• Title/Summary/Keyword: PWR 사용후핵연료

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중수감속 가압경수로의 개념설계

  • 김명현;윤진규
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • 1996.05a
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    • pp.112-116
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    • 1996

  • 신형경수로의 대안으로서 가압경수로의 단점을 보완하고, 가압중수로의 장점을 채택한 중수감속 경수로의 핵적 개념설계를 제안하였다. 냉각재와 감속재가 서로 다른 채넬을 통해 흐르는 기존 가압중수로의 Pressure-Tube 설계의 장점을 채택하여, 냉각재는 경수를 감속재는 중수를 사용하는 중수감속 가압경수로(DPWR, Deuterium-moderated PWR)의 설계 타당성을 검토하였다. 기본적으로 CANDU의 system설계를 Proven Technology로서 가능한 많이 채택하고, CANFLEX 핵연료 설계도 기존 연구 결과로서 최대한 활용하였다. 월성 2,3,4호기 FSAR의 사양을 그대로 사용하여 기존 중수로의 37봉 핵연료 다발을 6$\times$6 직각 배열 등가 핵연료집합체로 재구성한 후, SEU $UO_2$ 핵연료에 대해 HELIOS코드를 사용하여 핵적 특성을 검토하였다. 냉각재 온도계수가 음의 안전성을 갖고 있으며, 기존 중수로보다 연소도가 훨씬 큰 원자로가 설계될 수 있음을 확인하였다. 또한 발전소 이용률의 증대, 사용후 핵연료 발생량의 감소를 기대할 수 있었다.

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Destructive Examination of 3 Cycle Burned 14$\times$14 PWR Fuel (삼주기연소 14$\times$14 PWR 핵연료의 핫셀 파괴시험)

  • 이기순;유길성;이영길;민덕기;서항석
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • v.21 no.4
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    • pp.332-340
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    • 1989

  • Destructive examination of 14$\times$14 PWR fuel burned for 3 cycles are carried out to investigate the in-reactor fuel performance. The results obtained are as follows; 1) Grain growth is not occured at the fuel center. 2) Fuel density is decreased as the turnup increase, the density is down to 94.4% TD at burnup of 36,000 MWD/MTU. 3) Average thickness of oxide layer on cladding is less than 10 $\mu$m in the lower and middle section, while it is rapidly increased above 20 $\mu$m in the upper section. 4) The rate of hydride production in the cladding is large in the upper section than lower section and is related to the production of oxide on the cladding

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Estimation of Discharged Amounts of U and Pu Nuclides from the PWR Spent Fuels in Korea (국내 가압 경수형 원자로의 사용후 핵연료에서 잔류하는 U과 Pu핵종의 발생량 추정)

  • Lim, Chae-Jun;Kang, Chang-Sun
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • v.20 no.3
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    • pp.165-169
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    • 1988

  • As a part of tandem fuel cycle feasibility study, the residual U and Pu nuclide contents of PWR spent fuels are computed using ORICEN2 code for each Korea Nuclear Unit and batch to investigate the potential of utilizing them as CANDU fuels. The annual and accumulated discharged amounts of U and Pu nuclides are computed for the PWRs from KNU 1 through KNU 10. The results of computation show that the spent fuels having 0.7-0.8 w/o U-235 are dominant and considerable amounts of fissile Pu are produced. The enrichment of U-235 is less than the expected 0.8-0.9 w/o U-235 since the burnups offered by KEPCO are higher than those of other PWRs.

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