• Nuclear Engineering and Technology
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• 제31권4호
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• pp.365-374
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• 1999

A nuclear design of fission moly production targets for a research reactor, HANARO was peformed. It was found that the use of MCNP-4A, ORIGEN-2 code was reliable for the analysis of production characteristics of $^{99}$ Mo in a target fuel at an irradiation holes. A parametric study was done for the optimization of target location, target dimension, target shape and fuel materials. It was shown that a fuel thickness was the most sensitive parameters and electro-deposited target gave the highest 99Mo yield ratio. A pellet target with vibro-compaction powder, however, showed the largest production capacity and better engineering feasibility even with less yield ratio. Ten kinds of optimized target design for both LEU and HEU satisfied all the given design constraints. The most favorable design was the HEU ring-shaped electro-deposited target, considered the safety limit, production yield, chemical process easiness, yield ratio, and amount of radioactive waste.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제29권4호
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• pp.327-335
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• 1997

The correlation of isotope composition of uranium, plutonium and neodymium with the burnup in M uranium dioxide fuel has been investigated experimentally. The total and fractional($^{235}$ U) burnup were determined by Nd-148 and, U and Pu mass spectrometric method respectively. The isotope compositions of these elements, after their separation from the fuel samples were measured by mass spectrometric. The content of the elements in the irradiated fuel ore determined by isotope dilution mass spectrometric method using $^{233}$ U, $^{242}$ Pu and $^{150}$ Nd as spikes. The content of plutonium in the irradiated fuel was expressed by the correlation with uranium isotopes. The correlations between isotope compositions themselves and the total and fractional burnup ore compared with those calculated from ORIGEN2 code.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.545-550
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• 1998

PWR 사용후핵연료 내에 존재하는 $^{134}$ Cs/$^{137}$Cs 및 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs의 감마선 핵종비를 써서 각각 연소도를 결정하고, 그들의 차이가 최소가 되는 시간을 찾는 방법으로 사용후핵연료의 냉각시간을 결정하였다. $^{134}$ Cs/$^{137}$ Cs 및 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs의 핵종비로부터 연소도를 구하는 방법은 이들 핵종비에 대한 ORIGEN-5 코드 계산과 감마스캐닝 실험 결과를 비교하는 것이었다$^{[1]}$ . 사용후핵연료의 냉각시간을 임의의 시간으로 가정하고 핵종비 $^{134}$ Cs/$^{137}$ Cs을 써서 구한 연소도와 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs를 써서 구한 연소도의 차이를 계산했으며, 이 차이는 실제 측정대상 핵연료의 냉각시간에서 최소가 될 것을 기대하였다. 감마선 방출 핵분열생성물인 $^{134}$ Cs와 $^{154}$ Eu는 비교적 긴 반감기를 갖고 있으면서도 또 이들의 반감기 차이가 약 6.4년이나 되므로 기존의 방법$^{[2]}$ 에 비해 넓은 범위의 냉각시간을 정확하게 측정할 수 있었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.847-852
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• 1995

A shielding analysis for KSC-7, the shipping cask for transporting the 7 PWR spent fuel assemblies, has been carried out. Radiation source term has been calculated on spent fuel with burnup of 50,000 MWD/MTU and 1.5 years cooling time by ORIGEN2 code. The shielding calculation for the cask has been made by using MCNP4A code with continuous cross section data library from ENDF/B-V. As a result of neutron dose rate analysis, another shielding calculational model on spent fuel shipping cask was provided which is using the Monte Carlo method.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.58-63
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• 1998

AMBIDEXTER(Advanced Molten-Salt Break even Inherently-Safe Dual-Mission EXperiment & TEst Reactor)는 토륨-우라늄 연료주기의 핵적자활성 요건을 설계하는 방법으로써 핵분열중간 생성물인 $^{233}$ Pa의 시간격리, 노내 방사성물질 농도저감, 잉여반응도 및 증식률향상을 위해 핵분열 생성물질의 온라인 정화.처리.재생 개념을 채택하고 있다. 본 연구에서는 AMBIDEXTER 로심의 핵분열성물질의 연소와 온라인 정화.처리에 따른 핵연료내 원소분포 변화를 기술하기 위해 핵분열생성물질의 평형포화농도에 대응하는 등가연소도(Equivalent Burnup)를 정의하고 이를 노심의 핵적자활성 요건에 대해 최적화하는 핵연료 정화공정의 시간상수 특성을 시뮬레이션 하였다. 핵분열생성물질농도의 동특성은 ORIGEN2 코드에 내장된 연속재처리 모델을 이용하여 해석하였으며 실용화가 입증된 후보정화공정들을 고려하여 모든 핵종을 5종의 핵종군으로 분류하여 평가하였다. 시뮬레이션 결과 유효정화주기를 0.1 (노심장전량/일)로 연속재처리 할 때 노심내 포화등 가연소도는 약 650 (MWD/TeH.E.)로 대응되며 이때 동일한 핵연료량으로부터 생성된 노내 핵분 열생성물질 평형농도는 최대연소도 33000MWD/TeU의 PWR 평형노심 BOC시의 대비해 약 1/10 에 해당하는 양이 잔유하는 것으로 나타났다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.660-665
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• 1998

