료로 유용하게 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.406-410
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• 2003

DUPIC 핵연료 제조시설은 PWR 사용후핵연료를 건식 재가공하여 CANDU 형 핵연료를 제조하는 시설이다. DUPIC 시설과 같이 사용후핵연료를 취급하는 시설에서 핵물질 안전조치를 위해 적용되는 연속 무인 감시시스템은 많은 양의 영상 및 방사선 감시 데이터를 생산하게 되며, 이러한 자료로부터 핵물질의 전용 여부를 분석하기 위해서는 상당한 시간과 인력이 소요된다. 따라서 핵물질 취급시설에서의 감시시스템은 시설로부터 취득한 감시 데이터를 자동적으로 검토ㆍ분석하여 비정상적인 상황을 추출해 낼 수 있는 기능이 요구된다. 이 연구에서는 이러한 관점에서 영상 및 방사선 데이터를 자동 분석할 수 있는 신경망을 이용한 지능형 핵물질 감시시스템을 개발하였다. DUPIC 시설의 안전조치를 위해 개발한 동 핵물질 감시시스템은 수차례의 성능 시험을 거쳐, 현재 시설에 설치되어 정상적으로 운영 중에 있다.

• 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.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.614-620
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• 2003

원자력연구소에서는 국내 원전에서 배출된 사용후핵연료를 IMEF M6 핫셀에서 건식 재가공하여 건식공정 산화물핵연료를 개발하였다. 개발된 핵연료의 성능을 검증하기 위해서는 실제 상용로와 동일한 고온고압 조건하에서 조사시험이 필요하나 국내에는 이러한 조사시설을 갖추지 못하고 있으므로 핵연료 성능의 검증이 어렵던 차에 한$\cdot$카$\cdot$미 IAEA간의 국제공동연구 과제진도회의에서 AECL측은 중성자비를 받지 않고 캐나다 NRU에서 건식공정 산화물핵연료를 조사시험을 할 수 있다고 제안하였다. NRU 조사시험을 하고자 하는 핵연료는 건식공정 산화물핵연료봉 10개(약 6kgU)이며 운반물 분류등급에 따라 제7종 위험물로 핵분열성물질에 해당한다. 일반적으로 소량의 방사성물질을 운반할 경우에는 비용뿐 아니라 수송기간 측면에서 항공수송이 선박수송에 비해 유리한 것으로 알려져 있어 항공기를 이용한 건식공정 산화물핵연료의 해외 수송방안을 검토하였다. 검토결과, 현재 건식공정 산화물핵연료봉 10개를 운반할 수 있는 적절한 항공수송용 수송용기가 없어 항공수송이 불가능한 것으로 조사되었다. 선박을 이용한 해외 수송방안은 가능하나 이 경우에는 전용선박을 사용해야 함으로 비용이 많이 수요되는 것으로 분석되었다.