• 제목/요약/키워드: Fuel cycle strategy

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Development and validation of multiphysics PWR core simulator KANT

  • Taesuk Oh;Yunseok Jeong;Husam Khalefih;Yonghee Kim
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제55권6호
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    • pp.2230-2245
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    • 2023
  • KANT (KAIST Advanced Nuclear Tachygraphy) is a PWR core simulator recently developed at Korea Advance Institute of Science and Technology, which solves three-dimensional steady-state and transient multigroup neutron diffusion equations under Cartesian geometries alongside the incorporation of thermal-hydraulics feedback effect for multi-physics calculation. It utilizes the standard Nodal Expansion Method (NEM) accelerated with various Coarse Mesh Finite Difference (CMFD) methods for neutronics calculation. For thermal-hydraulics (TH) calculation, a single-phase flow model and a one-dimensional cylindrical fuel rod heat conduction model are employed. The time-dependent neutronics and TH calculations are numerically solved through an implicit Euler scheme, where a detailed coupling strategy is presented in this paper alongside a description of nodal equivalence, macroscopic depletion, and pin power reconstruction. For validation of the steady, transient, and depletion calculation with pin power reconstruction capacity of KANT, solutions for various benchmark problems are presented. The IAEA 3-D PWR and 4-group KOEBERG problems were considered for the steady-state reactor benchmark problem. For transient calculations, LMW (Lagenbuch, Maurer and Werner) LWR and NEACRP 3-D PWR benchmarks were solved, where the latter problem includes thermal-hydraulics feedback. For macroscopic depletion with pin power reconstruction, a small PWR problem modified with KAIST benchmark model was solved. For validation of the multi-physics analysis capability of KANT concerning large-sized PWRs, the BEAVRS Cycle1 benchmark has been considered. It was found that KANT solutions are accurate and consistent compared to other published works.

미국 원전의 심층토양 제염사례 연구 (Study on the Experiences of Subsurface Soil Remediation at Commercial Nuclear Power Plants in the United States)

  • 이형우;김주열;김창락
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제17권2호
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    • pp.213-226
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    • 2019
  • 2017년 고리 1호기 영구정지 이후 규제기관과 원전운영자는 2031년으로 예정된 부지 제염 및 복원을 수행하기 위해 사전준비 작업을 진행해오고 있다. 적절한 계획 수립 및 효과적인 규제활동을 위해서 규제지침 개발과 기술적 근거수립이 무엇보다 선행되어야 한다. 국내에선 연구용 원자로 해체경험이 있지만 상업용 원전은 없기 때문에 해외 해체 선도국의 부지복원사례연구를 통해 토양 제염과 관련한 기술사항 및 규제기준에 대한 정보를 제공한다면 고리 1호기 복원계획 및 규제기준 수립에 효과적일 것이다. 미국은 상업용 원전에 대한 다양한 해체경험을 축적해 왔으며 RESRAD 프로그램 및 MARSSIM 절차와 같은 체계를 개발 적용하여 오염된 부지의 조사, 제염, 복원 및 해제를 통합적으로 수행하고 있다. 이 논문에서는 미국의 5개 상업용 원전(해체완료 4개, 지연해체 1개)을 대상으로 심층 토양오염에 대한 부지복원 사례연구를 수행하였다. 심층토양의 경우 표층토양과 달리 미국에서도 정형화된 평가방법론이 아직 정립되어 있지 않았고, 오염평가시 지하수 영향을 고려해야 하는 특성이 있음이 확인되었다. 따라서 향후 고리 1호기 부지복원 전략수립 및 규제지침 개발에 고려할 만한 제안사항을 도출하고자 기술 및 규제 관점에서 심층토양에 대한 오염평가, 제염기준 수립, 제염작업 수행 및 결과 검증까지 단계별 주요사례를 정리하고, 미국 해체사업자가 적용한 심층토양 평가방법과 규제기관과 해체사업자 간에 논의된 주요 쟁점사항을 분석하여 시사점을 도출하였다.

