• 방사성폐기물학회지
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• 제13권2호
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• pp.141-154
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• 2015

경수로 사용후핵연료 수송/저장용기의 핵임계 해석은 사용후핵연료내의 악티나이드핵종 및 핵분열생성물 함유량에 대한 불확실성을 이유로 신연료로 가정된 가상의 연료를 선정하여 평가해오고 있다. 그러나 이러한 평가방법은 용기 설계 시 과도한 임계여유도를 유도하여 경제적 손실을 유발할 수 있는 단점이있다. 이와 같은 단점을 극복하기 위하여 최근 연소도이득효과(burnup credit, BUC)를 반영한 수송저장용기의 설계 및 상용화를 위한 연구가 추진되었다. 이에 본 연구에서는 한국원자력환경공단에서 개발중인 금속겸용용기를 대상으로 연소도 이득효과적용 시 핵임계 안전성(criticality safety)에 영향을 미칠 것으로 예상되는 '노심 운전인자', '축방향 연소도 분포', '오장전 사고상황'에 대하여 핵임계 평가를 수행하였다. 그 결과 노심운전인자 중 저농축, 고연소도일 때 비출력에 따른 핵임계 변화가 크게 평가되었으며, 고연소도 사용후핵연료에서 End effect가 양의 값을 나타내었다. 특히 오장전에 의한 유효증배계수는 최대 0.18467증가하였으므로, 연소도이득효과를 적용 할 경우 필수고려사항임을 확인하였다. 본 연구결과는 국내모델(금속겸용용기)의 연소도 이득효과 적용기술 개발 및 사용 후핵연료 장전 시 일어날 수 있는 오장전 사고를 방지하기 위한 운영절차 개발에 참고자료로 활용될 수 있다.

• 분석과학
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• 제17권5호
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• pp.438-442
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• 2004

To determine the contents of $^{99}Tc$ in the spent PWR (pressurized water reactor) nuclear fuels by ICP-MS (inductively coupled plasma-mass spectrometry), a technetium separation method using an extraction chromatographic resin (TEVA Spec resin) has been established. $^{99}Tc$ was separated from a spent PWR nuclear fuel solution by this separation procedure and its concentration was determined by ICP-MS. The result agrees well with the value calculated by the program ORIGEN 2 and also the value measured by AG MP-1 resin/ICP-MS method described in our previous paper. It can be concluded that the present separation procedure is superior to the AG MP-1 resin procedure with respect to the time required for technetium separation as well as the efficiency of decontamination from other radioactive nuclides.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제9권2호
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• pp.97-102
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• 1984

KSC-1 핵연료(核燃料) 수송용기(輸送容器)에 대(對)한 핵림계분석(核臨界分析)을 KENO-IV 몬테칼로 전산(電算)코드와 AMPX 전산(電算)코드계(系)로 부터 생산(生産)한 CSLIB 19 19-에너지군(群) 단면적(斷面積) 자료(資料)를 써서 수행(修行)하였다. 이때 미국(美國) B&W 사(社) CX-10 핵림계장치(核臨界裝置)를 대상으로 하여 KENO-IN 및 CSLIB 19단면적(斷面積) 시스템에 대한 검증계산(檢證計算)을 수행(遂行)한 후(後), 이 시스템의 타당성을 먼저 확인(確認)하였다. 핵림계분석(核臨界分析) 결과(結果), 1개(個)의 가압경수로(加壓輕水爐) 사용후(使用後) 핵연료집합체(核燃料集合體)를 운반할 수 있는 핵연료수송용기(核燃料輸送容器)는 정상적(正常的)인 수송조건(輸送條件)뿐만 아니라 가상적(假想的)인 수송사고조건하(輸送事故條件河)에서도 핵림계(核臨界)에 관(關)한 한(限) 안전(安全)한 것 같았다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제18권2호
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• pp.47-59
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• 1993

