• Nuclear Engineering and Technology
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• 제43권5호
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• pp.405-412
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• 2011

Used nuclear fuel will likely be stored dry for extended periods of time in the USA. Until a final disposition pathway is chosen, the storage periods will almost definitely be longer than were originally intended. The ability of the important-tosafety structures, systems, and components (SSCs) to continue to meet storage and transport safety functions over extended times must be determined. It must be assured that there is no significant degradation of the fuel or dry cask storage systems. Also, it is projected that the maximum discharge burnups of the used nuclear fuel will increase. Thus, it is necessary to obtain data on high burnup fuel to demonstrate that the used nuclear fuel remains intact after extended storage. An evaluation was performed to determine the conditions that may lead to failure of dry storage SSCs. This paper documents the initial technical gap analysis performed to identify data and modeling needs to develop the desired technical bases to ensure the safety functions of dry stored fuel.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권7호
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• pp.1563-1570
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• 2017

In order to perform dry interim storage and transportation of the spent-fuel assemblies of the Bushehr Nuclear Power Plant, dual-purpose casks can be utilized. The effectiveness of different neutron-shield materials for the dual-purpose cask was analyzed through a set of calculations carried out using the Monte Carlo N-Particle (MCNP) code. The dose rate for the dual-purpose cask utilizing the recently developed materials of $epoxy/clay/B_4C$ and $epoxy/clay/B_4C/carbon$ fiber was less than the allowable radiation level of 2 mSv/h at any point and 0.1 mSv/h at 2 m from the external surface of the cask. By utilization of $epoxy/clay/B_4C$ instead of an ethylene glycol/water mixture, the dose rates on the side surface of the cask due to neutron sources and consequent secondary gamma rays will be reduced by 17.5% and 10%, respectively. The overall dose rate in this case will be reduced by 11%.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제43권5호
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• pp.413-420
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• 2011

In Korea, although the concept of dry storage system for PWR spent fuels first emerged in the early 1990s, wet storage inside nuclear reactor buildings remains the dominant storage paradigm. Furthermore, as the amount of discharged fuel from nuclear power plants increases, nuclear power plants are confronted with the problem of meeting storage capacity demand. Various measures have been taken to resolve this problem. Dry storage systems along with transportation of spent fuel either on-site or off-site are regarded as the most feasible measure. In order to develop dry storage and transportation system safety analyses, development of design techniques, full scale performance tests, and research on key material degradation should be conducted. This paper deals with two topics, structural analysis methodology to assess cumulative damage to transportation packages and the effects of an aircraft engine crash on a dual purpose cask. These newly emerging issues are selected from among the many technical issues related to the development of transportation and storage systems of spent fuels. In the design process, appropriate analytical methods, procedures, and tools are used in conjunction with a suitably selected test procedure and assumptions such as jet engine simulation for postulated design events and a beyond design basis accident.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.601-608
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• 2003

Thermal analyses have been carried out for a spent fuel dry storage cask under normal and off-normal conditions. Environmental temperature is assumed to be $15^{\circ}C$ under the normal condition. The off-normal condition has an environmental temperature of $38^{\circ}C$. An additional off-normal condition is considered as a partial blockage of the air inlet ducts. Two of the four air inlet ducts are assumed to be completely blocked. The maximum temperatures of the fuel rod and concrete overpack were lower than the allowable values under the normal condition. Temperature distributions for the off-normal conditions were slightly higher than the normal conditions.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권2호
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• pp.313-317
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• 2018

Licenses for the storage of spent nuclear fuel (SNF) and vitrified highly active waste in casks under dry conditions are limited to 40 years and have to be renewed for prolonged storage periods. If such a license renewal has to be expected since as in accordance with the new site selection procedure a final repository for spent fuel in Germany will not be available before the year 2050. For transport and possible unloading and loading in new casks for final storage, the integrity and the maintenance of the geometry of the cask's inventory is essential because the SNF rod cladding and the cladding of the vitrified highly active waste are stipulated as a barrier in the storage concept. For SNF, the cladding integrity is ensured currently by limiting the hoop stress and hoop strain as well as the maximum temperature to certain values for a 40-year storage period. For a prolonged storage period, other cladding degradation mechanisms such as inner and outer oxide layer formation, hydrogen pick up, irradiation damages in cladding material crystal structure, helium production from alpha decay, and long-term fission gas release may become leading effects driving degradation mechanisms that have to be discussed.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권4호
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• pp.343-356
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• 2016

