• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2003.11a
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• pp.609-613
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• 2003

The confinement of a storage system to accommodate spent fuel and radioactive material must be designed and estimated so that the storage system is safe during a storage period. The confinement can be estimated by calculation of the allowable leakage rate in compliance with ANSI Nl4.5 or ISO 12807. Accordingly, the allowable leakage rate was estimated in compliance with ISO 12807 in the case of storage of 24 PWR spent fuels and 24-conditioned spent fuels. In the case of the 24 PWR spent fuel assemblies, the allowable leakage rate was estimated as $7.43{\times}10_{-11}m_3/s$, in the case of the 24 conditioned spent fuel assemblies, the allowable leakage rate was estimated as $1.80{\times}10_{-10}m_3/s$. Therefore, the confinement condition in the storage of the conditioned spent fuel is easier than that for the storage of the PWR spent fuel.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.509-514
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• 1998

ORIGEN-S 전산코드로 계산된 가압경수로(PWR)사용후핵연료 내에 존재하는 방사성핵종비 $^{134}$ Cs/$^{137}$Cs 및 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs 를 감마선 분광실험으로 측정한 값과 비교하여 핵연료의 연소도를 결정하였다. 고리 1호기 및 2호기 사용후핵연료봉에 대한 감마선 분광실험을 한국원자력연구소 조사재시험시설(IMEF)과 조사후시험시설(PIEF)의 시험기기 및 장치를 이용하여 수행하고 이 결과로부터 $^{134}$ Cs/$^{137}$Cs 와 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs 의 핵종비를 측정하였다. 이와 별도로 사용후핵연료의 연소도, 냉각시간, 초기농축도등에 따른 $^{134}$ Cs/$^{137}$Cs 와 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs의 핵종비를 ORIGEN-S 코드로 계산을 하였으며, 이 핵종비와 연소도 사이의 관계를 회귀분석하여 2차 다항식 함수로 유도하였다 이관계식과 감마선 분광실험으로 측정한 $^{134}$ Cs/$^{137}$Cs와 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs 의 핵종비를 이용하여 각각의 연소도를 결정할 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.17 no.1
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• pp.1-7
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• 1985

Non-destructive gamma-ray spectrometry was carried out on the spent PWR fuel assemblies at the spent fuel pool of reactor-site. Attention was focused on the determination of burnup distribution and cooling time. For the measurement of burnup distribution, the concentration ratio of $^{134}$ Cs$^{137}$ Cs was used and the results showed these ratios varied with the positions of assemblies in the core during their irradiation. For the measurement of cooling time, $^{144}$ Ce$^{137}$ Cs was used and the results were agreed considerably well with the operator declared cooling time.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.476-481
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• 1998

본 연구에서는 PWR 핵연료집합체를 금속 전환시켜 형성된 금속저장체에 대한 온도분포를 계산하였다. 해석모델은 PWR 핵연료집합체 2개 및 4개를 1개의 금속저장체로 전환한 경우로 하였다. PWR 핵연료를 금속 전환할 경우 금속전환 과정에서 Sr과 Cs를 선택적으로 제거함으로서 냉각부하를 약 1/2로 줄일 수 있고 체적을 약 1/4로 줄일 수 있는 잇점이 있다. 열해석 결과 2 PWR 핵연료 금속저장체에서 저장시스템 주변 공기의 온도가 50 $^{\circ}C$ 인 경우, 금속 연료봉의 최고온도는 164 $^{\circ}C$로 나타났다. 또한, 4 PWR 핵연료 금속저장체의 경우 금속 연료봉의 최고온도는 사각형 저장체에서 193 $^{\circ}C$, 육각형 저장체에서 183 $^{\circ}C$ 로 나타났다. 따라서 건식 저장에서 연료봉의 온도를 낮게 하기 위해서는 저장 밀도를 높일 수 있는 연료봉 밀집화 (rod consolidation) 방식이 경제성 측면뿐만 아니라 열안전성 측면에서도 유리한 것으로 나타났다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2003.11a
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• pp.381-387
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• 2003

Hull arising from the spent PWR fuel elements is classified as a high-level radioactive waste. This report describes the radio-chemical characteristics of the hull -from PWR spent fuel of 32, 000MWd/tU burn-up and 15 years cooling, discharged from Gori Unit I cycled 4 -7-by examination and literature survey. On the basis of the results, a method of degradation to middle and low-level radio active waste was proposed by dry process such as laser or plasma technique with removing the nuclides deposited on the surface of the hull.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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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.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.13 no.4
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• pp.243-251
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• 2015

Nuclear power is currently the second largest power supply method in Korea and the number of nuclear power plants are planned to be increased as well. However, clear management policy for spent fuels generated from nuclear power plants has not yet been established. The back-end fuel cycle, associated with nuclear material flow after nuclear reactors is a collection of technologies designed for the spent fuel management and the spent fuel management policy is closely related with the selection of a nuclear fuel cycle. Cost is an important consideration in selection of a nuclear fuel cycle and should be determined by adding external cost to private cost. Unlike the private cost, which is a direct cost, studies on the external cost are focused on nuclear reactors and not at the nuclear fuel cycle. In this research, external cost indicators applicable to nuclear fuel cycle were derived and quantified. OT (once through), DUPIC (Direct Use of PWR SF in CANDU), PWR-MOX (PWR PUREX reprocessing), and Pyro-SFR (SFR recycling with pyroprocessing) were selected as nuclear fuel cycles which could be considered for estimating external cost in Korea. Energy supply security cost, accident risk cost, and acceptance cost were defined as external cost according to precedent and estimated after analyzing approaches which have been adopted for estimating external costs on nuclear power generation.