원전 해체 시 방사성 콘크리트 폐기물 내부 방사능 분포 예측을 위한 컴프턴 영상 재구성 방법의 비교 (Comparison of Compton Image Reconstruction Algorithms for Estimation of Internal Radioactivity Distribution in Concrete Waste During Decommissioning of Nuclear Power Plant)

  • 이태웅;조성민;윤창연;김낙점
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제18권2호
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    • pp.217-225
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    • 2020
  • 해체 원전에서 총 폐기물의 약 70~80%에 해당하는 많은 양의 콘크리트 폐기물은 해체 폐기물의 대부분을 차지한다. 해체 시 발생된 콘크리트 폐기물은 핵종별 농도에 따라 규제해제 폐기물과 방사성폐기물로 정의할 수 있다. 따라서, 방사성 콘크리트 폐기물의 처분 비용을 저감하기 위하여 자체 처분 및 제한적 재활용을 위한 제염 작업의 수행이 중요하다. 그러므로 콘크리트 폐기물의 효율적인 제염 작업을 위해 내부 방사능 분포를 예측하는 것이 필수적이다. 본 연구는 원전 해체 시, 발생되는 콘크리트 폐기물의 내부 방사능 분포를 예측하기 위하여 다양한 컴프턴 영상 재구성 방법의 성능을 비교하였다. 다양한 컴프턴 영상 재구성 방법으로 단순 역투사(SBP), 필터 후 역투사(FBP), 최대우도 기댓값 최대화 방법(MLEM), 그리고 기존의 MLEM의 시스템 반응 함수에 에너지 정보가 결합되어 확률적으로 계산하는 최대우도 기댓값 최대화 방법(E-MLEM)이 사용되었다. 재구성된 영상을 획득한 후, 정량적인 분석 방법을 이용하여 재구성된 영상의 성능을 정량적으로 비교 및 평가하였다. MLEM 및 E-MLEM 영상 재구성 방법은 각각 재구성된 영상에서 높은 이미지 분해능과 신호 대 잡음비를 유지하는 데 있어 가장 좋은 성능을 보여주었다. 본 연구에서 도출된 결과들은 원자력 시설 해체 시 방사성 콘크리트 폐기물의 내부 방사능 분포를 예측하기 위한 수단으로 컴프턴 영상을 사용할 수 있는 가능성을 보여주었다.

고준위방사성폐기물 처분 Safety Case 개발을 통한 처분안전성 신뢰도 향상 (Confidence Improvement of Disposal Safety by Development of a Safety Case for High-Level Radioactive Waste Disposal)

  • 백민훈;고낙열;정종태;김경수
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제14권4호
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    • pp.367-384
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    • 2016
  • 고준위방사성폐기물 심층처분에서 처분안전성의 신뢰도를 향상시킬 수 있는 방안으로 그리고 처분 프로그램 개발 및 인허가를 위해 많은 나라들에서 자국에 적합한 safety case를 개발하고 있다. 본 연구에서는 방사성폐기물 처분을 위한 safety case의 의의, 필요성, 개발과정들을 정리하고 소개하였다. 그리고 처분안전성을 safety case의 다양한 측면에서 논의하였다. 아울러 스위스, 일본, 미국, 스웨덴, 핀란드 등 해외의 safety case 개발 현황과 현재 KAERI에서 개발 중인 safety case의 개발 전략을 간략히 소개하였다. 고준위방사성폐기물 처분안전성의 신뢰도 향상을 위해 safety case 기반 하에서 어떤 노력들이 필요한지를 분석하였다. 그리고 국내 상황을 반영하여 신뢰할 수 있는 정보자료의 구축, 안전성 관련 과정들의 이해, 안전성평가의 불확실성 저감, 이해당사자와의 의사소통, 공정성과 투명성 확보 등의 실행 방안을 제안하고 논의하였다. 본 논문에 제시된 내용들은 심층처분 safety case를 이해하고, 국내에서 개발하고 있는 고준위방사성폐기물 처분 safety case 개발을 통한 처분안전성 신뢰도 향상에 기여할 수 있을 것으로 기대한다.

