Kim, Taeho;Choi, Kyoung Joon;Yoo, Seung Chang;Lee, Yunju;Kim, Ji Hyun
방사성폐기물학회지
/
제20권2호
/
pp.161-170
/
2022
The effect of oxidation time on the characteristics and mechanical properties of spent nuclear fuel cladding was investigated using Raman spectroscopy, tube rupture test, and tensile test. As oxidation time increased, the Raman peak associated with the tetragonal zirconium oxide phase diminished and merged with the Raman peak associated with the monoclinic zirconium oxide phase near 333 cm-1. Additionally, the other tetragonal zirconium oxide phase peak at 380 cm-1 decreased after 100 d of oxidation, whereas the zirconium monoclinic oxide peak became the dominant peak. The oxidation time had no effect on the tube rupture pressure of the oxidized zirconium alloy tube. However, the yield and tensile stresses of the oxidized nuclear fuel cladding tube decreased after 100 d of oxidation. The results of the scanning electron microscopy and transmission electron microscopy were represented with the in-situ Raman analysis result for the oxide characteristics generated on the cladding of spent nuclear fuel.
The nuclear criticality analyses considering burnup credit were performed for a spent nuclear fuel (SNF) disposal cell consisting of bentonite buffer and two different types of SNF disposal canister: the KBS-3 canister and small standardized transportation, aging and disposal (STAD) canister. Firstly, the KBS-3 & STAD canister containing four SNFs of the initial enrichment of 4.0wt% 235U and discharge burnup of 45,000 MWD/MTU were modelled. The keff values for the cooling times of 40, 50, and 60 years of SNFs were calculated to be 0.79108, 0.78803, and 0.78484 & 0.76149, 0.75683, and 0.75444, respectively. Secondly, the KBS-3 & STAD canister with four SNFs of 4.5wt% and 55,000 MWD/MTU were modelled. The keff values for the cooling times of 40, 50, and 60 years were 0.78067, 0.77581, and 0.77335 & 0.75024, 0.74647, and 0.74420, respectively. Therefore, all cases met the performance criterion with respect to the keff value, 0.95. The STAD canister had the lower keff values than KBS-3. The neutron absorber plates in the STAD canister significantly affected the reduction in keff values although the distance among the SNFs in the STAD canister was considerably shorter than that in the KBS-3 canister.
Experimental verification of boron species in fuel CRUD (Chalk River Unidentified Deposit) would provide essential and important information about the root cause of CRUD-induced power shifts (CIPS). To date, only bonaccordite and elemental boron were reported to exist in fuel CRUD in CIPS-troubled pressurized water reactor (PWR) cores and lithium tetraborate to exist in simulated PWR fuel CRUD from some autoclave tests. We have reevaluated previous analysis of similar threadlike crystals along with examining some similar threadlike crystals from CRUD samples collected from a PWR cycle that had no indications of CIPS. These threadlike crystals have a typical [Ni]/[Fe] atomic ratio of ~2 and similar crystal morphology as the one (bonaccordite) reported previously. In addition to electron diffraction study, we have applied electron energy loss spectroscopy to determine boron content in such a crystal and found a good agreement with that of bonaccordite. Surprisingly, such crystals seem to appear also on corroded surfaces of Alloy 600 that was exposed to simulated PWR primary water with a dissolved hydrogen level of $5mL\;H_2/kg\;H_2O$, but absent when exposed under $75mL\;H_2/kg\;H_2O$ condition. It remains to be verified as to what extent and in which chemical environment this phase would be formed in PWR primary systems.
To improve the capability of the SAS4A code, which simulates the initiating phase of core disruptive accidents for MOX-fueled Sodium-cooled Fast Reactors (SFRs), the authors have investigated in detail the physical phenomena under unprotected loss-of-flow (ULOF) conditions in a previous paper (Kawada and Suzuki, 2020) [1]. As the conclusion of the last article, fuel stub motion, in which the residual fuel pellets would move toward the core central region after fuel pin disruption, was identified as one of the key phenomena to be appropriately simulated for the initiating phase of ULOF. In the present paper, based on the analysis of the experimental data, the behaviors related to the stub motion were evaluated and quantified by the author from scratch. A simple model describing fuel stub motion, which was not modeled in the previous SAS4A code, was newly proposed. The applicability of the proposed model was validated through a series of analyses for the CABRI experiments, by which the stub motion would be represented with reasonable conservativeness for the reactivity evaluation of disrupted core.
