• 한국수소및신에너지학회논문집
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• 제24권2호
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• pp.128-135
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• 2013

The nuclear fuel cycle plant is composed of various subsystems such as a fuel storage and delivery system (SDS), a tokamak exhaust processing system, a hydrogen isotope separation system, and a tritium plant analytical system. Korea is sharing in the construction of the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) fuel cycle plant with the EU, Japan, and the US, and is responsible for the development and supply of the SDS. Hydrogen isotopes are the main fuel for nuclear fusion reactors. Metal hydrides offer a safe and convenient method for hydrogen isotope storage. The storage of hydrogen isotopes is carried out by absorption and desorption in a metal hydride bed. These reactions require heat removal and supply respectively. Accordingly, the rapid storage and delivery of hydrogen isotopes are enabled by a rapid cooling and heating of the metal hydride bed. In this study, we designed and manufactured a vertical-type hydrogen isotope storage bed, which is used to enhance the cooling performance. We present the experimental details of the cooling performances of the bed using various cooling parameters. We also present the modeling results to estimate the heat transport phenomena. We compared the cooling performance of the bed by testing different cooling modes, such as an isolation mode, a natural convection mode, and an outer jacket helium circulation mode. We found that helium circulation mode is the most effective which was confirmed in our model calculations. Thus we can expect a more efficient bed design by employing a forced helium circulation method for new beds.

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권2호
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• pp.147-154
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• 2008

국내 원자력발전소의 사용후핵연료 저장용량의 포화가 10년 이내에 예상되고 있으며, 소외중간저장방식을 관리 방안으로서 선정할 경우, 상당한 양의 사용후핵연료 운반이 해상 혹은 육로를 통해 매년 이루어져야만 한다. 본 논문에서는 4곳의 원자력발전소부지에 분산 저장되어 있는 사용후핵연료를 해안에 위치한 가상의 중간저장시설과 영구처분시설을 대상으로 사용후핵연료 운반물량을 효과적으로 분석할 수 있는 체계를 구축하였다. 각 발전소 부지, 중간저장시설, 영구처분시설의 저장고를 중심으로 사용후핵연료 물질 수지식을 세우고, 이에 대한 해를 VISUAL BASIC으로 구하여 운반 물량 분석이 용이하게 수행할 수 있는 컴퓨터 프로그램(CASK)을 개발하였다. 개발된 물량 분석 프로그램을 활용하여 4개 원자력 발전소 부지로부터 사용후핵연료 운반 물량을 분석하고, 운반물량 파라미터 분석을 통하여 본 프로그램의 활용도를 보였다. 개발된 사용후핵연료 운반 물량 분석 체계는 향후 운반비용 분석에도 유용하게 활용될 것이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제9권4호
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• pp.237-245
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• 2011

후쿠시마 사고 이후 사용후핵연료 저장시설 안전성 재검증 필요성이 증대되고 있는 가운데, 재검증 결과의 신뢰성 향상을 위해 열부하 평가결과의 정확도 향상이 요구되고 있다. 이를 위한 기초연구로 본 연구에서는 상대적으로 중요성이 저평가되었던, 저장시나리오, 연소조건 관련 인자와 같이 붕괴열 및 열부하 평가 영향인자를 도출하고, 고리 4호기를 대상으로 ORIGEN2 코드를 이용해 그 효과를 평가하였다. 대표 저장시나리오에 대한 열부하 평가 결과, 최후 방출 핵연료의 붕괴열은 시나리오에 따라 전체 열부하의 최대 80.42%를 차지해 저장시설 열부하에 지배적인 영향을 미침이 확인되었다. 또한 연소조건 인자로 선택된 축 방향 연소 효과, 연소이력, 비출력 효과에 대한 민감도 분석 수행 결과, 냉각기간이 짧을수록 각 인자의 붕괴열에 대한 영향이 커지는 것으로 확인되었다. 각 인자별로는 비출력, 연소이력, 축 방향 연소 효과의 순으로 붕괴열에 대한 영향력이 컸으며, 특히 비출력의 경우 방출 직후 평균값의 0.34에서 1.66배, 방출 1년 후에는 평균 대비 0.55에서 1.37배까지 붕괴열 변화를 초래함이 확인되었다. 즉, 저장시설의 열부하 평가와 같이 냉각기간이 짧은 핵연료에 대한 해석 시 비출력, 연소이력과 같은 연소조건인자가 해석결과에 매우 큰 차이를 초래할 수 있으므로, 해석결과의 정확도 향상을 위해 기존 해석자의 공학적 판단에 의거한 임의 인자 대표성 핵연료 선택방식 대신 실제 운전 데이터의 적용 등이 필요할 것으로 보인다. 본 연구 결과는 향후 열부하 해석 결과의 정확도 향상 및 불확실도 평가를 위한 기초자료로 활용될 수 있을 것으로 사료된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제40권1호
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• pp.9-20
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• 2008

