• 방사성폐기물학회지
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• 제6권1호
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• pp.65-72
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• 2008

사용후핵 연료 심지층 처분의 목적은 그 독성이 인간 및 자연환경에 영향을 미치지 않도록 장기간 동안 격리하고, 방사성물질의 누출을 지연시키는 것이다. 이러한 심지층 처분장 설계시 주요한 요건은 처분시스템의 건전성 유지를 위하여 폐기물로부터 발생된 열로 인하여 완충재의 온도가 $100\;^{\circ}C$를 넘지 않도록 하는 것이다. 따라서, 원자력 발전소에서 방출된 후의 사용후핵연료 냉각기간은 심지층 처분장 설계시 효율 및 경제성을 위한 중요한 고려인자이다. 본 연구에서는 가장 적절한 사용후핵연료 냉각기간 설정을 위하여 처분시스템 온도요건을 만족하는 심지층 처분장 배치에 필요한 처분터널-처분공 간격 및 그에 따른 면적, 열하중에 대한 분석을 수행하였다. 이를 위하여, 기준 처분개념을 바탕으로 사용후핵연료의 냉각기간 및 처분터널/처분공 간격을 다양하게 설정하여, 처분시스템에서의 열적 안정성을 해석하고 그 결과를 비교분석하였다. 그리고 분석 결과를 바탕으로 처분면적 측면에서 효율적인 사용후핵연료 냉각기간을 도출하였다. 그 결과, 사용후핵연료의 냉각기간이 짧을수록 처분장에서 설계온도 제한치 범위내 최고온도에 이르는 시간은 빨라지고, 사용후핵연료 냉각기간이 길수록 처분장에서 온도상승 및 하강속도는 완만해지는 것으로 나타났다. 또한, 본 연구에서 고려대상으로 삼은 처분장 규모와 사용후핵연료를 심지층에 처분한다고 할 때 그 냉각기간을 40-50년으로 함이 적합한 것으로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권4호
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• pp.287-297
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• 2014

사용후핵연료 또는 고준위폐기물의 안전한 처분을 위하여 지난 수십 년 동안 많은 나라들이 다양한 처분대안을 연구하여 왔다. 본 논문에서는 심지층처분기술에 있어서 사용후핵연료를 직접 처분하는 방안으로서 처분효율 향상을 위한 다양한 방안 중의 하나로 고려할 수 있는 PWR 사용후핵연료 집합체를 해체하여 연료봉을 밀집한 경우에 대한 처분 효율을 분석하였다. 이를 위하여, 우선 사용후핵연료 연료봉 밀집개념과 관련 처분용기 및 심지층처분 개념을 설정하였다. 이 개념에 근거하여 심지층 처분시스템의 공학적방벽 설계에 있어서 가장 중요한 요건인 완충재의 온도 제한요건을 만족시키는지 여부를 확인하기 위하여 각 처분개념 별로 열해석을 수행하였다. 그리고, 처분공 간격, 처분터널 간격 및 처분용기 열발산 면적에 따른 열해석 결과를 바탕으로, 단위처분면적 관점에서의 처분효율을 비교/분석하고 평가하였다. 또한, 사용후핵연료봉을 밀집시킨 경우에 있어서 냉각기간에 따른 처분개념을 분석하였다. 분석결과에 따르면 사용후핵연료봉을 밀집하여 심지층처분하는 경우 처분효율 측면에서 불리한 것으로 판단되었다. 다만, 사용후핵연료의 냉각기간을 70년 이상으로 장기화 할 경우 처분효율은 향상될 것으로 예상되지만, 사용후핵연료의 내구성 및 장기저장에 따른 조건 등 추가적인 분석이 필요하다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권1호
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• pp.29-40
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• 2013

Two different kinds of nuclear power plants produce a substantial amount of spent fuel annually in Korea. According to the current projection, it is expected that around 60,000 MtU of spent fuel will be produced from 36 PWR and APR reactors and 4 CANDU reactors by the end of 2089. In 2006, KAERI proposed a conceptual design of a geological disposal system (called KRS, Korean Reference disposal System for spent fuel) for PWR and CANDU spent fuel, as a product of a 4-year research project from 2003 to 2006. The major result of the research was that it was feasible to construct a direct disposal system for 20,000 MtU of PWR spent fuels and 16,000 MtU of CANDU spent fuel in the Korean peninsula. Recently, KAERI and MEST launched a project to develop an advanced fuel cycle based on the pyroprocessing of PWR spent fuel to reduce the amount of HLW and reuse the valuable fissile material in PWR spent fuel. Thus, KAERI has developed a geological disposal system for high-level waste from the pyroprocessing of PWR spent fuel since 2007. However, since no decision was made for the CANDU spent fuel, KAERI improved the disposal density of KRS by introducing several improved concepts for the disposal canister. In this paper, the geological disposal systems developed so far are briefly outlined. The amount and characteristics of spent fuel and HLW, 4 kinds of disposal canisters, the characteristics of a buffer with domestic Ca-bentonite, and the results of a thermal design of deposition holes and disposal tunnels are described. The different disposal systems are compared in terms of their disposal density.

