• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제26권3호
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• pp.203-206
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• 2001

The mathematical processing (unfolding) of pulse height spectra from a scintillation detector helps to calculate the photon fluence rate energy distribution in a measured photon field. The data processing is based on the knowledge of detection system response function and directional dependence respectively. The experimental results of the photon fields measurements in the vicinity of the spent fuel temporary storage and inside the storage hall are presented. The containers Castor 440 are used for temporary storing of the burnt up fuel assemblies in the Czech nuclear power plant Dukovany. A set of periodical measurements was performed in order to get basic information on the time dependence of the photon fields spatial distributions and spectral characteristics in the temporary storage hall and its vicinity. The photon fields were measured by the scintillation system. The obtained photon fields spatial distributions and spectral characteristics present the information on the radiation hazard in the storage.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권2호
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• pp.248-254
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• 1993

본 연구에서는 법규에서 규정하고 있는 주변온도 38$^{\circ}C$의 정상수송조건하에서 수송용기의 건식수송조건에 대한 열해석을 평가하였다. 수송용기는 1회에 PWR 핵연료집합체 4개를 운반할 수 있는 용량을 가지며, 설계기준 핵연료는 연소도 38,000 MWD/MTU, 냉각기간 3년을 기준으로 하였다. 건식수송조건에 대한 열해석을 평가하기 위하여 COBRA-SFS 전산코드를 이용하였다. 수송용기 내부 cavity에 공기, 질소 및 헬륨가스를 채우는 세가지 조건에 대한 해석을 수행하였으며, 최대 핵연료봉의 온도는 수송용기 내부 cavity가 공기인 경우에는 277$^{\circ}C$, 헬륨인 경우에는 226$^{\circ}C$로 계산되었다. 이 값은 건식수송조건에서 수송용기 내부에 장전된 PWR 핵연료집합체가 열적으로 건전성을 유지하기 위한 규정온도보다 낮은 것으로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권3호
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• pp.339-346
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• 2019

제8차 전력수급기본계획에 근거하여 현재 운영중이거나 계획중인 원자력발전소에서 발생할 사용후핵연료의 양과 특성을 추정하였다. 본 연구에서 고려된 특성은 핵연료집합체에 대한 제원, 핵연료봉 배열, $^{235}U$ 초기 농축도, 방출연소도, 냉각기간이다. 이들은 사용후핵연료 처분시스템을 설계하는데 필수적인 항목이다. 2082년까지 가압경수로 사용후핵연료의 예상발생량은 약 62,500 다발로 추정되었다. 2018년 말까지 발생한 사용후핵연료 중 상대적으로 길이가 짧은 웨스팅하우스형 원전연료가 약 60%, 상대적으로 길이가 50 cm 정도 긴 한국형 원전 연료가 약 40%를 차지하였다. $^{235}U$ 초기 농축도 4.5 wt% 이하를 갖는 사용후핵연료의 비율은 전체 발생량의 약 90%를 차지하였으며, 방출연소도는 98%의 물량이 55 GWd/tU 이하로 나타났다. 2077년을 기준으로 웨스팅하우스형 원전에서 발생한 사용후핵연료의 냉각기간은 50년 이상이 97% 정도를 차지하였으며, 본 논문에서 가정한 처분 완료시점인 2125년을 기준으로 한국형 원전에서 발생한 사용후핵연료의 냉각기간은 45년 이상이 98% 정도를 차지하는 것으로 나타났다. 이러한 결과를 바탕으로 효율적인 처분시스템 설계를 위해 기준 사용후 핵연료는 제원적 특성을 고려하여 두 가지 형태로 설정하였으며, 웨스팅하우스형 원전 연료의 경우, 집합체 제원으로 KSFA, 초기 농축도 4.5 wt%, 방출연소도 55 GWd/tU, 냉각기간 50년으로, 한국형 원전 연료의 경우, 집합체 제원으로 PLUS7, 초기 농축도 4.5 wt%, 방출연소도 55 GWd/tU, 냉각기간 45년으로 설정하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권2호
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• pp.411-425
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• 2017

Using a probabilistic safety assessment, a risk evaluation framework for an aircraft crash into an interim spent fuel storage facility is presented. Damage evaluation of a detailed generic cask model in a simplified building structure under an aircraft impact is discussed through a numerical structural analysis and an analytical fragility assessment. Sequences of the impact scenario are shown in a developed event tree, with uncertainties considered in the impact analysis and failure probabilities calculated. To evaluate the influence of parameters relevant to design safety, risks are estimated for three specification levels of cask and storage facility structures. The proposed assessment procedure includes the determination of the loading parameters, reference impact scenario, structural response analyses of facility walls, cask containment, and fuel assemblies, and a radiological consequence analysis with dose-risk estimation. The risk results for the proposed scenario in this study are expected to be small relative to those of design basis accidents for best-estimated conservative values. The importance of this framework is seen in its flexibility to evaluate the capability of the facility to withstand an aircraft impact and in its ability to anticipate potential realistic risks; the framework also provides insight into epistemic uncertainty in the available data and into the sensitivity of the design parameters for future research.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제22권2호
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• pp.77-83
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• 1997

사용 후 핵연료 수송용기 등에 사용되는 에폭시수지계 중성자 차폐재, KNS(Kaeri Neutron Shield)-101, KNS-102 및 KNS-103를 제조하였다. 기본물질은 에폭시수지이며, 첨가제로는 폴리프로필렌, 수산화알루미늄 및 탄화붕소이다. 이들 중성자 차폐재들은 유동성이 좋아 수송용기와 같은 복잡한 구조에 사용할 수 있다. 제조된 중성자 차폐재들을 가압경수로 사용 후 핵연료 28다발을 수송할 수 있는 수송용기에 적용하여 차폐능 평가를 수행하였다. 세가지 중성자 차폐재를 수송용기에 적용하여 ANISN 코드로 차폐능 평가를 수행한 결과 정상수송시 중성자 차폐재의 두께가 10 cm 이상 일때 수송용기 반경방향표면에서 최대 방사선량율은 $300{\mu}Sv/h$로 나타났으며, 수송용기 표면에서 100 cm 지점에서의 최대 방사선량율은 $97{\mu}Sv/h$로 나타났다. 이들은 모두 관련된 법규들에서 규정된 최대허용 방사선량율을 만족하는 것으로 나타났다.