• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2012.02a
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• pp.214-214
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• 2012

최근 일본에서 일어난 지진과 쓰나미에 의한 원전 사고는 원자력의 안전성에 대한 매우 심각한 의문을 던져주었으며, 어떠한 경우에도 안전한 원자로의 필요성이 크게 대두하였다. 본 발표는 그러한 원자로로, 이러한 재난이 닥쳤을 때 핵분열 반응이 즉시 중지되는 가속기구동 원자로(accelerator-driven system)를 제시한다. 이것은 원자로를 임계치 아래로(sub-critical) 유지한 상태에서 외부에서 가속기를 이용하여 필요한 중성자를 공급하여 핵분열 반응을 유지하는 원자로로서, 재난 발생 시 가속기가 즉시 중지됨으로서 원자로 역시 즉각적으로 중지된다. 본 발표에서 그 동안 아이디어로 존재하던 이것의 타당성, 현실성, 전망 등에 대하여 설명한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.96-101
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• 1997

양자가속기를 외부 중성자 공급원으로 하여 미임계 운전을 가능하게 하고 토륨을 핵연료로 사용하므로 장주기 핵종과 핵무기 재료물질의 발생량을 현저히 줄일 수 있는 새로운 노형인 energy amplifier에 대한 연구가 CERN을 중심으로 활발히 진행되고 있다. 본 연구에서는 토륨주기에 대하여 고정 중성자속 조사에 의한 핵분열 및 방사붕괴에 관한 모델을 정립하여 다수의 연립선형 미분방정식으로 구성하여 Runge Kutta 5-6차 자동시간 간격 수치해법을 이용하여 계산하였다. 결과는 1014의 고정 중성자속에 대하여 충분한 U233의 생산이 평형상태에 도달하고 장주기 핵종도 우라늄 주기에 비하여 현저히 줄어듬을 보이므로 가속기를 이용한 토륨 핵연료 주기의 타당성을 확인하였다.

• Proceedings of the Korean Society for Rock Mechanics Conference
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• 2001.03a
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• pp.40-60
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• 2001

핵변환 후 영구 처분될 가압경수로 및 중수로용 사용후핵연료에 대한 인간 생태계에 대한 영향을, 직접 처분하는 경우와 비교해 보았다 심지층 처분된 용기에 저장된 사용 후 핵연료로부터 유출된 방사성 핵종들이 공학적 방벽을 거쳐 결정질 기반암 내 균열대를 통해 지하수의 흐름을 따라 이동하면서 , 다양한 지질 및 암종을 거쳐 생태 환경으로 도달한다는 핵종 유출 시나리오 중 가장 보수적인 시나리오인 우물 시나리오에 대한 위해도를 평가하여 상대적인 환경친화성을 정량적으로 제시하였다. 현재 국내에 가속기와 미임계형 원자로를 함께 사용하는 핵변환시스템과 임계형 원자로와 같은 핵변환 시스템이 개념적인 수준에서 개발되고 있어, 이 연구를 통해 향후 핵변환시스템 연구에서 요구되는 항목들도 기술적 개선, 경제성 제고, 환경 친화성, 그리고 수용성측면에서 제시하였다.

• Journal of Energy Engineering
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• v.25 no.2
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• pp.52-64
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• 2016

The production of nuclear energy from thorium which is non-fissile material was a main issue until the middle of 1970's, because of the thorium's abundance as energy resources, its capability of breeding fissile material U233, and the reduction of long-lived actinides. However, to use thorium as nuclear fuel, some obstacles such as the necessities of external neutron source and long-term neutron irradiation for effective breeding, and the production of high radioactive isotopes in the course of thorium breeding cycle should be overcome. The difficulties to resolve these cons of thorium cycle became the reason of interruption of the related researches in the middle of 1970's. But in the 21st century, the change of societal perspective regarding nuclear energy and the appearance of accelerator-driven nuclear reactor shift those cons into pros and rehabilitate the study of thorium. The high activity of thorium cycle turned out to be a good option as higher resistance and easier detectibility of nuclear proliferation and the employment of subcritical accelerator-driven reactor as external neutron sources is considered to enhance the nuclear safety. In this study we compare the thorium cycle with the currently-used uranium cycle and analyze the technical status and perspective of thorium researches which use accelerator-driven reactors.