Alnaqbi, Jwaher;Hartanto, Donny;Alnuaimi, Reem;Imron, Muhammad;Gillette, Victor
Nuclear Engineering and Technology
/
제54권2호
/
pp.764-769
/
2022
The United Arab Emirates is currently building and operating four units of the APR-1400 developed by a South Korean vendor, Korea Electric Power Corporation (KEPCO). This paper attempts to perform APR-1400 reactor core analysis by using the well-known two-step method. The two-step method was applied to the APR-1400 first cycle using the open-source nodal diffusion code, KOMODO. In this study, the group constants were generated using CASMO-4 fuel transport lattice code. The simulation was performed in Hot Zero Power (HZP) at steady-state and transient conditions. Some typical parameters necessary for the Nuclear Design Report (NDR) were evaluated in this paper, such as effective neutron multiplication factor, control rod worth, and critical boron concentration for steady-state analysis. Other parameters such as reactivity insertion, power, and fuel temperature changes during the Reactivity Insertion Accident (RIA) simulation were evaluated as well. The results from KOMODO were verified using PARCS and SIMULATE-3 nodal core simulators. It was found that KOMODO gives an excellent agreement.
고리 1호기 및 2호기 원자로의 발전단가에 대한 해석을 시도했다. 해석의 편의상 발전단가를 우선 건설, 운전 및 관리, 운전자금 및 핵연로 등에 관련된 비용성분으로 나누고, 이 중 첫 세성분에 대한 cost는 POWERCO-50 계산코오드를, 그리고 핵연료 비는 MITCOST-II를 써서 계산했다. 중요한 계산결과로서는 다른 세가지 핵연료 주기에 대한 고리 2획의 핵연료 주기비, 고리 1호 및 2호기의 발전단가 및 발전단가계산에 사용된 코스트 자료의 변화에 따른 발전단가의 민감도 등이다. 제래식 화력발전단가와 비교함으로써 원자력발전이 보다 경제적으로 유리하다는 사실을 알아내었지만 고리 2 호기의 건설비가 다른 PWR 발전에 비해 다소 고가임을 지적했다. 때문에 원자력발전을 유리하게 하기 위해서는 장차 도입될 원자력발전로의 경우 고리 2호기와 같은 turnkey 계약이 지양되어야 함을 지적했다. 또한 발전단가가 발전소 가동율의 변화에 따라 민감하게 변동한다는 사실로부터 발전소를 최대한 가동시킬 수 있도록 노력이 경주되어야 한다고 결론을 내렸다.
한국원자력환경공단에서는 국내 경수로 원전에서 발생된 사용후핵연료를 건식으로 저장할 수 있는 콘크리트 용기를 개발하였다. 본 저장용기는 사용후핵연료가 건식환경에서 장기간 저장되는 동안 용기 및 사용후핵연료의 건전성이 유지되며, 방사선량률이 저장시설의 설계기준을 초과하지 않도록 설계되어야 한다. 특히, 저장시설은 정상 및 사고조건에서 적절한 방사선 방호를 위한 차폐설계가 이루어져야 한다. 이를 위해 본 연구에서는 미국 10CFR72 및 10CFR20의 기술기준과 NRC의 표준 심사지침 NUREG-1536에서 제시한 평가방법에 따라 건식저장조건하에서 단일 콘크리트용기 및 $2{\times}10$ 용기배열조건의 선량율을 평가하였다. 평가결과, 일반인에 대한 연간선량 한도인 0.25 mSv를 만족하는 통제구역 경계까지의 거리는 약 230 m로 도출되었다. 콘크리트 저장용기의 설계사고는 $2{\times}10$ 배열의 저장시설에서 한 개의 저장용기가 이송 중 전도사고가 발생하여 용기의 바닥면이 통제구역 경계로 향하는 상황으로 가정하였다. 전도된 저장용기의 바닥면으로 부터 100 m 및 230 m 지점에서 각각 12.81 mSv 및 1.28 mSv로 평가되었다. 본 연구를 통해 건식저장조건에서 콘크리트 저장용기 및 저장시설은 적절하게 평가된 통제구역경계까지의 거리가 확보된다면 방사선적 안전성이 유지됨을 확인할 수 있었다. 본 평가결과만으로 건식환경의 저장용기(시설) 설계에 직접 적용하기는 어렵겠으나, 향후 '국가 고준위폐기물 관리 전략'에 근거한 원전내 저장시설 또는 중간저장 시설의 설계 및 운영에 유용한 자료가 될 것으로 사료된다.
