• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2018년도 춘계학술논문요약집
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• pp.397-398
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• 2018

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 추계 학술대회 논문집
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• pp.237-246
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• 2005

고연소도 PWR 사용후연료 건식저장용기의 전복사고조건에 대한 해석 검증을 위한 1/3 축소모델의 시험을 실시하였다. 전복해석은 전각각도에 따른 위치에너지와 동일한 운동에너지를 가지는 초기각속도를 이용하여 결정된 각 점에서의 속도를 충돌직전 모델에 대한 초기경계값으로 입력하여 해석하였다. 전복각도 $50^{\circ}$에 대한 l/3 시험모델 전복시험를 실시하였다. 전복시험에 따른 캐니스터의 구조적 건전성을 확인하기 위하여 육안검사 및 비파괴검사를 실시하였다 시험에서 취득한 변형률과 가속도를 해석결과와 비교하여 해석에 대한 검증을 실시하였다. 전복충격에 의하여 저장용기의 뚜껑에 변형이 발생되었지만 캐니스터의 구조적 건전성의 손상은 없었다. 전복해석은 보수적인 결과를 보여줌을 알 수 있었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제4권3호
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• pp.245-253
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• 2006

사용후연료 건식저장용기의 전복사고조건에 대한 1/3 축소모델의 시험을 실시하여 전복해석에 대한 검증을 하였다. 전복해석은 전복각도에 따른 위치에너지와 동일한 운동에너지를 가지는 초기각속도를 이용하여 결정된 각 점에서의 속도를 충돌직전 모델에 대한 초기경계값으로 입력하여 해석하였다. 전복시험에 따른 캐니스터의 구조적 건전성을 확인하기 위하여 육안검사와 함께 액체침투법과 초음파 탐상법와 같은 비파괴검사를 실시하였다. 전복충격에 의하여 저장용기의 뚜껑 에 변형 이 발생되었지만 캐니스터의 구조적 건전성이 유지되었다. 시험에서 취득한 변형률과 가속도를 해석결과와 비교하여 해석 에 대한 검증을 실시하였다. 해석결과는 시험결과보다 대체로 두 배 정도의 큰 값을 주는 것으로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제4권2호
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• pp.139-152
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• 2006

사용후핵연료 건식저장용기는 낙하사고조건에서 캐니스터의 건전성이 입증되어야 한다. 낙하사고조건은 캐니스터를 건식저장용기에 장입하기 위하여 저장용기의 상부에서 크레인으로 취급하는 도중에 캐니스터가 저장용기 내부의 받침대로 자유 낙하하는 조건이다. 저장용기 내부의 받침대는 이러한 조건에서 캐니스터의 구조적 건전성을 유지하도록 완충효과가 좋아야 한다. 본 연구에서는 다양한 저장용기 내부 받침대 에 대한 3차원 유한요소해석을 통하여 낙하사고조건에서 캐니스터의 구조적 건전성을 향상시킬 수 있는 구조를 결정하였다. 저장용기 내부 받침대는 탄소강으로 만들어진 원통 쉘의 내부에 콘크리트를 장입한 구조와 받침대 높이의 변화 없이 콘크리트 높이의 1/4정도에 탄소강과 폴리우레탄폼을 이용한 구조물을 사용하여 완충효과를 보완하고자 수정된 구조를 고려하였다. 완충체의 형상 및 구조를 결정하기 위하여 십자형상이나 원형의 탄소강 구조물을 받침대 상부에 위치하여 그 영향을 알아보았다. 이때 탄소강 구조물의 두께를 24 mm, 12 mm, 6mm로 변화를 주었다. 또한, 탄소강 구조물 사이에 충진하는 폴리우레탄폼의 밀도에 대한 영향을 알아보았다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권8호
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• pp.2682-2695
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• 2021