• Tunnel and Underground Space
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• v.11 no.2
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• pp.132-145
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• 2001

The purpose and need of the study is to quantify the advantage or disadvantage of the environmental friendliness of the partitioning of nuclear fuel cycle. To this end, a preliminary study on the quantitative effect of the partition on the permanent disposal of spent PWR and CANDU fuel (HLW) was carried out. Before any analysis, the so-called reference radionuclide release scenario from a potential repository embedded into a crystalline rock was developed. Firstly, the feature, event and processes (FEPs) which lead to the release of nuclides from waste disposed of in a repository and the transport to and through the biosphere were identified. Based on the selected FEPs, the ‘Well Scenario’which might be the worst case scenario was set up. For the given scenario, annual individual doses to a local resident exposed to radioactive hazard were estimated and compared to that from direct disposal. Even though partitioning and transmutation could be an ideal solution to reduce the inventory which eventually decreases the release time as well as the peaks in the annual dose and also minimize the repository area through the proper handling of nuclides, it should overcome major disadvantages such as echnical issues on the partitioning and transmutation system, cost, and public acceptance, and environment friendly issues. In this regard, some relevant issues are also discussed to show the direction for further studies.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.27-32
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• 1998

붕산수를 사용하는 기존 가압경수로에 적용하는 설계요건을 검토하여 무붕산운전 가압경수로 노심핵설계에 적용할 설계요건을 도출하였다. 무붕산운전 노심에서 운전중 반응도 제어는 제어봉만으로 이루어지기 때문에 제어봉의 삽입 및 인출에 제한을 두지 않아야 한다 따라서 운전중 제어봉의 삽입 및 인출로 인하여 첨두출력인자가 높아지게 되므로 노심 선출력밀도를 낮게 설계해야 한다 또한 제어봉만을 사용하여 상온영출력 상태에서 미임계요건을 만족해야 하기 때문에 고온전출력 상태에서의 노심 잉여반응도를 최소화하여 제어봉 부하를 줄여야 하고, 이를 위해서는 연소에 따른 반응도 변화를 최소화하는 핵연료집합체 설계가 필요하다. 이와 같이 도출된 설계요건을 적용하여 600 MWe급 원자로심을 육방형핵연료로 구성하고 무붕산운전 24개월 주기에 대한 주요 핵설계변수를 분석하여 노심의 핵설계를 평가하였다. 이 연구에서 제시된 노심은 무붕산운전 노심의 제반 설계요건을 만족하고 있으며 기존 가압경수로에 상응하는 경제성을 확보할 수 있는 것으로 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.25 no.3
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• pp.480-496
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• 1993

원자력발전 핵연료주기에서 고려하여야 할 중요한 요소의 하나는 사용후핵연료에서 비롯되는 고준위 방사성핵종이다. 고준위 방사성핵종의 처분 방법으로서 심지층처분방식은 가장 손쉬운 방법이기는 하나 매우 장시간의 감시가 필요하며, 특히 자연환경으로의 누출가능성이 커서 이의 대안으로서 외국 몇 나라에서는 소위 소멸처리(Transmutation)방법에 대한 연구를 활발히 하고 있다. 현시점에서 소멸처리 방법으로 가장 타당성이 있는 것으로 여겨지는 것은 원자로를 이용하는 것과 가속기 구동 미임계 시스템 (Accelerator-Driven Subcritical System)을 이용하는 방법이다. 본 기고문에서는 이들 방법을 중심으로 다양한 소멸처리 방법의 소개와 기술적인 문제점(특히 핵 특성관점에서)에 대한 고찰 그리고 향후 연구과제 등에 대하여 기술하고자 한다. 비록 소멸처리 시스템의 현실화를 위해서는 해결되어야 할 과제가 많이 남아 있지만, 기술적인 가능성과 방사능의 소멸이란 면을 고려할 때 소멸처리시스템은 궁극적인 방사성핵종 처리기술로서 연구·개발할 충분한 가치가 있는 것으로 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.14 no.3
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• pp.122-137
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• 1982

Analyzed is the sensitivity of reactor transient behavior to various reactor parameters during the reactivity induced accidents (RIA) of the Kori Unit 1. Included in the analysis is a partial spectrum of RIAs with relatively fast transients such as uncontrolled rod cluster control assembly bank withdrawl from a subcritical or low power startup condition and rod ejection accidents. The analysis can be performed generally in three steps: calculation of an average core power change, hot spot heat transfer calculation and DNBR (departure from nucleate boiling ratio) calculation. The computer codes used for the analysis are either developed based on the codes relevent to it. These codes are evaluated to be highly reliable. An extensive sensitivity analysis is performed to study the effects of various reactor design and operating parameters on the reactor transient behavior during the accidents. The assumptions and initial conditions used for the RIA analysis in the Kori Unit 1 FSAR (Final Safety Analysis Report) are reexamined, and the corresponding analysis results are reassessed, based on the sensitivity analysis results, to be conservative and reliable.