• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.345-345
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• 1999

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 추계학술발표회요약집
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• pp.312.2-312
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• 1999

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권7호
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• pp.1060-1067
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• 2018

A feasibility of reusing option of spent nuclear fuel in a fusion-fission hybrid system without partitioning was checked as an alternative option of pyro-processing with critical reactor system. Neutronic study was performed with MCNP 6.1 for this option, direct reuse of spent PWR fuel (DRUP). Various options with DRUP fuel were compared with the reference design concept; transmutation purpose blanket with (U-TRU)Zr fuel loading connected with pyro-processing. Performance parameters to be compared are transmutation performance of transuranic (TRU) nuclides, required fusion power and tritium breeding ratio (TBR). When blanket part is loaded only with DRUP, initial $k_{eff}$ level becomes too low to maintain a practical subcritical system, increasing the required fusion power. In this case, production rate of TRU nuclides exceeds the incineration rate. Design optimization is done for combining DRUP fuel with (U-TRU)Zr fuel. Reactivity swing is reduced to about 2447 pcm through fissile breeding compared to (U-TRU)Zr fuel option. Therefore, a required fusion power is reduced and tritium breeding performance is improved. However, transmutation performance with TRU nuclides especially $^{241}Am$ is degraded because of softening effect of spectrum. It is known that partitioning and transmutation should be accompanied with fusion-fission hybrid system for the effective transmutation of TRU.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제21권2호
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• pp.117-124
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• 1996

사용전 그리고 사용후 DUPIC핵연료의 선원분석을 연료다발에서 1m떨어진 지점의 조사선량률을 기준으로하여 분석하였다. BUPIC핵연료 제조에 사용된 PWR핵연료는 표준 연소도와 장주기 연소도를 갖는 것으로 설정하였고, 건식 가공에서 제거되는 핵분열생성물의 양을 고려하여 두 가지의 경우를 고려하였다. 조사선량률은 균일 혼합체 모형을 사용하여 구하였다. 조사선량률 값은 매우 크게 나왔으며. 건식가공 중의 Cs제거율에 민감하게 변화하는 것으로 나타났다. 10년 이상 냉각된 PWR핵연료를 사용한 DUPIC핵연료의 경우 핵연료 내 모든 Cs을 제거하면 약 90% 이상의 조사선량률을 감소시킬 수 있다. 조사선량률에 주된 영향을 미치는 주요 방사선원은 Cs-137이다. Cs제거에 관련된 연구는 DUPIC핵연료의 조사선량 뿐만 아니라. 건식 처리시설의 방사성 물질 관리에도 중요하다.

• 분석과학
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• 제17권5호
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• pp.381-387
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• 2004

가압 경수로 사용후핵연료의 화학특성을 규명하기 위하여 극미량 함유되어 있는 삼중수소 ($^3H$)의 정량기술을 확립하였다. 분석과정에서 발생하는 방사성 폐액의 양을 줄이고 분석자의 방사선 피폭을 줄이기 위하여 하나의 시료로부터 $^{14}C$과 $^3H$를 순차적으로 회수할 수 있도록 분리조건을 최적화하였다. 사용후핵연료를 질산으로 용해하는 과정에서 $^{14}CO_2$와 함께 휘발하는 $^{129}I_2$는 $AgNO_3$가 침윤되어 있는 흡착제로 제거하였다. $^{14}CO_2$는 1.5 M NaOH에 포집시키고 $^3H_2O$는 증류시켜 회수하였다. $^3H$의 평균 회수율은 97.9%, 상대표준편차는 0.9% (n = 3) 이었으며, 37,000 MWd/MtU 연소도의 사용후핵연료를 대상으로 $^3H$를 분석하고 표준물첨가법으로 분석신뢰도를 평가하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제41권10호
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• pp.1307-1314
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• 2009

The isotope ratio of $^{134}Cs/^{137}Cs$ in a spent PWR fuel sample was obtained with a newly developed gamma/neutron combined measuring system at KAERI. Burnup and Pu/U ratio of the spent fuel sample were determined by using the measured isotope ratio and the burnup-isotope ratio correlation equations calculated from the ORIGEN-ARP computer code. The results were compared and evaluated with the chemically determined burnup and Pu/U ratio. As a result of the comparative evaluation, the nondestructively determined burnup and Pu/U ratio values showed a good agreement with the chemically obtained results to within a 4.5% and 0.8% difference, respectively.

