• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05b
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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.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.21 no.1
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• pp.27-39
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• 1996

The change in spent fuel characteristics by DUPIC fuel cycle(burnup of spent PWR fuel again in CANDU) is examined with time elapse since discharge. Major characteristics examined include isotopic concentration, radioactivity, decay heat radiotoxicity and radiation source-term of spent fuel material, which is existing in a type of spent PWR and DUPIC fuel. Behaviors of major nuclides contributing to such changes are also analyzed in terms of radionuclide concentration. From the analysis, the change in radionuclide concentration by DUPIC shows approximately 2% decrease in actinides concentration and 20% increase in fission products concentration. Radioactivity and decay heat of spent DUPIC fuel does not depend upon radionuclides concentrations, which is a unique in sence of general characteristics of spent fuel. In terms of gamma spectrum, spent DUPIC fuel shows lower values than that of spent PWR fuel by 40 to 50% in the range of $0.01{\sim}0.575$ MeV but much higher over 3.5MeV. Neutron Intensities of both spent fuels are mainly determined by $({\alpha},\;n)$ reaction and spontaneous fission reaction of actinides. Of them, especially, the spontaneous fission reaction Is a major neutron source-term, which causes that neutron intensities of spent DUPIC fuel $having{\sim}3.3$ times higher Cm-244 concentration are ${\sim}4$ times higher than that of spent PWR fuel.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05b
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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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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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.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.21 no.2
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• pp.117-124
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• 1996

Source intensities in terms of the exposure rates at 1m from the fresh and spent DUPIC fuels, made from standard and extended turnup PWR fuels, were analyzed. Two cases were studied based on the degree of elimination of removable elements. Homogeneous mixture model was applied to get the exposure rate. The exposure rate turned out to be very high and sensitive to Cs elimination during the dry process. About 90% of exposure can be reduced in the case of fresh DUPIC fuel made from 10-year cooled spent PWR fuels if Cs is fully removed during the dry process. The main radiation source in spent fuels is Cs-137. The dry storage of spent DUPIC fuel may need a longer wet storage period and require a further review.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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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.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2003.11a
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• pp.614-620
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• 2003

KAERI has developed DUPIC nuclear fuel with the refabrication of spent PWR fuel discharged from domestic nuclear power plant by a dry process at M6 hot-cell in IMEF To verify the performance of DUPIC nuclear fuel, irradiation test at the operating conditions of commercial power plant is essential. Since the HANARO research reactor of KAERI does not have fuel test loop(FTL) for irradiating nuclear fuel under high temperature and high pressure conditions, DUPIC fuel cannot be irradiated in the FTL of HANARO. In the 13-th PRM among Korea, Canada, USA and IAEA, AECL proposed that KAERI fabricated DUPIC fuel can be irradiated in the FTL of the NRU research reactor without charge of neutrons. The transportation quantity of DUPIC fuel to Canada is 10 elements(about 6kg). This transportation package is classified as the 7-th class according to "recommendation on the transport of dangerous goods" made by the United Nations. In case of air shipment, until now, there is no proper air transportation cask for DUPIC fuel. In case of sea transportation is possible but requires very high cost.high cost.