우리나라 중·저준위 방사성폐기물 처분시설 종합개발계획(안)과 예비안전성평가 (Comprehensive Development Plans for the Low- and Intermediate-Level Radioactive Waste Disposal Facility in Korea and Preliminary Safety Assessment)

  • 정강일;김진형;권미진;정미선;홍성욱;박진백
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제14권4호
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    • pp.385-410
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    • 2016
  • 경주 방사성폐기물 처분시설은 향후 80만 포장물을 처분할 계획이며 다양한 처분방식 및 관리형태를 가진 복합계가 될 것이다. 본 논문에서는 전체부지 처분용량(80만 포장물) 처분시설의 단계별 개발에 따른 영향을 평가하기 위하여 처분시설 종합개발계획(안)에 따른 예비안전성평가를 수행하였다. 각 시나리오에 대한 안전성평가결과 처분시설의 성능목표치를 만족하였다. 다만, 전체처분시설의 안전성 평가결과에 중준위 방사성폐기물로 인하여 1단계 동굴 처분시설이 가장 크게 영향을 미치므로 처분시설의 안전성 향상을 위하여 처분방사능량제한 설정 등 관리방안이 필요하다. Safety Case 단계별 구축을 통하여 중 저준위 방사성폐기물 처분시설 종합개발 과정에서 인지된 불확실성을 저감하여 안전성을 증진 시킬 수 있을 것으로 판단된다.

방사성폐기물의 심층 처분을 위한 부지특성조사 방법론 해외 사례 연구 (Review of Site Characterization Methodology for Deep Geological Disposal of Radioactive Waste)

  • 박경우;김경수;고용권;조영욱;지성훈
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제15권3호
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    • pp.239-256
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    • 2017
  • 방사성폐기물 지층 처분을 위한 부지 선정 과정에서 심층 처분장의 안전성을 평가하는데 필요한 입력 자료를 제공하기 위해 부지특성조사를 수행한다. 본 논문에서는 부지특성조사를 선도하여 수행하였던 해외 사례를 분석하고, 국내에서 방사성폐기물 처분을 위해 수행해야 할 부지특성조사 방법을 제안하고자 하였다. IAEA가 고려하는 부지특성조사 방법은 단계별 부지특성조사로 본 논문에서 소개된 해외의 경우도 이 방법을 따르고 있는데, 부지특성조사는 시기별, 조사 항목별로 다수의 지역에서 개략적인 부지의 정보를 도출하는 예비 부지특성조사와 조사 결과 선정된 지역에서 보다 자세한 부지특성자료를 생산하기 위한 상세 부지특성조사로 구분할 수 있다. 특히, 상세 부지특성조사 단계에서는 조사지역에 장심도 시추공을 굴착하여 심부 영역에 대한 지질 특성을 바탕으로, 수리지질, 수리-지화학, 암석역학, 열, 용질이동에 대한 특성을 도출해야 한다. 단계별 부지특성조사를 통해 도출된 부지 고유의 지질환경 특성은 부지특성모델로 구축되어야 하는데, 이를 종합하여 해석해야 비로소 조사지역의 부지특성을 이해하고, 지층 처분에 보다 유리한 부지를 최종 후보지역으로 선정할 수 있는 것이다. 해외 사례를 살펴본 결과, 부지특성조사 단계에 소요되는 시간은 대략 7~8년이 소요될 것으로 예상되나, 이를 계획하고 수행하는 시스템이 뒷받침 되지 않을 경우 보다 지연될 수 있을 것이다.

