• 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%.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권1호
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• pp.35-44
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• 2016

Leading national R&D project to design a PWR spent nuclear fuel interim dry storage system that has been under development since mid-2009, which consists of a dual purpose metal cask and concrete storage cask. To ensure the safe operation of dry storage systems in foreign countries, major confinement monitoring techniques currently consist of pressure and temperature measurement. In the case of a dual purpose metal cask, a pressure sensor is installed in the interspace of bolted double lid(primary and secondary lid) in order to measure pressure. A concrete storage cask is a canister based system made of double/redundant welded lid to ensure confinement integrity. For this reason, confinement monitoring method is real time temperature measurement by thermocouple placed in the air flow(air intake and exit) of the concrete structure(over pack and module). The use of various monitoring technologies and operating experiences for the interim dry storage system over the last decades in foreign countries were analyzed. On the basis of the analysis above, development of the confinement monitoring technology that can be used optimally in our system will be available in the near future.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권4호
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• pp.411-422
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• 2016

최근 국내 원전의 경수로 사용후핵연료 습식 저장시설의 포화시점이 다가옴에 따라 운반 및 저장용기를 이용한 건식저장시스템 개발이 활발하게 수행되고 있다. 일반적으로 사용후핵연료 운반 및 저장용기 설계를 위한 차폐해석 시 장전 가능 연료 중 가장 보수적인 연료를 설계기준연료로 선정하여 해석을 수행한다. 그러나 실제 금속 운반용기에 장전되는 사용후핵연료는 해석평가에 적용된 설계기준연료에 한정되지 않고 다양하기 때문에 초기농축도, 연소도, 최소냉각기간의 특성을 고려한 차폐평가를 통하여 장전가능 여부가 결정된다. 이에 본 연구에서는 금속 겸용용기에 장전 가능한 연료를 대상으로 국내 운반기준을 만족하는 최소냉각기간의 결정을 위한 차폐해석 방법을 기술하였다. 특히 발생량이 많은 초기농축도 3.0~4.5wt%의 사용후핵연료는 차폐해석 구간을 세분화하여 평가하여 연구결과의 활용에 효율성을 높이고자 하였다. 차폐평가를 통해 2008년까지 국내 원전에서 발생한 장전대상연료 중 약 81%의 사용후 핵연료를 금속겸용용기로 운반할 수 있는것으로 평가되었다. 본 연구결과를 통해 금속 겸용용기의 운반조건에 장전 가능한 연료의 특성을 제시함으로써 운반 시 운영절차의 개발을 위한 기술적 근거 수립에 도움이 되고자 한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제46권4호
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• pp.547-556
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• 2014

Korea expects a shortage in storage capacity for spent fuels at reactor sites. Therefore, a need for more metal and/or concrete casks for storage systems is anticipated for either the reactor site or away from the reactor for interim storage. For the purpose of interim storage and transportation, a dual purpose metal cask that can load 21 spent fuel assemblies is being developed by Korea Radioactive Waste Management Corporation (KRMC) in Korea. At first the gamma and neutron flux for the design basis fuel were determined assuming in-core environment (the temperature, pressure, etc. of the moderator, boron, cladding, $UO_2$ pellets) in which the design basis fuel is loaded, as input data. The evaluation simulated burnup up to 45,000 MWD/MTU and decay during ten years of cooling using the SAS2H/OGIGEN-S module of the SCALE5.1 system. The results from the source term evaluation were used as input data for the final shielding evaluation utilizing the MCNP Code, which yielded the effective dose rate. The design of the cask is based on the safety requirements for normal storage conditions under 10 CFR Part 72. A radiation shielding analysis of the metal storage cask optimized for loading 21 design basis fuels was performed for two cases; one for a single cask and the other for a $2{\times}10$ cask array. For the single cask, dose rates at the external surface of the metal cask, 1m and 2m away from the cask surface, were evaluated. For the $2{\times}10$ cask array, dose rates at the center point of the array and at the center of the casks' height were evaluated. The results of the shielding analysis for the single cask show that dose rates were considerably higher at the lower side (from the bottom of the cask to the bottom of the neutron shielding) of the cask, at over 2mSv/hr at the external surface of the cask. However, this is not considered to be a significant issue since additional shielding will be installed at the storage facility. The shielding analysis results for the $2{\times}10$ cask array showed exponential decrease with distance off the sources. The controlled area boundary was calculated to be approximately 280m from the array, with a dose rate of 25mrem/yr. Actual dose rates within the controlled area boundary will be lower than 25mrem/yr, due to the decay of radioactivity of spent fuel in storage.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권4호
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• pp.435-443
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• 2016

