• 대한기계학회논문집A
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• 제21권3호
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• pp.457-469
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• 1997

A nuclear spent fuel shipping cask is required by IAEA and domestic regulations to withstand a 9m free drop condition. In this paper, the structural analysis under the 9m side drop condition was performed to understand the dynamic impact behavior and to evaluate the safety of the cask for 7 PWR nuclear spent fuel assemblies. The analysis result was compared with the measured value of the 9m side drop test for the 1/3 scaled-down model and the accuracy of the 3D analysis was confirmed. Analysis in accordance with the diameter of impact limiters for the proto-type cask were performed. Through the analysis, the impact behaviors due to the side drop and the effects dependent on the diameter of impact limiters were grasped. Maximum stress intensities on each part of the cask were respectively calculated by using the stress evaluation program and the structural safety of the cask was finally evaluated in accordance with the regulations.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제10권2호
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• pp.148-154
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• 1985

KSC-1 핵연료 수송용기에 대한 방사선차폐해석을 QAD-CG, ANISN-KA, DOT 3.5등의 전산코드와 DLC-23/CASK의 핵단면적 자료를 사용하여 수행하였다. 운반물인 사용후 핵연료집합체로 부터 방출되는 중성자 및 감마선의 방사선원항은 ORIGEN-79 전산코드를 이용하여 평가하였다. 방사선차폐해석 결과, 1개의 가압경수로 사용후 핵연료집합체를 운반할 수 있는 KSC-1 핵연료수송용기는 정상적인 수송조건에서 뿐만 아니라 가상적인 사고수송조건하에서도 관련 법령에서 정하는 기준을 만족하고 있어 방사선차폐해석의 관점에서 볼 때, 그 안전성이 입증된다.

• 한국정밀공학회:학술대회논문집
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• 한국정밀공학회 2012년도 추계학술대회 논문집
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• pp.789-790
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• 2012

• 한국정밀공학회:학술대회논문집
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• 한국정밀공학회 2013년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.1343-1344
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• 2013

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제14권4호
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• pp.196-203
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• 1982

본 논문에서는 고리 1호기의 기사용 핵연료 집합체를 수송하기 위한 Cask를 설계하였다. 이를 위하여 고리 1호기의 기사용 핵연료 집합체로부터 방출되는 감마선과 중성자를 계산하여 MORSE 및 ANISN전산 코드로써 차폐 계산을 수행하였다. 그 결과, 9개의 집합체를 동시에 수송할 수 있는 Steel Cask가 가장 적합하다는 것을 밝혔다. 이 Steel Cask에 대한 안전성을 평가하기 위하여 연료봉의 중심 온도와 복재온도를 계산하여 핵연료의 용융점보다 훨씬 낮음을 증명하였다. 또한 KENO와 MORSE전산 코드를 사용하여 임계도 계산을 수행하여 미임계 상태임을 증명하였다. 이로써 9개의 기사용 핵연료 집합체를 동시에 수송할 수 있는 Steel Cask를 간단히 설계하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.847-852
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• 1995

A shielding analysis for KSC-7, the shipping cask for transporting the 7 PWR spent fuel assemblies, has been carried out. Radiation source term has been calculated on spent fuel with burnup of 50,000 MWD/MTU and 1.5 years cooling time by ORIGEN2 code. The shielding calculation for the cask has been made by using MCNP4A code with continuous cross section data library from ENDF/B-V. As a result of neutron dose rate analysis, another shielding calculational model on spent fuel shipping cask was provided which is using the Monte Carlo method.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제20권1호
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• pp.65-70
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• 1988

PWR사용 후 핵연료 집합체 4개를 장전한 수 있는 납/Resin차폐체형 수송용기에 대한 방사선 차폐해석을 수행하였다. 이때 차폐효과를 유지하면서도 전체중량이 최소화되도록 차폐재를 선택하였다. 방사선윈은 ORIGEN 전산코드로 계산하여 얻었으며, 사용후 핵연료의 연소도를 38,000 MWD/MTU 그리고 냉각기간을 3년으로 가정하였다. 수송용기의 외부 표면에서 1m거리에서 나타나는 감마선 그리고 중성자의 선량율은 ANISN전산코드로 계산하여 얻었다. 계산된 총방사선 선량율은 정상 및 가상 사고조건하에서도 국내 법규에 규정된 기준치 이내에서 만족하는 것으로 나타났다.

• 원자력산업
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• 제4권4호통권20호
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• pp.28-34
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• 1984

• 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.

• 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.