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.
Tritium and $^{14}C$ are two most important radionuclides released from nuclear facilities to the environment, and $^{14}C$ contributes dominant radiation dose to the population around nuclear power plants. This paper presents an overview of the production, pathway, species and levels of tritium and $^{14}C$ in nuclear facilities, mainly nuclear power plants. The methods for sampling and collection of different species of tritium and $^{14}C$ in the discharge gas from the stack in the nuclear facilities, atmosphere of the nuclear facilities and environment are presented, and the features of different methods are reviewed. The on-line monitoring methods of gaseous tritium and $^{14}C$ in air and laboratory measurement methods for sensitive determination of tritium and $^{14}C$ in collected samples, water and environmental solid samples are also discussed in detailed. Meanwhile, the challenges in the determination and speciation analysis of tritium and $^{14}C$ are also highlighted.
Hyunjin Lee;Chang-Lak Kim;Sang-Rae Moon;Sun-Kee Lee
방사성폐기물학회지
/
제21권2호
/
pp.247-253
/
2023
According to NSSC Notice No. 2021-10, safety analysis needs to be introduced in the decommissioning plan. Public and occupational dose analyses should be conducted, specifically for unexpected radiological accidents. Herein, based on the risk matrix and analytic hierarchy process, the method of selecting accident scenarios during the decommissioning of nuclear power plants has been proposed. During decommissioning, the generated spent resin exhibits relatively higher activity than other generated wastes. When accidents occur, the release fraction varies depending on the conditioning method of radioactive waste and type of radioactive nuclides or accidents. Occupational dose analyses for 2 (fire and drop) among 11 accident scenarios have been performed. The radiation doses of the additional exposures caused by the fire and drop accidents are 1.67 and 4.77 mSv, respectively.
본 웹사이트에 게시된 이메일 주소가 전자우편 수집 프로그램이나
그 밖의 기술적 장치를 이용하여 무단으로 수집되는 것을 거부하며,
이를 위반시 정보통신망법에 의해 형사 처벌됨을 유념하시기 바랍니다.
[게시일 2004년 10월 1일]
이용약관
제 1 장 총칙
제 1 조 (목적)
이 이용약관은 KoreaScience 홈페이지(이하 “당 사이트”)에서 제공하는 인터넷 서비스(이하 '서비스')의 가입조건 및 이용에 관한 제반 사항과 기타 필요한 사항을 구체적으로 규정함을 목적으로 합니다.
제 2 조 (용어의 정의)
① "이용자"라 함은 당 사이트에 접속하여 이 약관에 따라 당 사이트가 제공하는 서비스를 받는 회원 및 비회원을
말합니다.
② "회원"이라 함은 서비스를 이용하기 위하여 당 사이트에 개인정보를 제공하여 아이디(ID)와 비밀번호를 부여
받은 자를 말합니다.
③ "회원 아이디(ID)"라 함은 회원의 식별 및 서비스 이용을 위하여 자신이 선정한 문자 및 숫자의 조합을
말합니다.
④ "비밀번호(패스워드)"라 함은 회원이 자신의 비밀보호를 위하여 선정한 문자 및 숫자의 조합을 말합니다.
