• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권7호
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• pp.2489-2497
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• 2023

Co and Eu impurities in the SSCs are nuclides that dominantly influence the neutron-induced radioactive inventory in metal and concrete radwastes (radioactive wastes) during NPP decommission. The impurity concentrations provided by NUREG/CR-3474 were used for the practical range of Co and Eu impurity concentrations to be applied to the code calculations. Metal structures near the core were evaluated to be ILW (intermediate-level waste) for the whole range of Co impurity concentration, so the boundary line between ILW and LLW (low-level waste) has no change for the whole concentration range provided by NUREG/CR-3474. Also, the boundary line between VLLW (very low-level waste) and CW (clearance waste) in the concrete shield could alter a little depending on the Eu impurity concentration within the range provided by NUREG/CR-3474. From this work, it is found that the concentration of material impurities of SSCs gives no critical impact on determining radwaste levels.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제18권3호
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• pp.245-254
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• 2005

방사성물질은 다양한 분야에서 사용되고 있으며 이에 따른 국내 및 국제간 운반이 계속적으로 증가하고 있다. 방사성물질을 수송하기 위해서는 수송용기의 안전성이 확보되어야 한다. 방사성물질 수송용기의 안전규정에 관해서는 국내 원자력법 운반안전규정 및 IAEA 운반규정에서 규정하고 있다. 방사성물질 수송용기 중에서 사용후핵연료를 운반하는 수송용기는 본체와 충격완충제로 구성되어 있다. 본 논문에서는 사용후핵연료 수송용기의 충격완충제에 작용하는 충격력을 계산하는 간편한 실험식을 차원해석을 통하여 유도하였다. 해석결과는 기존의 충격면적법 및 유한요소해석과 비교를 통하여 그 타당성을 입증하였다. 본 실험식을 이용하여 수송용기의 낙하충격력을 쉽게 예측할 수 있다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2009년도 학술논문요약집
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• pp.74-75
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• 2009

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2006년도 학술논문요약집
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• pp.251-252
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• 2006

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2019년도 춘계학술논문요약집
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• pp.72-73
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• 2019

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2016년도 춘계학술논문요약집
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• pp.23-24
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• 2016

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2017년도 춘계학술논문요약집
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• pp.37-38
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• 2017

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2011년도 추계학술논문요약집
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• pp.123-124
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• 2011

• 한국지반공학회논문집
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• 제37권4호
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• pp.19-26
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• 2021

원자력발전소에서 발생되는 고준위폐기물은 지하 수백 미터 깊이의 암반에 처분된다. 이러한 고준위폐기물은 인체에 유해하기에 공학적방벽시스템에 의해 안전하게 처분되어야 하며, 공학적방벽시스템은 처분용기, 뒤채움재, 완충재 등으로 구성된다. 고준위폐기물처분장에 이러한 공학적방벽시스템의 구성요소를 설치하게 되면, 처분용기 및 완충재 사이, 완충재와 자연 암반 사이 등에 갭이 존재하게 된다. 이러한 갭의 존재로 인해 공학적방벽재의 차수능과 열전달 효율이 떨어질 수 있기에, 갭 공간의 크기 및 갭채움재 특성 평가 등의 연구가 반드시 필요하다고 할 수 있다. 해외에 비해 국내 처분시스템을 고려한 갭 공간 및 갭채움재에 대한 연구는 아직 진행되고 있지 않는 상황이기에, 본 연구에서는 수치해석을 통해 국내 처분시스템을 고려한 갭 공간이 공기로 채워져 있는 조건하에서 갭의 크기에 따른 벤토나이트 완충재의 첨두 온도를 도출하였다. 처분용기와 완충재 사이의 갭 공간이 완충재의 첨두 온도에 미치는 영향은 미미하였으나, 완충재와 자연 암반 사이의 갭 공간에 따른 완충재의 첨두 온도는 최고 약 40%의 차이를 나타냈다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제40권5호
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• pp.429-438
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• 2008

The objective of the present study is the depth and layout optimizations of a single layer, high level radioactive waste repository in a discontinuous rock mass with special joint set arrangements. A single layer repository model, considering variations in the repository depths, pitches, and tunnel spacings, is used to analyze the thermomechanical interaction behavior. It is assumed that the repository is constructed in saturated granite with joints; the PWR spent fuel in a disposal canister is installed in a deposition drift which is then sealed with compacted bentonite; and the backfill material is filled in the repository tunnel. The decay heat generated by the high level radioactive wastes governs the thermomechanical behavior of the near field rock mass of the repository. The temperature and displacement behavior of the repository is influenced more by the pitch variations than the tunnel spacing and repository depth. However, the stress behavior is influenced more by the repository depth variations than the pitch and tunnel spacing. For the final selection of the tunnel spacing, pitch, and repository depth, other aspects such as the nuclide migration through a groundwater flow path, construction costs, operation costs, and so on should be considered.