• 방사성폐기물학회지
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• 제18권spc호
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• pp.1-19
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• 2020

Based on the current high-level radioactive waste management basic plan and the analysis results of spent nuclear fuel characteristics, such as dimensions and decay heat, an improved geological disposal concept for spent nuclear fuel from domestic nuclear power plants was proposed in this study. To this end, disposal container concepts for spent nuclear fuel from two types of reactors, pressurized water reactor (PWR) and Canada deuterium uranium (CANDU), considering the dimensions and interim storage method, were derived. In addition, considering the cooling time of the spent nuclear fuel at the time of disposal, according to the current basic plan-based scenarios, the amount of decay heat capacity for a disposal container was determined. Furthermore, improved disposal concepts for each disposal container were proposed, and analyses were conducted to determine whether the design requirements for the temperature limit were satisfied. Then, the disposal efficiencies of these disposal concepts were compared with those of the existing disposal concepts. The results indicated that the disposal area was reduced by approximately 20%, and the disposal density was increased by more than 20%.

• 방사성폐기물학회지
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• 제19권4호
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• pp.491-501
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• 2021

This paper aims to evaluate the mechanical integrity for Spent Nuclear Fuel (SNF) cladding under lateral loads during transportation. The evaluation process requires a conservative consideration of the degradation conditions of SNF cladding, especially the hydride effect, which reduces the ductility of the cladding. The dynamic forces occurring during the drop event are pinch force, axial force and bending moment. Among those forces, axial force and bending moment can induce transverse tearing of cladding. Our assessment of 14 × 14 PWR SNF was performed using finite element analysis considering SNF characteristics. We also considered the probabilistic procedures with a Monte Carlo method and a reliability evaluation. The evaluation results revealed that there was no probability of damage under normal conditions, and that under accident conditions the probability was small for transverse failure mode.

• 분석과학
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• 제18권4호
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• pp.298-308
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• 2005

사용후핵연료시료 중에 함유된 탄소-l4와 트리튬을 회수 및 정량하였다. $CO_2$ 운반체($CaCO_3$)를 포함한 사용후핵연료시료를 $90^{\circ}C$에서 8M $HNO_3$ 용액으로 용해하면서 휘발된 $^{14}CO_2$를 1.5 M NaOH 용액을 포함한 포집관에 수집하였다. 용해 중 휘발되는 방사성 요오드는 Ag-silica gel 흡착체를 담은 포집 관으로 사전제거하였다. 핵연료 용해용액 중에 남아있는 트리튬(HTO)를 정량하기 위하여 양이온과 음이온 교환수지 혼합물 및 무기이온교환체를 이용한 뱃치 및 분리관법으로 용해용액을 탈이온화시켜 간섭이온을 제거하였다. 포집용액 중의 탄소-14와 탈이온화수 중의 트리튬을 액체섬광계수법으로 정량하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권4호
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• pp.435-443
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• 2016

본 논문은 국내 원전의 습식저장조에 저장 중인 경수로형 사용후핵연료를 금속겸용용기를 이용해 건식으로 운영하기 위한 운영공정을 개발하는 것이다. 국내 경수로형 원전의 사용후핵연료는 1990년대 초부터 습식으로 소내에서 운반을 한 경험은 많으나 건식으로 운전한 경험은 전혀 없는 실정이다. 이에 따라 금속겸용용기를 운영할 수 있는 세부 운영공정을 개발하였으며 주요 운영공정에서 금속겸용용기의 주요 구성품 및 사용후핵연료의 안전성이 유지됨을 확인하였다. 단기운영공정은 총 21시간 내에 이루어지도록 절차를 수립하였고 단계별로 허용운전 시간(15시간 습식공정, 3시간 배수공정, 그리고 3시간 진공공정)도 제시하였다.