제 3 조 (이용약관의 효력 및 변경)
① 이 약관은 당 사이트에 게시하거나 기타의 방법으로 회원에게 공지함으로써 효력이 발생합니다.
② 당 사이트는 이 약관을 개정할 경우에 적용일자 및 개정사유를 명시하여 현행 약관과 함께 당 사이트의
초기화면에 그 적용일자 7일 이전부터 적용일자 전일까지 공지합니다. 다만, 회원에게 불리하게 약관내용을
변경하는 경우에는 최소한 30일 이상의 사전 유예기간을 두고 공지합니다. 이 경우 당 사이트는 개정 전
내용과 개정 후 내용을 명확하게 비교하여 이용자가 알기 쉽도록 표시합니다.
제 4 조(약관 외 준칙)
① 이 약관은 당 사이트가 제공하는 서비스에 관한 이용안내와 함께 적용됩니다.
② 이 약관에 명시되지 아니한 사항은 관계법령의 규정이 적용됩니다.
제 2 장 이용계약의 체결
제 5 조 (이용계약의 성립 등)
① 이용계약은 이용고객이 당 사이트가 정한 약관에 「동의합니다」를 선택하고, 당 사이트가 정한
온라인신청양식을 작성하여 서비스 이용을 신청한 후, 당 사이트가 이를 승낙함으로써 성립합니다.
② 제1항의 승낙은 당 사이트가 제공하는 과학기술정보검색, 맞춤정보, 서지정보 등 다른 서비스의 이용승낙을
포함합니다.
제 6 조 (회원가입)
서비스를 이용하고자 하는 고객은 당 사이트에서 정한 회원가입양식에 개인정보를 기재하여 가입을 하여야 합니다.
제 7 조 (개인정보의 보호 및 사용)
당 사이트는 관계법령이 정하는 바에 따라 회원 등록정보를 포함한 회원의 개인정보를 보호하기 위해 노력합니다. 회원 개인정보의 보호 및 사용에 대해서는 관련법령 및 당 사이트의 개인정보 보호정책이 적용됩니다.
제 8 조 (이용 신청의 승낙과 제한)
① 당 사이트는 제6조의 규정에 의한 이용신청고객에 대하여 서비스 이용을 승낙합니다.
② 당 사이트는 아래사항에 해당하는 경우에 대해서 승낙하지 아니 합니다.
- 이용계약 신청서의 내용을 허위로 기재한 경우
- 기타 규정한 제반사항을 위반하며 신청하는 경우
제 9 조 (회원 ID 부여 및 변경 등)
① 당 사이트는 이용고객에 대하여 약관에 정하는 바에 따라 자신이 선정한 회원 ID를 부여합니다.
② 회원 ID는 원칙적으로 변경이 불가하며 부득이한 사유로 인하여 변경 하고자 하는 경우에는 해당 ID를
해지하고 재가입해야 합니다.
③ 기타 회원 개인정보 관리 및 변경 등에 관한 사항은 서비스별 안내에 정하는 바에 의합니다.
제 3 장 계약 당사자의 의무
제 10 조 (KISTI의 의무)
① 당 사이트는 이용고객이 희망한 서비스 제공 개시일에 특별한 사정이 없는 한 서비스를 이용할 수 있도록
하여야 합니다.
② 당 사이트는 개인정보 보호를 위해 보안시스템을 구축하며 개인정보 보호정책을 공시하고 준수합니다.
③ 당 사이트는 회원으로부터 제기되는 의견이나 불만이 정당하다고 객관적으로 인정될 경우에는 적절한 절차를
거쳐 즉시 처리하여야 합니다. 다만, 즉시 처리가 곤란한 경우는 회원에게 그 사유와 처리일정을 통보하여야
합니다.
제 11 조 (회원의 의무)
① 이용자는 회원가입 신청 또는 회원정보 변경 시 실명으로 모든 사항을 사실에 근거하여 작성하여야 하며,
허위 또는 타인의 정보를 등록할 경우 일체의 권리를 주장할 수 없습니다.