본 연구에서는 사용후핵 연료를 안전하게 수송할 수 있는 수송용기의 여러 가지 설계 항목중에 수송용기 내부에 장전한 핵연료에 의한 핵임계반응을 방지하기 위한 핵임계해석을 수행하였다. 핵임계 해석에 사용한 HANSEN-ROACH-KENO-Va 전산시스템에 대한 검증계산을 수행하였고 수송용기의 핵임계측면에서의 안전성을 확보하기 위해 가능한 보수적인 가정을 하여 어떠한 경우에도 수송용기에 장전된 핵연료가 임계상태에 도달하지 않도록 수송용기 내부의 구조 및 적절한 핵임계 방지제를 선택하였고 정상수송 및 가상사고 조건 등에 대한 해석을 수행하였다. 그 결과 KSC-7 수송용기 의 설계조건을 만족하고 핵임계측면에서의 안전성을 보장할 수 있는 재료 및 구조에 대한 결론을 해석적으로 도출하였다.

• 터널과지하공간
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• 제11권2호
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• pp.132-145
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• 2001

핵변환 후 영구 처분될 가압경수로 및 중수로용 사용후 핵연료에 대한 인간 생태계에 대한 영향을, 직접 처분하는 경우와 비교해 보았다. 심지층 처분된 용기에 저장된 사용후 핵연료로부터 유출된 방사성 핵종들이 공학적 방벽을거쳐 결정질 기반암 내 균열대를 통해 지하수의 흐름을 따라 이동하면서, 다양한 지질 및 암종을 거쳐 생태 환경으로 도달한다는 핵종 유출 시나리오 중 가장 보수적인 시나리오인 우물 시나리오에 대한 위해도를 평가하여 상대인 환경친화성을 정량적으로 제시하였다. 현재 국내에 가속기와 미임계형 원자로를 함께 사용하는 핵변환 시스템과 임계형 원자로와 같은 핵변환시스템이 개념적인 수준에서 개발되고 있어, 이 연구를 통해 향후 핵변환시스템 연구에서 요구되는 항목들도 기술적 개선, 경제성 제고, 환경 친화성, 그리고 수용성 측면에서 제시해 보았다.

• 분석과학
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• 제16권6호
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• pp.431-437
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• 2003

가압경수로 사용후핵연료 (이산화 우라늄)의 리튬환원공정으로부터 생산된 우라늄 금속 전환체에 대한 금속 전환율을 건식방법인 열중량분석법 (T.G.A)으로 측정하였다. 전환체를 고체와 분말로 분류하여 측정한 결과 우라늄 금속 전환율은 각각 90.7~95.9 및 77.8~71.5 wt% 이었다. 금속 전환체의 건식저장 시 열적 산화 안정성을 확인하기 위하여 전환체내에 함유되어 있는 Mo, Ru, Rh 및 Pd 합금에 대한 산화 거동을 조사하였다. 합금을 $600{\sim}700^{\circ}C$의 공기분위기에서 산화시킨 결과 0.40~0.55 wt%의 무게증가를 보였으며 $750^{\circ}C$부터는 표면으로부터 산화가 진행되어 상변화가 일어났다. $900^{\circ}C$에서는 Mo의 휘발에 의한 영향으로 0.76~25.22 wt%의 무게 감소를 나타내었다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.331-336
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• 2003

국내 경수로형 사용후핵연료의 효율적인 관리를 위하여 현재 건식처리공정으로 개발 중에 있는 차세대관리 종합공정의 실증시험이 계획되어 있다. 실증시험의 수행을 위해서는 기밀성이 유지되는 ${\alpha}{\gamma}$ type 핫셀시설과 시설의 안전성 확보가 필수적이다. 핫셀시설 확보에 필요한 재원을 최소화하기 위하여 기존 ${\beta}{\gamma}$ type 핫셀을 개조하여 활용하기로 하였으며, 차세대관리 종합공정의 특성을 고려하여 실증시설의 보수적 안전성 확보와 핫셀 내 효율적인 공정운전을 위한 분야별 설계요건을 확립하였다. 또한 이를 기준으로 실증공정의 공정조건과 상세한 작업흐름을 분석하여 핫셀 및 부대설비와 공정기기들의 구성과 배치론 최적화하였으며, 실증공정 및 핫셀 개조를 위한 기본 설계와 상세설계, 안전성분석과 환경영향평가를 완료하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권2호
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• pp.195-202
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• 2018