The feasibility study on conceptual design methodology for accelerator-driven sodium-cooled sub-critical transmutation reactors has been conducted to optimize the design parameters from the scale laws and validates reactor performance with the integrated code system. A 1000 MWth sodium-cooled sub-critical transmutation reactor has been scale and verified through the methodology in this paper, which is referred to advanced Liquid Metal Reactor (ALMR). a Pb-Bi target material and a partitioned fuel are the liquid phases, and they are cooled by the circulation of secondary Pb-Bi coolant and by primary sodium coolant, respectively. Overall key design parameters are generated from the scale laws and they are improved and validated by the intergrated code system. Intergrated Code System (ICS) consist of LAHET, HMCNP, ORIGEN2, and COMMIX codes and some files. Through ICS the target region, the core region, and thermal-hydraulic related are analyzed once-through. Results of conceptual design are attached in this paper.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.197-202
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• 1997

ORIGEN2코드의 검증계산을 통해 PWR 사용 후 핵연료 조성핵종의 핵종량에 대한 핵임계측면에서 보수성을 가지는 안전인자를 산출하였고, MCNP코드의 검증계산으로 95/95 신뢰구간에서의 계산오차를 구하였다. 이를 바탕으로 직경이 1.2567cm이고 길이가 380.5cm인 196 개 금속봉을 장전한 캐니스터 ( 금속저장체 )가 x-y 방향으로 무한히 배열된 경우에 대해 캐니스터의 두께, 간격 및 외부의 공기중 수분농도에 따른 핵임계 안전해석을 수행하였다. 그 결과, 캐니스터의 두께가 7mm일 때 공기중 수분농도가 0.30 g/㎤이고 캐니스터간의 간격이 6.0cm인 경우의 최종핵 임계도값은 0.94130로서 최대허용핵임계값 (0.942)보다 적은 값을 보였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권2호
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• pp.157-167
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• 2020

원전 해체 공정 중 다량의 콘크리트 방사성 폐기물의 절단 과정에서 불가피하게 방사성 에어로졸이 생성된다. 방사성 에어로졸은 인체 호흡기 흡착에 의한 내부피폭을 유발하기 때문에 작업자의 방사선 방호를 위한 내부피폭평가가 필수적으로 시행되어야 한다. 그러나 실제 작업환경의 에어로졸 특성값을 사용하기에는 선행 연구가 미비하며 콘크리트에 포함된 방사성 핵종의 수가 많기 때문에 정확한 작업자 내부피폭평가를 위해서는 상당한 시간과 인력이 필요하다. 따라서, 본 연구에서는 사전 연구된 콘크리트 에어로졸 특성값을 활용하여 원전 해체 전 절단 작업자의 내부 피폭량을 빠르게 예측할 수 있는 새로운 방법론을 제시하고자 한다. 본 연구팀은 콘크리트 절단 시 발생하는 사전 연구에서 발표된 에어로졸의 수농도 크기 분포데이터를 뉴턴-랩슨법을 이용하여 피폭평가 계산에 필요한 방사능중앙 공기중역학직경(Activity Median Aerodynamic Diameter)값으로 변환하였다. 또한 원전 정지 10년 후 비방사능 값을 ORIGEN code로 계산하였으며, 최종적으로 핵종별 예탁유효선량을 IMBA 프로그램을 이용하여 계산하였다. 핵종별 예탁유효선량값을 비교한 결과 152Eu에 의한 최대 예탁유효선량은 전체 선량값의 83.09%를 차지하고, ¹⁵²Eu를 포함한 상위 5개 원소(¹⁵²Eu, ¹⁵⁴Eu, ⁶⁰Co, ²³⁹Pu, ⁵⁵Fe)의 경우 최대 99.63%를 차지함을 확인하였다. 따라서 원전 해체 전 콘크리트의 구성 원소 중 상위 5개 주요 원소 측정을 먼저 시행한다면 더 빠르고 원활한 방사능 피폭관리 및 해체 작업 안전성 평가가 가능할 것으로 판단된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제9권4호
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• pp.237-245
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• 2011