② 당 사이트가 관계법령 및 개인정보 보호정책에 의거하여 그 책임을 지는 경우를 제외하고 회원에게 부여된
ID의 비밀번호 관리소홀, 부정사용에 의하여 발생하는 모든 결과에 대한 책임은 회원에게 있습니다.
③ 회원은 당 사이트 및 제 3자의 지적 재산권을 침해해서는 안 됩니다.
제 4 장 서비스의 이용
제 12 조 (서비스 이용 시간)
① 서비스 이용은 당 사이트의 업무상 또는 기술상 특별한 지장이 없는 한 연중무휴, 1일 24시간 운영을
원칙으로 합니다. 단, 당 사이트는 시스템 정기점검, 증설 및 교체를 위해 당 사이트가 정한 날이나 시간에
서비스를 일시 중단할 수 있으며, 예정되어 있는 작업으로 인한 서비스 일시중단은 당 사이트 홈페이지를
통해 사전에 공지합니다.
② 당 사이트는 서비스를 특정범위로 분할하여 각 범위별로 이용가능시간을 별도로 지정할 수 있습니다. 다만
이 경우 그 내용을 공지합니다.
제 13 조 (홈페이지 저작권)
① NDSL에서 제공하는 모든 저작물의 저작권은 원저작자에게 있으며, KISTI는 복제/배포/전송권을 확보하고
있습니다.
② NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 상업적 및 기타 영리목적으로 복제/배포/전송할 경우 사전에 KISTI의 허락을
받아야 합니다.
③ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 보도, 비평, 교육, 연구 등을 위하여 정당한 범위 안에서 공정한 관행에
합치되게 인용할 수 있습니다.
④ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 무단 복제, 전송, 배포 기타 저작권법에 위반되는 방법으로 이용할 경우
저작권법 제136조에 따라 5년 이하의 징역 또는 5천만 원 이하의 벌금에 처해질 수 있습니다.
제 14 조 (유료서비스)
① 당 사이트 및 협력기관이 정한 유료서비스(원문복사 등)는 별도로 정해진 바에 따르며, 변경사항은 시행 전에
당 사이트 홈페이지를 통하여 회원에게 공지합니다.
② 유료서비스를 이용하려는 회원은 정해진 요금체계에 따라 요금을 납부해야 합니다.
제 5 장 계약 해지 및 이용 제한
제 15 조 (계약 해지)
회원이 이용계약을 해지하고자 하는 때에는 [가입해지] 메뉴를 이용해 직접 해지해야 합니다.
제 16 조 (서비스 이용제한)
① 당 사이트는 회원이 서비스 이용내용에 있어서 본 약관 제 11조 내용을 위반하거나, 다음 각 호에 해당하는
경우 서비스 이용을 제한할 수 있습니다.
- 2년 이상 서비스를 이용한 적이 없는 경우
- 기타 정상적인 서비스 운영에 방해가 될 경우
② 상기 이용제한 규정에 따라 서비스를 이용하는 회원에게 서비스 이용에 대하여 별도 공지 없이 서비스 이용의
일시정지, 이용계약 해지 할 수 있습니다.
제 17 조 (전자우편주소 수집 금지)
회원은 전자우편주소 추출기 등을 이용하여 전자우편주소를 수집 또는 제3자에게 제공할 수 없습니다.
제 6 장 손해배상 및 기타사항
제 18 조 (손해배상)
당 사이트는 무료로 제공되는 서비스와 관련하여 회원에게 어떠한 손해가 발생하더라도 당 사이트가 고의 또는 과실로 인한 손해발생을 제외하고는 이에 대하여 책임을 부담하지 아니합니다.
제 19 조 (관할 법원)
서비스 이용으로 발생한 분쟁에 대해 소송이 제기되는 경우 민사 소송법상의 관할 법원에 제기합니다.
[부 칙]
1. (시행일) 이 약관은 2016년 9월 5일부터 적용되며, 종전 약관은 본 약관으로 대체되며, 개정된 약관의 적용일 이전 가입자도 개정된 약관의 적용을 받습니다.