• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
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• pp.312-312
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• 2002

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

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권4호
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• pp.1355-1362
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• 2022

Nuclear fuel, including its fresh state, must be handled safely due to its critical and hazardous nature. Under normal transport conditions, several interactions take place among different components, such as transport cask used for loading the nuclear fuel and tie-down structure to attach with the vehicle. To ensure structural integrity of the nuclear fuel, vibrations and impacts transmitted from the vehicle must be sufficiently reduced. Therefore, in this study, we conducted two transportation tests from Daejeon to Kijang in Korea to verify the vehicle-induced vibrational characteristics of the KJRR-F fresh nuclear fuel when transported under normal transport conditions. The speed and location of the vehicle were obtained via GPS, and the accelerations between the vehicle and the KJRR-F fresh nuclear fuel were measured. Additionally, using the acceleration results, a structural analysis was conducted to confirm the structural integrity of the nuclear fuel under the most severe conditions during normal transport.

• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권8호
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• pp.3073-3084
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• 2022

The propagation of radiation source uncertainties in spent nuclear fuel (SNF) cask shielding calculations is presented in this paper. The uncertainty propagation employs the depletion and source term outputs of the deterministic code STREAM as input to the transport simulation of the Monte Carlo (MC) codes MCS and MCNP6. The uncertainties of dose rate coming from two sources: nuclear data and modeling parameters, are quantified. The nuclear data uncertainties are obtained from the stochastic sampling of the cross-section covariance and perturbed fission product yields. Uncertainties induced by perturbed modeling parameters consider the design parameters and operating conditions. Uncertainties coming from the two sources result in perturbed depleted nuclide inventories and radiation source terms which are then propagated to the dose rate on the cask surface. The uncertainty analysis results show that the neutron and secondary photon dose have uncertainties which are dominated by the cross section and modeling parameters, while the fission yields have relatively insignificant effect. Besides, the primary photon dose is mostly influenced by the fission yield and modeling parameters, while the cross-section data have a relatively negligible effect. Moreover, the neutron, secondary photon, and primary photon dose can have uncertainties up to about 13%, 14%, and 6%, respectively.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제16권1호
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• pp.110-116
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• 2020

As the management plan for domestic spent nuclear fuel is delayed, the storage of the operating nuclear power plant is approaching saturation, and the Kori 1 Unit that has reached its end of operation life is preparing for the dismantling plan. The first stage of dismantling is the transfer of spent nuclear fuel stored in storage at plants. The spent fuel management process leads to temporary storage, interim storage, reprocessing and permanent disposal. In this paper, the technical issues to be considered when transporting spent fuel in this process are summarized. The spent fuels are treated as high-level radioactive waste and strictly managed according to international regulations. A series of integrity tests are performed to demonstrate that spent fuel can be safely stored for decades in a dry environment before being transferred to an intermediate storage facility. The safety of spent fuel transport container must be demonstrated under normal transport conditions and virtual accident conditions. IAEA international standards are commonly applied to the design of transport containers, licensing regulations and transport regulations worldwide. In addition, each country operates a physical protection system to reduce and respond to the threat of radioactive terrorism.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 Proceedings of the 4th Korea-China Joint Workshop on Nuclear Waste Management
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• pp.42-50
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• 2004

The pool $(3m{\times}6m{\times}10m{\times}$ in Irradiated Materials Examination Facility is generally used to transport irradiated materials between a moving cask and hot-cell. During the operation in the pool such as loading/unloading the cask, holding specimen and bucket elevation, water maybe contaminated by radioactive or contaminated impurities from irradiated materials. Then, it must be purified and filtered continuously to keep lower radioactivity than that of regulation prescribed by RCA Korea Activity in a part of radioactive contamination control. This paper described radioactive contamination distribution of water as transported materials, which is related to effective operation of purification and filtration system.

• 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.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.345-345
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• 2004

사용후핵연료 수송용기는 원자력발전소의 운영에 있어서 매우 중요한 구성요소의 하나로서 역할을 해왔으며, 근래에 들어서는 발전소 부지 또는 저장시설에서의 저장용기로 함께 사용되면서 그 숫자가 급속히 증가하고 있다. 아직 엄청난 양의 사용후핵연료가 발전소 내의 사용후핵연료 저장조와 같은 수조에 저장되어 있지만, 최근에는 사용후핵연료의 단기 또는 장기 저장을 위한 효과적인 수단으로 수송용기를 이용한 저장을 채택하는 국가가 계속 증가하고 있다. 사용후핵연료 수송용기의 운전 및 유지보수에 대한 오랜 기간의 경험에서 얻은 기술적 노하우는 저장용기의 운전 및 유지보수에도 잘 활용될 수 있을 것이다. 수송저장 겸용용기 및 다목적용 용기의 증가는 이러한 겸용용기의 운전 및 유지보수에 대한 국제적 표준화를 요구하고 있다. 이에 대한 노력의 일환으로 국제원자력기구에서는 이들 겸용 용기에 대한 설계요구사항들을 지침의 형태로 마련하고 있다.

• 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.