• 방사성폐기물학회지
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• 제20권4호
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• pp.411-428
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• 2022

Given the domestic situation, all nuclear power plants are located at the seaside, where interim storage sites are also likely to be located and maritime transportation is considered inevitable. Currently, Korea does not have an independently developed maritime transportation risk assessment code, and no research has been conducted to evaluate the release rate of radioactive waste from a submerged transportation cask in the sea. Therefore, secure technology is necessary to assess the impact of immersion accidents and establish a regulatory framework to assess, mitigate, and prevent maritime transportation accidents causing serious radiological consequences. The flow rate through a gap in a containment boundary should be calculated to determine the accurate release rate of radionuclides. The fluid flow through the micro-scale gap can be evaluated by combining the flow inside and outside the transportation cask. In this study, detailed computational fluid dynamic and simplified models are constructed to evaluate the internal flow in a transportation cask and to capture the flow and heat transfer around the transportation cask in the sea, respectively. In the future, fluid flow through the gap will be evaluated by coupling the models developed in this study.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제19권2호
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• pp.163-170
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• 2023

Since spent nuclear fuel assemblies (SFA) are transported to interim storage or final disposal facility after cooling the decay heat, finite element analysis (FEA) with simplification is widely used to show their integrity against cladding failure to cause dispersal of radioactive material. However, there is a lack of research addressing the comprehensive impact of shape and element simplification on analysis results. In this study, for the optimization of a typical pressurized water reactor SFA, different types of finite element models were generated by changing number of fuel rods, fuel rod element type and assembly length. A series of FEA in use of these different models were conducted under a shock load data obtained from surrogate fuel assembly transportation test. Effects of number of fuel rods, element type and length of assembly were also analyzed, which shows that the element type of fuel rod mainly affected on cladding strain. Finally, an optimal finite element model was determined for other practical application in the 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.

• 방사성폐기물학회지
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• 제9권2호
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• pp.93-98
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• 2011

염분분위기에서의 부식은 사용후핵연료의 중간저장 기간동안 304 스테인레스 강재 건식저장용기의 주 열화기구들 중 하나다. 본 연구에서는 감소정도가 서로 다른 냉연 304 스테인레스 강 시편들에 0.5wt.%의 염화나트륨 연무를 분사시키면서 느린 변형속도시험(SSRT)과 중성염 분사시험(NSS)을 $85^{\circ}C$와 $200^{\circ}C$ 에서 수행하였다. $85^{\circ}C$에서 2000 시간 동안 시험한 NSS시편의 무게 변화는 $200^{\circ}C$에서 시험한 시편의 무게 변화와 크게 달랐다. NSS 시편의 $85^{\circ}C$에서 무게 감량은 미미하였지만, 냉연 감소율이 증가함에 따라서 무게 변화는 점진적으로 감소하였다. $85^{\circ}C$와 $200^{\circ}C$에서 그리고 염분분사 환경에서 가볍게 냉연 가공된 시편의 SSRT 시험으로부터 얻은 항복강도와 극한 인장응력의 값은 공기 중의 값보다 약간 낮았다. 그러나 염분 분위기에서 부식으로 인한 20% 감소 냉연시편의 강도는 더 이상 변화하지 않았다. 예비결과는 냉연 304 스테인레스 강의 질과 성능이 건식저장용기의 제작을 위한 조건에 맞는다는 것을 증명하였다. 그러나 냉연 스테인레스 강의 장기적인 성능을 더 잘 이해하기 위해서는 염분분위기에서 이 재질의 부식거동에 관한 더 많은 연구가 필요하다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제21권1호
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• pp.59-72
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• 1996

원자력의 개발과 지속적인 이용은 방사성폐기물과 사용후핵연료의 발생을 야기시키며, 발생된 사용후핵연료의 안전하며 효율적인 관리는 1990년 초부터 중요하며 민감한 국제사회의 이슈가 되고 있다. 특히 구 소련의 해체를 포함한 최근 중부유럽의 정치적인 변화에 따른 안전한 사용후핵연료관리 문제와 현재 원자력산업이 직면하고 있는 어려움 등이 국제정치의 관점에서 그 의미를 더하고 있다. 따라서 국가별로 현재 검토 및 시행되고 있는 사용후핵연료 관리에 대한 현황을 정리하였다. 즉 국제원자력기구에서 개최하고 있는 사용후핵연료관리회의에서 발표된 나라별 관리정책에 대한 현황 및 기타 기술자료에서 발표된 최신의 사용후핵연료관리 실례에 대한 내용을 정리하였다.

• 대한환경공학회지
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• 제37권5호
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• pp.312-323
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• 2015

본 논문은 국내 외 사용후핵연료 및 방사성폐기물 관리 현안 분석을 바탕으로 향후 나아갈 방향을 제시한다. 원자력 발전을 앞서 이용해 온 미국 사례를 중심으로 다양한 국가들의 처분장 확보 및 실패 사례와 최근의 관리 정책 기조를 정리하였다. 아울러, 원전 해체에 따른 고선량 방사성폐기물, 핵안보 사안 그리고 핵연료 전주기 관점에서 평가한 경제성 기반 정책 수립의 필요성을 논하였다. 사용후핵연료 및 방사성폐기물 관리의 핵심 사안을 세부적으로 중간저장, 영구처분 그리고 재처리로 분류하고 기술 검토와 인허가 체제 구축 및 연구 추진 방향성에 대한 정책 제언을 담았다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제18권2호
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• pp.43-49
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• 2022

The purpose of this study is to evaluate the radiation effect on damage when the external shield of the spent nuclear fuel transport cask is damaged due to impact as the cause of an unexpected accident. The neutron and gamma-ray intensities and spectra are calculated using the ORIGEN-Arp module in the SCALE 6.2.4 code package⁽¹⁾ and then using MCNP6.2⁽²⁾ code calculate the dose rate. In order to evaluate the radiation dose according to the size of damage caused by external impact, various sized holes of 0.3~13.7% are assumed in the outer shield of the cask to evaluate the sensitivity to the dose. In the case of radiation source leakage, damage to the nuclear fuel assembly is assumed to be up to 6% based on overseas test cases. When only the outer shield is damaged, the maximum surface dose is calculated as 3.12E+03 mSv/hr. However, if the radiation source is leaked due to damage to the nuclear fuel assembly, it becomes 7.00E+05 mSv/hr which is about 200 times greater than the former case.