원칙적으로, 지층 처분은 고준위 방사성 폐기물의 최종 처분을 위한 안전한 방법으로 간주된다. 그러나 사용후핵연료에 함유된 $^{99}Tc$ 및 $^{129}I$와 같은 일부 장수명 핵분열 생성물은 지하 환경에서 흡수성이 적은 음이온 핵종으로 이동성이 매우 크며 수백 keV 범위의 베타선 방출로 생태계에 피폭선량을 야기시킬 수 있다. 따라서 이 두 핵종을 효율적으로 분리하여 방사능으로 유해하지 않은 핵종으로 전환할 수 있다면 처분 안정성에 긍정적인 영향을 줄 수 있다. 이를 위한 하나의 방법은 이 두 가지 핵종을 원자로에서 수명이 짧은 핵종 또는 안정적인 핵종으로 변환하는 것이다. 이를 위해 두 핵종을 태우는 데 어느 원자로 유형이 더 효율적인지 평가하는 것이 필요하다. 본 연구에서는 경수로(PWR), 중수로(CANDU) 및 고속로(SFR, MET-1000)의 $^{99}Tc$ 및 $^{129}I$의 핵 변환 시뮬레이션 결과를 비교하고 고찰하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제14권1호
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• pp.56-65
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• 1989

가압 경수로형 사용후 핵연료 4개를 수송할 수 있는 KSC-4 수송 용기에 대한 핵임계도 분석을 KENO-IV 전산 코드와 AMPX 전산 코드계로 부터 생산한 19군 핵단면적 자료를 써서 수행하였다. 핵임계도 계산은 10CFR71에서 제시한 기준에 따라 보수적인 계산을 위해 수송 용기내에 사용후 핵연료 대신 신핵연료로 가정하여 정상 수송 조건 및 가상 사고 조건에 대해 수행하였다. 그 결과, 핵임계도는 정상 수송 조건 및 가상 사고 조건시에 각각 0.85289 및 0.94185이었다. 따라서 KSC-4 수송 용기의 핵임계도는 10CFR71에서 규정하고 있는 미임계 요건을 만족하고 있다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권4호
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• pp.343-356
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• 2016

한국원자력환경공단에서는 국내 경수로 원전에서 발생한 사용후핵연료를 건식으로 저장하기 위하여 안전성을 최우선으로 국내/외 기술기준을 준수하여 금속겸용용기를 개발하였다. 이러한 금속용기는 50년 동안 주요 안전성요소(구조, 열제거, 격납, 임계방지, 방사선차폐 등)에 대한 건전성을 유지하고, 운영기간 중 유지보수 과정에 폐기물의 발생을 최소화 하고 이를 안전하게 관리할 수 있도록 설계하였다. 본 논문은 설계수명이 종료된 금속용기 본체 및 내/외부 구조물에 대한 방사화 평가를 통해 정량적인 방사능 재고량에 대한 정보를 제공한다. 본 논문에서는 금속용기 본체 및 구성품의 방사화 방사능 재고량은 MCNP5 ORIGEN-2 평가체계를 이용하여 계산하였으며, 각 구성품의 화학조성, 중성자속 분포, 반응률 및 저장기간 동안 중성자조사 기간을 반영하여 평가하였다. 평가결과, 설계수명 이후 10년 경과시 모든 금속재질에서 $^{60}Co$의 방사능이 기타 핵종들에 비하여 가장 큰 방사능을 띄는 것으로 나타났으며, 중성자차폐체인 수지에서는 수명직후 $^{28}Al$ 및 $^{24}Na$등의 고에너지 감마선을 방출하는 핵종은 반감기가 짧아 0.5년 이후에는 무시할 수 있는 수준으로 나타났다. 또한, 사용후핵연료 제거후 캐니스터 및 금속용기 본체에 대한 표면 선량률 평가결과, 상당히 낮은 값을 나타내어, 해체 시 작업자가 받는 피폭선량은 무시할 수 있는 수준으로 평가되었다. 본 평가방법은 사용후핵연료 금속겸용용기 해체 시 계획의 수립 및 해체작업 종사자의 피폭선량 예측, 방사성폐기물의 관리/재활용 등의 기본자료로 활용할 수 있을 것으로 사료된다.