• 방사성폐기물학회지
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• 제21권4호
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• pp.451-463
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• 2023

With South Korea increasingly focusing on nuclear energy, the management of spent nuclear fuel has attracted considerable attention in South Korea. This study established a novel procedure for selecting safety-relevant radionuclides for long-term safety assessments of a deep geological repository in South Korea. Statistical evaluations were performed to identify the design basis reference spent nuclear fuels and evaluate the source term for up to one million years. Safety-relevant radionuclides were determined based on the half-life criteria, the projected activities for the design basis reference spent nuclear fuel, and the annual limit of ingestion set by the Nuclear Safety and Security Commission Notification No. 2019-10 without considering their chemical and hydrogeological properties. The proposed process was used to select 56 radionuclides, comprising 27 fission and activation products and 29 actinide nuclides. This study explains first the determination of the design basis reference spent nuclear fuels, followed by a comprehensive discussion on the selection criteria and methodology for safety-relevant radionuclides.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제21권2호
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• pp.117-124
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• 1996

사용전 그리고 사용후 DUPIC핵연료의 선원분석을 연료다발에서 1m떨어진 지점의 조사선량률을 기준으로하여 분석하였다. BUPIC핵연료 제조에 사용된 PWR핵연료는 표준 연소도와 장주기 연소도를 갖는 것으로 설정하였고, 건식 가공에서 제거되는 핵분열생성물의 양을 고려하여 두 가지의 경우를 고려하였다. 조사선량률은 균일 혼합체 모형을 사용하여 구하였다. 조사선량률 값은 매우 크게 나왔으며. 건식가공 중의 Cs제거율에 민감하게 변화하는 것으로 나타났다. 10년 이상 냉각된 PWR핵연료를 사용한 DUPIC핵연료의 경우 핵연료 내 모든 Cs을 제거하면 약 90% 이상의 조사선량률을 감소시킬 수 있다. 조사선량률에 주된 영향을 미치는 주요 방사선원은 Cs-137이다. Cs제거에 관련된 연구는 DUPIC핵연료의 조사선량 뿐만 아니라. 건식 처리시설의 방사성 물질 관리에도 중요하다.

• 분석과학
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• 제16권2호
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• pp.117-124
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• 2003

고온 건식공정의 사용후핵연료 산화분말 ($U_3O_8$)과 경 중수로 연계 핵연료 제조공정의 $UO_2$ 소결체 물성 이해에 필요한 Oxygen/Metal 비를 습식 및 건식 분석방법으로 측정하였다. $UO_2$ 분말에 핵분열생성물 원소의 산화물을 일정량 첨가하고 $1,700^{\circ}C$의 수소분위기에서 소결시켜 20,000~60,000 MWd/MtU 연소도 범위의 사용후핵연료와 화학조성이 유사한 모의 사용후핵연료를 제조하였다. 습식법에 의한 O/M 비 측정을 위하여 혼합산 (10 M HCl : 8 M $HNO_3$, 2.5:1 V/V)에 의한 가압산분해법으로 모의 사용후핵연료를 용해하고 우라늄과 핵분열생성물 원소를 추출 크로마토그래피로 분리한 후 금속원소의 총량을 유도결합플라스마 원자방출분광분석법으로 결정하였다. 또한 $UO_2$가 산화될 때의 무게변화를 열중량 무게분석법 (thermogravimetric)으로 측정하여 O/M비를 계산하고 습식법으로 얻은 결과와 비교하였다. $Mo_{0.4}-Ru_{0.4}-Rh_{0.1}-Pd_{0.1}$ 합금이 O/M비 측정에 미치는 영향을 조사하였다.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제50권4호
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• pp.696-701
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• 2012