본 논문은 국내 원전의 습식저장조에 저장 중인 경수로형 사용후핵연료를 금속겸용용기를 이용해 건식으로 운영하기 위한 운영공정을 개발하는 것이다. 국내 경수로형 원전의 사용후핵연료는 1990년대 초부터 습식으로 소내에서 운반을 한 경험은 많으나 건식으로 운전한 경험은 전혀 없는 실정이다. 이에 따라 금속겸용용기를 운영할 수 있는 세부 운영공정을 개발하였으며 주요 운영공정에서 금속겸용용기의 주요 구성품 및 사용후핵연료의 안전성이 유지됨을 확인하였다. 단기운영공정은 총 21시간 내에 이루어지도록 절차를 수립하였고 단계별로 허용운전 시간(15시간 습식공정, 3시간 배수공정, 그리고 3시간 진공공정)도 제시하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제21권4호
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• pp.313-327
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• 1996

원전부지내(AR) 사용후핵연료 건식저장방식으로 횡형콘크리트 모듈방식, 금속 저장용기 방식, 콘크리트 저장용기 방식, 수송저장 겸용용기 방식 및 다목적용기 방식 등이 있다. 이중다목적용기 방식을 제외한 다른 방식들은 각각 운영인허가를 받아 이미 세계 각 국에서 사용후핵연료 AR 건식저장에 사용되고 있으며 다목적용기 방식도 최근 개발을 활발히 진행하고 있는 상태이다. AR 건식저장 시설을 운영하고 있거나 추진중인 나라는 미국, 일본, 독일, 캐나다, 스페인, 체코, 스위스 등으로 AR 건식저장을 거쳐 중간저장이나 재처리시설로 수송하는 방식을 채택하고 있다. 우리나라의 경우 월성에서 콘크리트 Silo 건식저장을 이미 사용하고 있으며 일부 다른 원자로도 사용후핵연료 저장능력이 한계에 도달하고 있는 현실을 감안할 때 AR 임시 저장은 불가피한 것으로 여겨진다. 본 보고서에서는 고리를 비롯한 국내원전에 적용 가능한 외국의 AR 저장 시스템 각각에 대하여 설계특성, 설계요건, 기술기준 및 현황 등을 논의하였다. 대부분의 경우 저장용기 인허가 기간은 20년으로 제한하고 있으며 전 수명기간동안 재질의 건전성, 밀봉유지 등이 중요하게 요구되고 있다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.345-345
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• 2004

사용후핵연료 수송용기는 원자력발전소의 운영에 있어서 매우 중요한 구성요소의 하나로서 역할을 해왔으며, 근래에 들어서는 발전소 부지 또는 저장시설에서의 저장용기로 함께 사용되면서 그 숫자가 급속히 증가하고 있다. 아직 엄청난 양의 사용후핵연료가 발전소 내의 사용후핵연료 저장조와 같은 수조에 저장되어 있지만, 최근에는 사용후핵연료의 단기 또는 장기 저장을 위한 효과적인 수단으로 수송용기를 이용한 저장을 채택하는 국가가 계속 증가하고 있다. 사용후핵연료 수송용기의 운전 및 유지보수에 대한 오랜 기간의 경험에서 얻은 기술적 노하우는 저장용기의 운전 및 유지보수에도 잘 활용될 수 있을 것이다. 수송저장 겸용용기 및 다목적용 용기의 증가는 이러한 겸용용기의 운전 및 유지보수에 대한 국제적 표준화를 요구하고 있다. 이에 대한 노력의 일환으로 국제원자력기구에서는 이들 겸용 용기에 대한 설계요구사항들을 지침의 형태로 마련하고 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권2호
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• pp.505-517
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• 2016

The structural integrity of a dual-purpose metal cask currently under development by the Korea Radioactive Waste Agency (KORAD) was evaluated, through numerical simulations and a model test, under high-speed missile impact reflecting targeted aircraft crash conditions. The impact conditions were carefully chosen through a survey on accident cases and recommendations from literature. In the impact scenario, a missile flying horizontally hits the top side of the cask, which is freestanding on a concrete pad, with a velocity of 150 m/s. A simplified missile simulating a commercial aircraft engine was designed from an impact loade-time function available in literature. In the analyses, the dynamic behavior of the metal cask and the integrity of the containment boundary were assessed. The simulation results were compared with the test results for a 1:3 scale model. Although the dynamic behavior of the cask in the model test did not match exactly with the prediction from the numerical simulation, other structural responses, such as the acceleration and strain history during the impact, showed very good agreement. Moreover, the containment function of the cask survived the missile impact as expected from the numerical simulation. Thus, the procedure and methodology adopted in the structural numerical analyses were successfully validated.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권2호
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• pp.271-279
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• 2018

국내 경수로형 원전의 사용후핵연료 소내 습식저장 용량의 포화에 대비하기 위해 정부 주도로 2009년부터 2016년까지 7년에 걸쳐 국내 여건에 적합한 수송/저장시스템을 개발하였다. 시스템은 운반과 저장을 겸할 수 있는 금속겸용용기와 저장전용인 콘크리트 저장용기로 효율적인 기술개발을 위해 관련 산학연의 특성과 경험을 적극 활용하여 국내고유 모델을 개발하였고 특허 등록을 추진하여 기술의 독립성도 확보하였다. 현재까지 확보한 다수의 특허 및 기술을 산업계에 개방하여 국내 수요에 대처하고자 2016년과 2017년 두 차례에 걸쳐 기술이전도 추진하였다.

• 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.