APPLICATION OF FUZZY SET THEORY IN SAFEGUARDS

  • Fattah, A.;Nishiwaki, Y.
    • 한국지능시스템학회:학술대회논문집
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    • 한국퍼지및지능시스템학회 1993년도 Fifth International Fuzzy Systems Association World Congress 93
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    • pp.1051-1054
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    • 1993
  • The International Atomic Energy Agency's Statute in Article III.A.5 allows it“to establish and administer safeguards designed to ensure that special fissionable and other materials, services, equipment, facilities and information made available by the Agency or at its request or under its supervision or control are not used in such a way as to further any military purpose; and to apply safeguards, at the request of the parties, to any bilateral or multilateral arrangement, or at the request of a State, to any of that State's activities in the field of atomic energy”. Safeguards are essentially a technical means of verifying the fulfilment of political obligations undertaken by States and given a legal force in international agreements relating to the peaceful uses of nuclear energy. The main political objectives are: to assure the international community that States are complying with their non-proliferation and other peaceful undertakings; and to deter (a) the diversion of afeguarded nuclear materials to the production of nuclear explosives or for military purposes and (b) the misuse of safeguarded facilities with the aim of producing unsafeguarded nuclear material. It is clear that no international safeguards system can physically prevent diversion. The IAEA safeguards system is basically a verification measure designed to provide assurance in those cases in which diversion has not occurred. Verification is accomplished by two basic means: material accountancy and containment and surveillance measures. Nuclear material accountancy is the fundamental IAEA safeguards mechanism, while containment and surveillance serve as important complementary measures. Material accountancy refers to a collection of measurements and other determinations which enable the State and the Agency to maintain a current picture of the location and movement of nuclear material into and out of material balance areas, i. e. areas where all material entering or leaving is measurab e. A containment measure is one that is designed by taking advantage of structural characteristics, such as containers, tanks or pipes, etc. To establish the physical integrity of an area or item by preventing the undetected movement of nuclear material or equipment. Such measures involve the application of tamper-indicating or surveillance devices. Surveillance refers to both human and instrumental observation aimed at indicating the movement of nuclear material. The verification process consists of three over-lapping elements: (a) Provision by the State of information such as - design information describing nuclear installations; - accounting reports listing nuclear material inventories, receipts and shipments; - documents amplifying and clarifying reports, as applicable; - notification of international transfers of nuclear material. (b) Collection by the IAEA of information through inspection activities such as - verification of design information - examination of records and repo ts - measurement of nuclear material - examination of containment and surveillance measures - follow-up activities in case of unusual findings. (c) Evaluation of the information provided by the State and of that collected by inspectors to determine the completeness, accuracy and validity of the information provided by the State and to resolve any anomalies and discrepancies. To design an effective verification system, one must identify possible ways and means by which nuclear material could be diverted from peaceful uses, including means to conceal such diversions. These theoretical ways and means, which have become known as diversion strategies, are used as one of the basic inputs for the development of safeguards procedures, equipment and instrumentation. For analysis of implementation strategy purposes, it is assumed that non-compliance cannot be excluded a priori and that consequently there is a low but non-zero probability that a diversion could be attempted in all safeguards ituations. An important element of diversion strategies is the identification of various possible diversion paths; the amount, type and location of nuclear material involved, the physical route and conversion of the material that may take place, rate of removal and concealment methods, as appropriate. With regard to the physical route and conversion of nuclear material the following main categories may be considered: - unreported removal of nuclear material from an installation or during transit - unreported introduction of nuclear material into an installation - unreported transfer of nuclear material from one material balance area to another - unreported production of nuclear material, e. g. enrichment of uranium or production of plutonium - undeclared uses of the material within the installation. With respect to the amount of nuclear material that might be diverted in a given time (the diversion rate), the continuum between the following two limiting cases is cons dered: - one significant quantity or more in a short time, often known as abrupt diversion; and - one significant quantity or more per year, for example, by accumulation of smaller amounts each time to add up to a significant quantity over a period of one year, often called protracted diversion. Concealment methods may include: - restriction of access of inspectors - falsification of records, reports and other material balance areas - replacement of nuclear material, e. g. use of dummy objects - falsification of measurements or of their evaluation - interference with IAEA installed equipment.As a result of diversion and its concealment or other actions, anomalies will occur. All reasonable diversion routes, scenarios/strategies and concealment methods have to be taken into account in designing safeguards implementation strategies so as to provide sufficient opportunities for the IAEA to observe such anomalies. The safeguards approach for each facility will make a different use of these procedures, equipment and instrumentation according to the various diversion strategies which could be applicable to that facility and according to the detection and inspection goals which are applied. Postulated pathways sets of scenarios comprise those elements of diversion strategies which might be carried out at a facility or across a State's fuel cycle with declared or undeclared activities. All such factors, however, contain a degree of fuzziness that need a human judgment to make the ultimate conclusion that all material is being used for peaceful purposes. Safeguards has been traditionally based on verification of declared material and facilities using material accountancy as a fundamental measure. The strength of material accountancy is based on the fact that it allows to detect any diversion independent of the diversion route taken. Material accountancy detects a diversion after it actually happened and thus is powerless to physically prevent it and can only deter by the risk of early detection any contemplation by State authorities to carry out a diversion. Recently the IAEA has been faced with new challenges. To deal with these, various measures are being reconsidered to strengthen the safeguards system such as enhanced assessment of the completeness of the State's initial declaration of nuclear material and installations under its jurisdiction enhanced monitoring and analysis of open information and analysis of open information that may indicate inconsistencies with the State's safeguards obligations. Precise information vital for such enhanced assessments and analyses is normally not available or, if available, difficult and expensive collection of information would be necessary. Above all, realistic appraisal of truth needs sound human judgment.

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