• Analytical Science and Technology
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• v.16 no.2
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• pp.110-116
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• 2003

A study has been done on the separation of iodide from spent pressurized water reactor (PWR) fuels and its quantitative determination using ion chromatography. Spent PWR fuels were dissolved with mixed acid of nitric and hydrochloric acids (80 : 20 molL%) which can oxidize iodide to iodate to prevent it from be vaporized. After reducing ${IO_3}^-$ ­to $I_2$ in 2.5 M $HNO_3$ with $NH_2OH{\cdot}HCl$, Iodine was selectively separated from actinides and all other fission products with carbontetrachloride and back-extracted with 0.1 M $NaHSO_3$. Recovered iodide was determined using the ion chromatograph of which the column was installed in a glove box for the analysis of radioactive materials. In practice, spent PWR fuel with 42,000~44,000 MWd/MtU was analyzed and its quantity was compared to that calculated by burnup code, ORIGEN2. The agreement was achieved with a deviation of -8.3~-0.5% from the ORIGEN 2 data, $324.5{\sim}343.6{\mu}g/g$.

• Analytical Science and Technology
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• v.11 no.6
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• pp.421-428
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• 1998

A method has been studied to separate Zr from various fission products in PWR spent nuclear fuels. A solution containing metal ions in place of radioactive fission products was prepared. The Zr was separated with 5 M HCl followed by eluting metal ions such as Ce, Nd, Cs, Rb, Ba, Sr, Ru, Rh, Pd, Ag and Cd with 12 M HCl on Dowex $1{\times}8$, anion exchange resin. The recovery of Zr was more than 95%. The purification of Zr was carried out on anion exchange resin, Dowex $1{\times}8$, in 5 M HCl in order to remove Mo causing isobaric effect during mass spectrometry. The method was applied to separate Zr from a spent PWR fuel. From mass spectrometric measurement, the purified Zr portion was not showed the isobars from other elements such as Mo and Sr.

• Nuclear industry
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• v.4 no.6 s.22
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• pp.19-23
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• 1984

현재 우리나라에는 3기의 원전이 운전중에 있으며 6기가 건설중에 있다. 즉, 2기의 가압경수로(PWR)의 1기의 가압중수로(HWR)가 운전중에 있으며 건설중인 것은 모두 PWR이다. 현재 추진되고 있는 원전계획을 수행하면, 1990년에는 사용후핵연료가 년간 약200톤씩 방출될 것이며, 2000년에는 500톤 정도가 방출되게 된다. 이와 같은 핵사용후연료는 현재 소내저장하고 있으나 '90년대 중반 부터는 소내저장용량이 한계에 달하게 될 것으로 전망되고 있다. 따라서 본교에서의 이와 같은 소내저장 한계성에 대처할 수 있는 가능한 방안을 검토하고, 이를 경제성 측면에서 분석하고자 하였다. 사용후핵연료의 관리방안에 대한 경제성 분석을 위해서는 장래의 원전계획, 원자로형 및 핵연료주기방식 등에 대한 여러 가지 가정이 필요하게 된다. 원전계획은 정부에서 발표한 $\ulcorner$5차5개년 수정계획$\lrcorner$에 의거하여 원전시설용량은 현재의 2GWe에서 2000년에는 22GWe로, 2025년에는 44GWe로 늘어나는 것으로 보았다. 이와 같은 원전계획을 바탕으로 6가지 핵연료주기에 관한 시나리오를 설정하였다. 즉, 사용후핵연료를 비순환방식으로 운영하는 2가지 경우, 순환방식으로 운영되는 3가지 경우 그리고 FBR에 활용하는 1가지의 경우에 대하여 검토하였다. 사용후핵연료의 관리방식에 따른 장기적인 안목에서의 경제성 분석은 핵연료주기비용 뿐만아니라 원전의 투자비도 함께 분석하는 것이 합리적이며, 따라서 본교에서는 계획기간 동안의 6가지 시나리로에 따른 원전 및 핵연료주기에 관한 총 투자비를 비교하였고, 1982년 가격으로 현가화한 단가도 비교${\cdot}$검토 하였다. 이와 같은 6가지 시나리오에 대한 경제성을 비교해 본 결과, 핵연료주기선택의 경제성평가에 큰 영향을 주는 핵연료주기요소는 재처리비, 재처리시 방출되는 폐기물의 처리${\cdot}$처분비 그리고 사용후핵연료 저장방식으로 판명되었으며 6가지 시나리오에 대한 경제성 비교평가 결과, 다음과 같은 결론을 얻었다. 단기적인 안목에서는 소내저장용량을 확장하는 방안이 가장 바람직하며, 중기적인 관점에서는 소외집중저장설비가 활발히 수행되는 시점에서는 사용후핵연료를 재처리하여 재활용하는 방안도 강구되어야 할 것이다.