• 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.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2018년도 추계학술논문요약집
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• pp.157-158
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• 2018

In this work, we developed a customized shielded cask transport system which is equipped with a railguided travelling unit and a position adjustment unit for the cask without any crane service. The designed solid model was verified to have sufficient safety margin by using structural analysis. The developed system was introduced to a hot-cell and successfully tested and verified to have required target performance.

• 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.

• 방사성폐기물학회지
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• 제9권3호
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• pp.191-198
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• 2011

국내 외 수많은 수송 건식저장 시스템의 임계해석은 사용후핵연료내에 초우라늄물질(transuranic) 및 핵분열생성물(fission products) 계산의 불확실성을 이유로, 신연료로 가정된 가상연료를 적용하여 평가해왔다. 그러나 과도한 임계 여유도에 따른 경제적 손실이 크기 때문에 최근 들어 연소도이득(Burnup Credit, BUC)이 반영된 수송 건식저장 시스템의 설계 및 상용화가 추진되고 있다. 이러한 BUC 기술은 기존 임계해석 시요구되는 상수화된 불확실도와 달리 초기 농축도와 연소도 구간에 따라 상이한 불확실도를 갖게 된다. 이에 본 연구에서는 '국내 원전의 제한사항이 반영된 26다발 SNF 장전 BUC 적용 용기'(이하 BK 26 Cask)를 대상으로 관련 기술표준 및 설계요건에서 요구되는 불확실도를 평가하여 농축도 및 연소도의 함수로 계산하였다. 본 연구결과는 추후 BK 26 Cask 국내 사용후핵연료의 장전 수용률 분석의 기반자료로 활용된다.

• 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.

• 한국소음진동공학회논문집
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• 제19권4호
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• pp.370-377
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• 2009

A simple preliminary analysis is often useful to check a validity of design alternatives before the detailed analysis phase in the viewpoint of efficiency. This paper describes a preliminary analysis procedure for the selection among basket design candidates for the spent fuel shipping cask of Korean standard nuclear power plant. As the cask should maintain the structural integrity in hypothetical accident condition, the case of 9 m drop is significantly considered as the worst scenario among the accident conditions in structural design viewpoint in this paper. As basket design options, totally four different types are considered and analyzed in the point of structural integrity at drop impact and weldability for fabrication. As a result, an insertion round plate type with densely spaced supports turns out to be the best in both of the viewpoints, though the weld plate type shows a bit more design margin.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권7호
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• pp.2268-2276
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• 2021

Spent nuclear fuel, which can degrade during long-term storage, must be transported intact in normal transport conditions. In this regard, many studies, including those involving Multi-Modal Transportation Test (MMTT) campaigns, have been conducted. In order to transport the spent fuel safely, a tie-down structure for supporting and transporting a cask containing the spent fuel is essential. To ensure its structural integrity, a method for finding an optimum conceptual design for the tie-down structure is presented. An optimized transportation test model of a tie-down structure for the KORAD-21 metal cask is derived based on the proposed optimization approach, and the transportation test model is manufactured by redesigning the optimized model to enable its producibility. The topology optimization approach presented in this paper can be used to obtain optimum conceptual designs of tie-down structures developed in the future.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제18권3호
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• pp.245-254
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• 2005

방사성물질은 다양한 분야에서 사용되고 있으며 이에 따른 국내 및 국제간 운반이 계속적으로 증가하고 있다. 방사성물질을 수송하기 위해서는 수송용기의 안전성이 확보되어야 한다. 방사성물질 수송용기의 안전규정에 관해서는 국내 원자력법 운반안전규정 및 IAEA 운반규정에서 규정하고 있다. 방사성물질 수송용기 중에서 사용후핵연료를 운반하는 수송용기는 본체와 충격완충제로 구성되어 있다. 본 논문에서는 사용후핵연료 수송용기의 충격완충제에 작용하는 충격력을 계산하는 간편한 실험식을 차원해석을 통하여 유도하였다. 해석결과는 기존의 충격면적법 및 유한요소해석과 비교를 통하여 그 타당성을 입증하였다. 본 실험식을 이용하여 수송용기의 낙하충격력을 쉽게 예측할 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권1호
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• pp.284-292
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• 2019

For the continuous operation of a nuclear reactor, burnt fuel needs to be replaced with fresh fuel, where appropriate (ex-vessel) fuel handling is required. Particularly for the Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) refueling, its process has unique challenges due to liquid sodium coolant. The ex-vessel spent fuel transportation should concern several design features such as the radiation shielding, decay-heat removal, and inert space separated from air. This paper proposes a new design optimization methodology of cask shielding to transport the spent fuel assembly in a prototype SFR for the first time. The Particle Swarm Optimization (PSO) algorithm had been applied to design trade-offs between shielding and cask weight. The cask is designed as a double-cylinder structure to block an inert sodium region from the air-cooling space. The PSO process yielded the optimum shielding thickness of 26 cm, considering the weight as well. To confirm the shielding performance, the radiation dose of spent fuel removed at its peak burnup and after 1-year cooling was calculated. Two different fuel positions located during transportation were also investigated to consider a functional disorder in a cask drive system. This study concludes the current cask design in normal operations is satisfactory in accordance with regulatory rules.

• 대한기계학회논문집A
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• 제22권4호
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• pp.826-833
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• 1998

The energy-absorbing characteristic of impact limiters affects the cask design so significantly that it should be evaluated as accurate as possible. The objective of this study is to find the influence of the impact limiter's steel case and gusset plates which enclose the shock absorbing cellular material on the impact energy absorption. The influence of impact limiter's steel case and gusset plate stiffeners on the impact energy absorption behavior under horizontal drop impact was evaluated for a radioactive isotope transport cask. Though the impact limiters mitigate the impact damage of the cask, the impact limiter's steel case and gusset plate stiffeners increase the impact force so significantly that should be designed as soft as possible. The impact analysis without considering impact limiter's steel case and gusset plates stiffener gives non-conservative results, so the stiffness of the steel case and gusset plates should be considered in impact analysis.