Since plutonium accounts for 40-50% of the power produced by uranium fuels, spent fuel contains only residual plutonium. Management of this plutonium is one of the aspects influencing the choice of a fuel cycle back-end option: reprocessing, direct disposal or wait-and-see. Different grades and qualities of plutonium exist depending from their specific generation conditions; all are valuable fissile material. Safeguard authorities watch the inventories of civil plutonium, but access to those data is restricted. Independent evaluations have led to an estimated current inventory of 220t plutonium in total (spent fuel, separated civil plutonium and military plutonium). If used as MOX fuel, it would be sufficient to feed all the PWRs and BWRs worldwide during 7 years or to deploy a FBR park corresponding to 150% of today' s installed nuclear capacity worldwide, which could then be exploited for centuries with the current stockpile of depleted and spent uranium. The energy potential of plutonium deteriorates with storage time of spent fuel and of separated plutonium, due to the decay of $^{241}Pu$, the best fissile isotope, into americium, a neutron absorber. The loss of fissile value of plutonium is more pronounced for usage in LWRs than in FBR. However, keeping the current plutonium inventory for an expected future deployment of FBRs is counterproductive. Recycling plutonium reduce the required volume for final disposal in an underground repository and the cost of final disposal. However, the benefits of utilizing an energy resource and of reducing final disposal liabilities are not the only aspects that determine the choice of a back-end policy.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권4호
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• pp.411-422
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• 2016

최근 국내 원전의 경수로 사용후핵연료 습식 저장시설의 포화시점이 다가옴에 따라 운반 및 저장용기를 이용한 건식저장시스템 개발이 활발하게 수행되고 있다. 일반적으로 사용후핵연료 운반 및 저장용기 설계를 위한 차폐해석 시 장전 가능 연료 중 가장 보수적인 연료를 설계기준연료로 선정하여 해석을 수행한다. 그러나 실제 금속 운반용기에 장전되는 사용후핵연료는 해석평가에 적용된 설계기준연료에 한정되지 않고 다양하기 때문에 초기농축도, 연소도, 최소냉각기간의 특성을 고려한 차폐평가를 통하여 장전가능 여부가 결정된다. 이에 본 연구에서는 금속 겸용용기에 장전 가능한 연료를 대상으로 국내 운반기준을 만족하는 최소냉각기간의 결정을 위한 차폐해석 방법을 기술하였다. 특히 발생량이 많은 초기농축도 3.0~4.5wt%의 사용후핵연료는 차폐해석 구간을 세분화하여 평가하여 연구결과의 활용에 효율성을 높이고자 하였다. 차폐평가를 통해 2008년까지 국내 원전에서 발생한 장전대상연료 중 약 81%의 사용후 핵연료를 금속겸용용기로 운반할 수 있는것으로 평가되었다. 본 연구결과를 통해 금속 겸용용기의 운반조건에 장전 가능한 연료의 특성을 제시함으로써 운반 시 운영절차의 개발을 위한 기술적 근거 수립에 도움이 되고자 한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권7호
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• pp.1148-1153
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• 2018

The Leaking Fuel Experiment test facility was designed to simulate the activity release from spent leaking fuel rods under steady state and transient conditions in the spent fuel pool. The experimental rig included an electrically heated fuel rod with different defects and a cooling system. The fission product transport was simulated by potassium-chloride. The conductivity changes of the water in the cooling system were measured to provide information about the amount of released solution. Defects of different sizes and positions were applied, together with a wide range of rod powers to simulate decay heat. The produced data can be used for predicting the activity release from leaking fuel under storage conditions and for the interpretation of fuel examination procedures.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제30권2호
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• pp.91-98
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• 1998

