• 방사성폐기물학회지
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• 제9권3호
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• pp.161-167
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• 2011

사용후핵연료 운반용기 표면온도가 $85^{\circ}C$를 초과할 경우, 대인용 보호막(Personnel Barrier) 또는 운반용 덮개(Transport Hood)를 설치하여 운반 중 운반용기 표면에 사람이 직접 접근할 수 없도록 하여야 한다. 운반용 덮개가 설치된 경우, 열적 안전성 평가의 한 가지 경우인 정상조건 열해석 시, 외부환경 경계조건(환경온도 및 외부복사온도)으로 적용하기 위해서 운반용 덮개 내부 열 환경 조건(내부 공기온도 및 운반용 덮개 표면온도)을 계산해야 한다. 따라서 본 연구에서는 운반용 덮개 내부 공기온도 및 표면온도를 계산하기 위한 해석적 방법 및 열전달 특성에 대한 분석을 수행하였고 CFD 해석 결과와 비교를 통해 타당성을 검증하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권4호
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• pp.299-314
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• 2014

인양장비는 원자력발전소에서 발생하는 사용후핵연료를 운반하는 운반용기를 인양하기 위해 사용된다. 본 연구는 원자력 안전위원회고시 제2013-27호와 미국 10CFR Part 71 ${\S}71.45$에서 규정하는 기술수준에 따라 이론적인 방법과 유한요소방법으로 인양장비의 구조적안전성을 평가하였다. 이론적으로 평가한 결과 모든 구성 요소에서의 응력이 응력제한치 내에 있어 운영상 발생하는 구조적 안전성을 확보하고 있는 것으로 판단하였다. 또한 유한요소해석을 통한 평가결과, 항복과 극한조건 모두에서 설계기준을 만족하는 것으로 평가되었다. 모든 구성요소에서 충분한 안전여유도(항복조건에서 3 이상의 안전율, 극한조건에서 5 이상의 안전율)를 갖는 것으로 나타나 구조적으로 안전하다고 판단하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제21권2호
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• pp.193-204
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• 2023

To ensure radiological safety margin in the transport and storage of spent nuclear fuel, it is crucial to perform source term and shielding analyses in advance from the perspective of conservation. When performing source term analysis on UO₂ fuel, which is mostly used in commercial nuclear power plants, uranium and oxygen are basically considered to be the initial materials of the new fuel. However, the presence of impurities in the fuel and structural materials of the fuel assembly may influence the source term and shielding analyses. The impurities could be radioactive materials or the stable materials that are activated by irradiation during reactor power operation. As measuring the impurity concentration levels in the fuel and structural materials can be challenging, publicly available information on impurity concentration levels is used as a reference in this evaluation. To assess the effect of impurities, the results of the source term and shielding analyses were compared depending on whether the assumed impurity concentration is considered. For the shielding analysis, generic cask design data developed by KEPCO-E&C was utilized.

• 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.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2018년도 춘계학술논문요약집
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• pp.88-89
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• 2018

• 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.

• 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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• 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.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제18권1호
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• pp.43-49
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• 2005

방사선물질을 수송하기 위한 용기는 가상 사고조건에서도 안전해야만 한다. 운반용기 설계요구조건은 실험 및 유한요소 해석을 통해 구조적 건전성을 확보하여야 한다. 최근에는 실험보다 유한요소해석을 이용한 방법이 상대적으로 비용이 적기 때문에 주로 사용된다. 그러나 기계적인 반응이 복잡하기 때문에 프로그램을 적용하는 사용자의 방법에 의해 결과가 결정되고 해석하는 동안 여러가지 문제를 발생시킬 수 있다. 본 논문에서, 유한요소해석은 LS-DYNA3D와 ABAQUS/Explicit을 이용하여 운반용기의 9m 자유낙하충격실험에 대한 해석기술과 여러가지 손상을 갖는 경우를 발견하기 위해 연구하였다. 운반용기의 각각의 경우를 비교하고 사용후 핵연료 운반용기의 낙하 실험에 대해서 신뢰할 수 있는 비교적 간단한 해석 기술을 제안하였다.

• 제어로봇시스템학회:학술대회논문집
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• 제어로봇시스템학회 1996년도 한국자동제어학술회의논문집(국내학술편); 포항공과대학교, 포항; 24-26 Oct. 1996
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• pp.1060-1063
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• 1996

Remote Cask Grappling and Lid Unbolting Device (RCGLUD) is developed as a dedicated device capable of performing complete procedure of handling nuclear spent fuel transport cask. Since RCGLUD is suspended to an overhead crane, its body should undergo prolonged vibration upon actuation in rotational direction and it becomes difficult to achieve precise grappling of the cask. Therefore, this paper presents an adaptation of input shaping technique to effectively suppress the rotational vibration of RCGLUD and achieve precise positioning in rotational direction. This technique has a practical merit in that it requires only the information on the system natural frequency and the damping ratio. Its performance is verified by both simulation and experimental studies, and revealed that the method is also insensitive to modeling error.