This paper aims to evaluate the structural dynamic responses and damage/failure of the nuclear fuel reprocessing plant under the free drop impact of spent fuel cask (SFC) and fuel assembly (FA) during the on-site transportation. At the present Part I of this paper, the large-scale SFC model free drop test and the corresponding numerical simulations are performed. Firstly, a composite target which is composed of the protective structure, i.e., a thin RC plate (representing the inverted U-shaped slab in the loading shaft) and/or an autoclaved aerated concrete (AAC) blocks sacrificial layer, as well as a thick RC plate (representing the bottom slab in the loading shaft) is designed and fabricated. Then, based on the large dropping tower, the free drop test of large-scale SFC model with the mass of 3 t is carried out from the height of 7 m-11 m. It indicates that the bottom slab in the loading shaft could not resist the free drop impact of SFC. The composite protective structure can effectively reduce the damage and vibrations of the bottom slab, and the inverted U-shaped slab could relieve the damage of the AAC blocks layer dramatically. Furthermore, based on the finite element (FE) program LS-DYNA, the corresponding refined numerical simulations are performed. By comparing the experimental and numerical damage and vibration accelerations of the composite structures, the present adopted numerical algorithms, constitutive models and parameters are validated, which will be applied in the further assessment of drop impact effects of full-scale SFC and FA on prototype nuclear fuel reprocessing plant in the next Part II of this paper.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 추계학술발표회 발표논문집
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• pp.807-808
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• 2004

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.601-608
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• 2003

Thermal analyses have been carried out for a spent fuel dry storage cask under normal and off-normal conditions. Environmental temperature is assumed to be $15^{\circ}C$ under the normal condition. The off-normal condition has an environmental temperature of $38^{\circ}C$. An additional off-normal condition is considered as a partial blockage of the air inlet ducts. Two of the four air inlet ducts are assumed to be completely blocked. The maximum temperatures of the fuel rod and concrete overpack were lower than the allowable values under the normal condition. Temperature distributions for the off-normal conditions were slightly higher than the normal conditions.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권2호
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• pp.223-232
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• 2018

사용후핵연료 저장용기의 공기 흡입구 및 배기구에는 외부환경으로부터 이물질의 유입을 방지하기 위하여 bird screen이 설치되며, bird screen에서는 공기의 유동 저항이 발생하게 된다. 본 연구에서는 Bird screen mesh의 단순화 모델을 이용한 열해석을 수행하기 위하여 다공성매질 해석모델을 개발하였다. CFD 해석을 이용하여 다공성매질에 대한 유동저항계수를 산출하고 이에 대한 신뢰성을 입증하였다. 다공성매질 해석모델을 이용하여 콘크리트 저장용기의 열해석을 수행하고 bird screen을 갖는 콘크리트 저장용기의 열시험을 수행하였다. Bird screen mesh를 고려한 열시험 결과와 다공성매질을 고려한 열해석 결과를 비교하였으며, 해석 및 시험결과가 서로 잘 일치하였다. 해석결과는 시험결과에 비하여 다소 높은 온도분포를 보여 다공성매질을 사용한 콘크리트 저장용기의 열해석 결과에 대한 신뢰성 및 보수성이 입증되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권11호
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• pp.3704-3710
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• 2021

The characteristics of the external radiation on the surface of the casks for spent nuclear fuel (SNF) storage by dry method are investigated for the case when the spatial distribution of SNF in the basket changes due to the destruction of the fuel rod claddings. The surface areas are determined, where the changes in fluxes of neutrons, produced by ²⁴⁴Cm actinide, and γ-quanta, produced by long-lived isotopes, are maximum in the result of the decrease in the height of the SNF area. Concrete (VSC-24) and metal (SC-21) casks are considered as examples. The procedure of periodic measurement of the dose rate of neutrons or γ-quanta at the specified points of the cask surface is proposed for identifying the fuel rod cladding destruction. Under normal operation, the decrease in the dose rate produced by neutrons as the function of SNF storage duration is determined by the half-life of ²⁴⁴Cm, and for γ-quanta - by the half-lives of long-lived SNF isotopes. Consequently, a stepwise change in the dose rate of neutrons or γ-quanta, detected by the measurements, as compared to the previous one, would indicate the destruction of the fuel rod claddings.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.627-631
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• 2003

사용후연료 저장과 관련된 규정 중 구조에 대한 예상운전사고 및 설계기준사고의 구조 안전성이 보장되도록 설계하여야 한다. 이러한 구조 평가항목으로서 낙하, 전복, 폭풍, 홍수 및 지진으로 인한 사고에 대하여 하중조건과 구조적 개념평가 방법을 제시하고, 콘크리트 저장시스템에 대한 예비 구조안전성 해석을 수행하였다.