후쿠시마 사고 이후 사용후핵연료 저장시설 안전성 재검증 필요성이 증대되고 있는 가운데, 재검증 결과의 신뢰성 향상을 위해 열부하 평가결과의 정확도 향상이 요구되고 있다. 이를 위한 기초연구로 본 연구에서는 상대적으로 중요성이 저평가되었던, 저장시나리오, 연소조건 관련 인자와 같이 붕괴열 및 열부하 평가 영향인자를 도출하고, 고리 4호기를 대상으로 ORIGEN2 코드를 이용해 그 효과를 평가하였다. 대표 저장시나리오에 대한 열부하 평가 결과, 최후 방출 핵연료의 붕괴열은 시나리오에 따라 전체 열부하의 최대 80.42%를 차지해 저장시설 열부하에 지배적인 영향을 미침이 확인되었다. 또한 연소조건 인자로 선택된 축 방향 연소 효과, 연소이력, 비출력 효과에 대한 민감도 분석 수행 결과, 냉각기간이 짧을수록 각 인자의 붕괴열에 대한 영향이 커지는 것으로 확인되었다. 각 인자별로는 비출력, 연소이력, 축 방향 연소 효과의 순으로 붕괴열에 대한 영향력이 컸으며, 특히 비출력의 경우 방출 직후 평균값의 0.34에서 1.66배, 방출 1년 후에는 평균 대비 0.55에서 1.37배까지 붕괴열 변화를 초래함이 확인되었다. 즉, 저장시설의 열부하 평가와 같이 냉각기간이 짧은 핵연료에 대한 해석 시 비출력, 연소이력과 같은 연소조건인자가 해석결과에 매우 큰 차이를 초래할 수 있으므로, 해석결과의 정확도 향상을 위해 기존 해석자의 공학적 판단에 의거한 임의 인자 대표성 핵연료 선택방식 대신 실제 운전 데이터의 적용 등이 필요할 것으로 보인다. 본 연구 결과는 향후 열부하 해석 결과의 정확도 향상 및 불확실도 평가를 위한 기초자료로 활용될 수 있을 것으로 사료된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제9권2호
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• pp.90-96
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• 1984

장주기핵연료(長週期核燃料) 노심기법(爐心技法)에 의한 사용후핵연료(使用後核燃料)가 기존(旣存) 사용후핵연료저장시설(使用後核燃料貯藏施設)의 설계변경(設計變更)없이 동(同) 시설(施設)에 수용(受容) 가능(可能)한지를 결정(決定)하기 위하여 저장시설(貯藏施設)에서의 예상(豫想) 방사선피폭선량률(放射線被曝線量率) DLC-23/CASK (22n, 18g) 단면적(斷面積)자료(資料)와 ANISN-W 전산(電算)코드로 계산(計算)하여 설계기준치(設計基準値)와 비교(比較) 검토(檢討)하였다. 사용후핵연료내(使用後核燃料內)의 방사능량(放射能量) 및 감마선스펙트럼은 핵연료교체(核燃料交替)모델에 따라 ORIGEN 전산(電算)코드로 계산(計算)하였다. 방사선량률(放射線量率)의 계산(計算)에 있어서 저장조(貯藏槽)의 기하학적(幾何學的) 모델은 무한평판모형(無限平板模型)이며 저장(貯藏)된 사용후핵연료(使用後核燃料)의 구성물질(構成物質)과 방사선원(放射線源)은 핵연료집합체내(核燃料集合體內)에 균일(均一)하게 분포(分布)되었다고 가정(假定)하였다. 사용후핵연료저장조(使用後核燃料貯藏槽)에 저장(貯藏)된 핵연료집합체(核燃料集合體) 및 저장용수중(貯藏用水中) 방사성핵종(放射性核種)에 의한 방사선량률(放射線量率)의 계산(計算) 결과(結果)는 정상(正常) 및 사고수면시(事故水面時) 계산(計算)된 방사선량률(放射線量率)이 설계기준치(設計基準値)를 만족(滿足)시켜주는 것으로 나타났다.