한국원자력환경공단에서는 국내 경수로 원전에서 발생한 사용후핵연료를 건식으로 저장하기 위하여 안전성을 최우선으로 국내/외 기술기준을 준수하여 금속겸용용기를 개발하였다. 이러한 금속용기는 50년 동안 주요 안전성요소(구조, 열제거, 격납, 임계방지, 방사선차폐 등)에 대한 건전성을 유지하고, 운영기간 중 유지보수 과정에 폐기물의 발생을 최소화 하고 이를 안전하게 관리할 수 있도록 설계하였다. 본 논문은 설계수명이 종료된 금속용기 본체 및 내/외부 구조물에 대한 방사화 평가를 통해 정량적인 방사능 재고량에 대한 정보를 제공한다. 본 논문에서는 금속용기 본체 및 구성품의 방사화 방사능 재고량은 MCNP5 ORIGEN-2 평가체계를 이용하여 계산하였으며, 각 구성품의 화학조성, 중성자속 분포, 반응률 및 저장기간 동안 중성자조사 기간을 반영하여 평가하였다. 평가결과, 설계수명 이후 10년 경과시 모든 금속재질에서 $^{60}Co$의 방사능이 기타 핵종들에 비하여 가장 큰 방사능을 띄는 것으로 나타났으며, 중성자차폐체인 수지에서는 수명직후 $^{28}Al$ 및 $^{24}Na$등의 고에너지 감마선을 방출하는 핵종은 반감기가 짧아 0.5년 이후에는 무시할 수 있는 수준으로 나타났다. 또한, 사용후핵연료 제거후 캐니스터 및 금속용기 본체에 대한 표면 선량률 평가결과, 상당히 낮은 값을 나타내어, 해체 시 작업자가 받는 피폭선량은 무시할 수 있는 수준으로 평가되었다. 본 평가방법은 사용후핵연료 금속겸용용기 해체 시 계획의 수립 및 해체작업 종사자의 피폭선량 예측, 방사성폐기물의 관리/재활용 등의 기본자료로 활용할 수 있을 것으로 사료된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제15권2호
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• pp.135-149
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• 2017

사용후핵연료 건식저장의 실증연구는 건식저장 시스템의 안전성과 사용후핵연료의 저장 건전성 평가를 위한 확증적인 데이터 생산을 위하여 수행되어 왔다. 사용후핵연료의 건식저장을 가장 먼저 시작하였고 핵연료 건전성에 대한 법적 요건이 엄격하게 제시되어 있는 미국에서는 건식저장의 개시, 인허가 갱신을 위하여 주목할만한 몇몇 실증연구 프로그램을 운영한 바 있다. 건식저장 초기 단계에 건식저장 시스템 성능 검증 목적으로 실증연구가 수행된 바 있으며 저연소도 사용후핵연료의 건식저장 인허가 갱신을 위하여 건식저장 특성평가 프로젝트를 진행한 바 있다. 현재는 고연소도 사용후핵연료 인허가 연장을 위한 실증연구가 진행 중이며 이 연구는 향후 최소 10년이상 진행될 것으로 예상된다. 건식저장을 본격적으로 시작하지 않은 우리나라에서는 미국에서 진행해온 이러한 건식저장 실증연구가 훌륭한 타산지석이 될 것으로 생각되며 이에 본 논문에서는 미국의 건식저장 실증연구 프로그램의 과거와 현재를 분석하고 우리나라에서 진행할 필요가 있다고 사료되는 실증연구에 대한 제언을 담았다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권2호
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• pp.411-425
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• 2017

Using a probabilistic safety assessment, a risk evaluation framework for an aircraft crash into an interim spent fuel storage facility is presented. Damage evaluation of a detailed generic cask model in a simplified building structure under an aircraft impact is discussed through a numerical structural analysis and an analytical fragility assessment. Sequences of the impact scenario are shown in a developed event tree, with uncertainties considered in the impact analysis and failure probabilities calculated. To evaluate the influence of parameters relevant to design safety, risks are estimated for three specification levels of cask and storage facility structures. The proposed assessment procedure includes the determination of the loading parameters, reference impact scenario, structural response analyses of facility walls, cask containment, and fuel assemblies, and a radiological consequence analysis with dose-risk estimation. The risk results for the proposed scenario in this study are expected to be small relative to those of design basis accidents for best-estimated conservative values. The importance of this framework is seen in its flexibility to evaluate the capability of the facility to withstand an aircraft impact and in its ability to anticipate potential realistic risks; the framework also provides insight into epistemic uncertainty in the available data and into the sensitivity of the design parameters for future research.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.627-631
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• 2003

사용후연료 저장과 관련된 규정 중 구조에 대한 예상운전사고 및 설계기준사고의 구조 안전성이 보장되도록 설계하여야 한다. 이러한 구조 평가항목으로서 낙하, 전복, 폭풍, 홍수 및 지진으로 인한 사고에 대하여 하중조건과 구조적 개념평가 방법을 제시하고, 콘크리트 저장시스템에 대한 예비 구조안전성 해석을 수행하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제15권4호
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• pp.248-255
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• 1983

하나의 PWR 핵연료 집합체를 수송할 수 있는 사용후 핵연료 수송용기에 대한 열해석을 수행하였다. 정상 및 화재사고 조건하에서 수송용기에 대한 온도분포는 10CFR Part 71에서 제시한 조건에 맞도록 계산하였다. 붕괴열은 연소도가 45,000 MWD/MTU이고 사용후 핵연료 저장실에서 300일 냉각기간을 가질 KNU 5&6 핵연료 집합체를 고려하였다. 계산결과 화재사고시 dry cavity조건하에서 핵연료 피복관의 최대온도가 455$^{\circ}C$로 계산되었으며, 이 간은 10CFR Part 50.46에 규정된 최대 피복관 제한치 보다 훨씬 낮게 나타났다. 이것은 수송용기의 운반중에 화재사고 조건하에서도 핵연료 피복관의 파손이 일어나지 않는 것으로 설명된다. 그리고 중요 차폐체인 납의 용융도 일어나지 않았다.