사용후핵연료의 안정적 관리와 재활용을 위해 건식 처리공정이 관심을 끌고 있으며 현재 국내에서도 이를 중심으로 사용후핵연료 관리를 위한 방안이 모색되고 있다. 파이로 공정으로 불리는 사용후핵연료 고온 용융염 공정 중 전해환원 공정은 후속 공정인 전해정련 공정에 금속 물질을 공급하는 역할을 한다. 이를 위해 전해환원 공정은 고온 LiCl을 매질로 사용하여 전기화학적으로 생성된 Li과의 반응으로 산화물을 금속으로 전환시킨다. 사용후핵연료에 존재하는 다양한 핵종들은 전해환원 공정의 매질인 LiCl과 반응 매질인 Li에 대한 반응성에 차이에 의해 시스템 내에 분배하게 된다. 본 연구에서는 이와 같은 시스템에서 사용후핵연료 구성 성분들의 거동을 해석하기 위해 열역학적 계산을 통해 각 원소들의 반응성을 확인하였다. 공정온도에서 우라늄 및 초우란 원소들은 금속으로 환원되는 반면 Eu를 제외한 희토류 산화물들은 안정적인 산화물로 존재하게 된다. 또한, 본 연구에서는 공정온도에 대한 반응의 경향을 판단하였으며 공정 온도에서 기준 사용후핵연료를 대상으로 전해환원 반응에 따라 분배되는 상들의 방사능 및 열부하를 계산하여 공정 자료를 제시하였다.

• 에너지공학
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• 제20권3호
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• pp.236-241
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• 2011

다양한 에너지원들 가운데 하나인 원자력(nuclear energy)의 평화적 이용을 위해 많은 나라들이 탄소 배출량 감축, 에너지 수급 안보, 지속가능 발전 등의 글로벌 현안을 고려하면서 청정 라이프 사이클 원자력 시스템을 개발하고 있다. 에너지 자원이 부족한 대한민국은 지금까지 에너지원의 대부분을 해외 수입에 의존하고 있는 국가이다. 이러한 글로벌 현안과 우리의 상황을 해결하기 위해 우리는 탈 화석연료 에너지인 원자력을 기저부하 에너지원으로 투입하고 있고, 전력 생산량에서 원자력 점유율이 50%를 넘어서는 원자력 기술 선진국에 진입하고 있다. 그러나 원자력 부문에서는 최근에 전세계적으로 보면, 사용후-핵연료(SNF)와 같은 고준위 방사성 폐기물의 누적량이 임시 저장 용량을 포화시키는 상태에 도달하고 있다. 이에 따라 지속가능한 SNF 처분시스템의 개발이 시급하게 요구되는 실정이다. 원자력 선진국들은 SNF 처분 시스템의 미래 대안으로 SNF 재처리/재활용 방안을 심도 있게 고려하고 있다. 앞으로 우리나라도 SNF 관리 대책의 하나로 재처리/재활용 방안을 고려하는 기회가 있을 것이다. 이러한 필요성을 바탕으로 여기서는 핵확산 저항성, 자원 재활용 등에 중점을 두면서 SNF 재활용 시스템과 관련하여 국내외 개발 동향을 소개하고자 한다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제21권3호
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• pp.303-313
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• 2023

Spent fuels (SFs) are stored in a storage pool after discharge from nuclear power plants. They can be transferred to for the further processes such as dry storage sites, processing plants, or disposal sites. One of important measures of SF is the burnup. Since the radioactivity of SF is strongly dependent on its burnup, the burnup of SF should be well estimated for the safe management, storage, and final disposal. Published papers about the methodology for the burnup estimation from the known activities of important radioactive sources are somewhat rare. In this study, we analyzed the dependency of the burnup on the important radiation source activities using ORIGEN-ARP, and suggested simple correlations that relate the burnup and the important source activities directly. A burnup estimation equation is suggested for PWR fuels relating burnup with total neutron source intensity (TNSI), initial enrichment, and cooling time. And three burnup estimation equations for major gamma sources, ¹³⁷Cs, ¹³⁴Cs, and ¹⁵⁴Eu are also suggested.

• 한국정밀공학회:학술대회논문집
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• 한국정밀공학회 2005년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.1715-1718
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• 2005

During demonstrations of a process conditioning spent nuclear fuels, it may be necessary to transport and handle Spent fuel road cuts from Post Irradiation Examination facility to Slitting device in The hot cell. It may be not easy to transport spent fuel rod cuts because rod cuts are high radioactive materials. For this purpose, we have developed a capsule for transporting and handling high radioactive materials. We have analyzed conditions of a hot cell and requirements of the device, designed and manufactured The prototype of the device, and done some performance tests. From the tests, it has been shown that transportation and handling without scattering nuclear material was smooth but the weight of capsule was heavy. These result will be reflected to a design of the improved transportation and handling device which will be used during demonstrations.