Time history analysis is usually performed to characterize the nonlinear seismic behavior of a spent fuel storage rack(SFSR). In the past, the seismic analyses of the SFSR were performed with two-dimensional planar models, which could not account for torsional response and simultaneous multi-directional seismic input In this study, three-dimensional seismic analysis methodology is developed for the single SFSR using the ANSYS code. The 3D- Model can be used to determine the nonlinear behavior of the rack, i.e., sliding, uplifting, and impact evaluation between the fuel assembly and rack, and rack and the pool wall, This paper also reviews the 3-D modeling of the SFSR and the adequacy of the ANSYS for the seismic analysis. AS a result of the adquacy study, the method of ANSYS transient analysis with acceleration time history is suitable for the seismic analysis of highly nonlinear structure such as an SFSR but it isn't appropriate to use displacement time history of seismic input.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제28권5호
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• pp.440-451
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• 1996

With emphasis on safety, this study addresses for better design condition for the cooling system in a wet-type interim spent fuel storage facility, using a probabilistic safety assessment method. To incorporate the design renovation into the design phase, a simple approach is proposed. By taking the cooling system of a reference design, a fault tree analysis was performed to identify the weak point of the considered system, and then basic factors for design renovation were defined. A total of 21 design alternatives were selected through the combination of the basic factors. Finally, the optimum design alternative for the cooling system is derived by means of the cost and effect analysis based on the estimated cost, system reliability and assumed probabilistic safety criteria. With the assumption that the failure frequency of at-reactor spent fuel cooling system compiles with probabilistic safety criteria for the interim spent fuel cooling system, it was shown that the optimum alternative should have l00% cooling loop redundancy with one pump per cooling loop and a cleanup system installed separately from the main loop. Furthermore, it also should be classified into safety system. The result of this study can be used as a useful basis to identify factors of safety concern and to establish design requirements in the future. The method also can be applied for other nuclear facilities.

• 방사성폐기물학회지
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• 제15권4호
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• pp.403-409
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• 2017

원자력발전소내 습식저장중인 사용후핵연료의 건식저장을 위해서는 캐니스터 내부에 사용후핵연료를 옮겨 담은 이후, 건식저장 캐니스터 내장품이나 사용후핵연료 다발의 부식방지 및 피복관의 열화방지를 위해 모든 수분은 제거해야 한다. 캐니스터 내부의 수분을 제거하는데 사용할 수 있는 기체강제순환 건조시스템 개발을 위한 연구개발이 진행중이다. 본 연구에서는 기체강제순환 건조시스템 설계, 제작을 위한 예비설계를 수행하였다. 예비설계에는 캐니스터 내부 잔존수분 제거를 위한 건조사례조사, 건조관련 규격이나 표준, 건조합격기준, 건조장치구성, 현장요구분석, 습식저장중인 사용후핵연료 특성을 포함하였다. 예비설계를 통하여 기체강제순환 건조시스템의 설계 개념도와 P&ID를 도출하였고, 이를 활용하여 건조시스템 제작을 위한 상세설계를 수행할 것이다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제21권4호
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• pp.313-327
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• 1996

원전부지내(AR) 사용후핵연료 건식저장방식으로 횡형콘크리트 모듈방식, 금속 저장용기 방식, 콘크리트 저장용기 방식, 수송저장 겸용용기 방식 및 다목적용기 방식 등이 있다. 이중다목적용기 방식을 제외한 다른 방식들은 각각 운영인허가를 받아 이미 세계 각 국에서 사용후핵연료 AR 건식저장에 사용되고 있으며 다목적용기 방식도 최근 개발을 활발히 진행하고 있는 상태이다. AR 건식저장 시설을 운영하고 있거나 추진중인 나라는 미국, 일본, 독일, 캐나다, 스페인, 체코, 스위스 등으로 AR 건식저장을 거쳐 중간저장이나 재처리시설로 수송하는 방식을 채택하고 있다. 우리나라의 경우 월성에서 콘크리트 Silo 건식저장을 이미 사용하고 있으며 일부 다른 원자로도 사용후핵연료 저장능력이 한계에 도달하고 있는 현실을 감안할 때 AR 임시 저장은 불가피한 것으로 여겨진다. 본 보고서에서는 고리를 비롯한 국내원전에 적용 가능한 외국의 AR 저장 시스템 각각에 대하여 설계특성, 설계요건, 기술기준 및 현황 등을 논의하였다. 대부분의 경우 저장용기 인허가 기간은 20년으로 제한하고 있으며 전 수명기간동안 재질의 건전성, 밀봉유지 등이 중요하게 요구되고 있다.