• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1996.11a
• /
• pp.435-440
• /
• 1996

PHEBUS FPT0 노내실험의 핵연료 다발에 대한 실험후 비파괴 검사 및 파괴 검사 결과를 분석하여 노심손상 후기과정을 정alf 분석하였다. 분석한 비파괴 검사결과는 gamma scanning, radiography, tomographies 였으며 파괴 검사 결과는 정밀사진, metallography, Electron Probe Micro Analysis(EPMA)였다. 그 결과, PHEBUS-FPT0 실험에 사용한 핵연료다발은 기존에 수행된 어떤 다른 노내실험의 핵연료다발보다 많이 용융되었으며 용융 pool 및 피막충의 형성, 용융물 내부의 자연대류 열전달과 이에 따른 shroud 물질 손상, 핵연료다발 물질들간의 eutectic 형성 등을 보여주었다. 특히 Ag-In-Cd 제어봉 물질과 stainless-steel이 핵연료봉 물질과 반응하여 이들의 용융온도를 낮게하여 실험 예측값보다 많이 핵연료다발이 손상되어 기존 중대사고 해석 전산코드의 개선이 요구되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 2001.05a
• /
• pp.365-365
• /
• 2001

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2005.06a
• /
• pp.412-413
• /
• 2005

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2004.06a
• /
• pp.353-354
• /
• 2004

사용후 핵연료의 조성을 분석하거나 또는 반사전자상과 2차 전자상 등으로 시료를 관찰하기 위해서는 핫셀(Hot cell)에 증착기(coater)를 설치하여 시료표면을 전도성 물질인 탄소 등으로 증착시켜야 한다. 그러나 원격조정기를(manipulator)를 이용하여 수행되는 핫셀에서의 증착작업은 사용후 핵연료 시험의 선진분석기술을 갖고 있는 원자력 선진국에서도 핫셀내에 설치되어 있는 증착기의 탄소봉을 교체하는 작업과 진공장치의 성능 유지가 까다로워 시료표면에 균질하게 전도성 물질을 증착시키는 작업에 많은 어려움을 겪고 있다. 본 연구는 통상적으로 이용되는 증착기를 사용하지 않고 Silver Paint를 사용하여 사용후 핵연료를 분석할 수 있는 새로운 방법에 대한 연구를 수행하였다. 산화물 핵연료는 전기전도도가 매우 낮아($3{\times}10^{-1}~4{\times}10^{-8}/ohm{\cdot}cm$)입사된 전자의 이동이 원활하지 못해 일어나는 들뜸(Charging)현상이 발생한다. 그러나 Silver Paint 에 사용후 핵연료를 접착하면 모세관(capillary)현상에 의해 시료 주위와 핵연료의 결정립계로 Silver가 스며들어 입사된 전자의 이동이 원활해져 전도성이 극히 낮은 시료의 분석이 가능하게 된다. 본 시험에 사용된 EPMA는 (Electron Probe Micro Analyzer, SX-50R, CAMECA, Paris, France) 고 방사능을 띤 조사 핵연료의 시험을 수행할 수 있도록 기기의 적절한 부위에 납과 텅스텐으로 차폐되어 시편의 방사능 세기가 $3{\times}10^{10}Bq$까지 시험 가능한 기기이다. 그림 1은 JAERI 에 설치 운영중인 증착기 설비 사진이다. 그림에서 핫셀에 설치된 증착기의 진공을 유지하기 위해 핫셀 벽을 관통하여 증착기 본체까지 연결된 배출관의 형상과 복잡한 주변장치들을 볼 수 있다. 그림 2는 비조사 핵연료 시편을 Silver Pain떼 접착한 사진이다. 그림은 시료주위와 시료 표면까지 Silver Paint가 도포된 모습을 보여주고 있다. 상용발전소에서 연소도가 50,000 Mwd/tU인 사용후 핵연료를 상기와 같은 방법으로 만든 시편의 표면을 관찰한 사진을 그림 3~8에 나타내었다. 그림 3은 핵연료 중앙부위의 결정립을 나타낸 그림이다. Silver Paint만으로 접착한 시료의 표면관찰 및 정량분석이 그림에서 보듯이 가능함을 확인하였다. 그림 4는 사용후 핵연료시료를 중앙부위에서 가장자리까지를 다섯 부위로 나누어 그 중 중앙부위(1/5) 지점의 입계 및 형상을 관찰한 사진이다. 결정립의 크기가 다른 부위보다 상대적으로 크고, 결정립에 생성된 기공이 발달되어 있음을 볼 수 있다. 그림 5와 6과 7은 중심부위와 rim부위 사이 지점을 관찰한 사진으로서 결정립과 기공의 분포가 비슷한 형상을 나타내고 있음을 관찰할 수 있었다. 그림 8은 rim 부위 사진으로 전형적인 rim 영역 현상을 관찰할 수 있었다. 표 1은 그림 2와 같이 비조사 산화물 핵연료를 Silver Paint로 접착한 시편을 정량 분석한 결과이다. 시편의 조성은 33.6 at% U, 66.4 at% O의 결과를 얻었다. 산화물 핵연료의 표면 관찰 및 정량 분석 시험시 시편 표면을 전도성 물질로 증착시키지 않고, Silver Paint 에 시편을 접착하는 방법으로도 만족한 시험 결과를 얻을 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2007.05a
• /
• pp.181-182
• /
• 2007

본 연구에서는 사용후핵연료봉으로부터 헐(Hull)과 펠릿(Pellet)을 분류하여 수납하는 용기에 관한 것이다. 수납용기는 분리된 헐과 펠릿을 함께 수납하되, 펠릿을 통과시키는 펠릿 통과부가 형성된 헐 수납용기와, 헐 수납용기 하부에 위치한 펠릿을 수납하는 수납용기를 구비하고, 펠릿 통과부를 선택적으로 개폐할 수 있는 헐 차단유닛 등이 있다. 따라서 유해지역인 핫셀(Hot-cell) 내에서 펠릿 조각이나 헐이 분산되는 위험을 피할 수 있어 안전성이 확보되고, 각각의 수납용기에 자동으로 분류 및 수납되는 공정을 도입하여 일괄적으로 작업을 진행시킬 수 있으며, 별도의 공정이 필요치 않아 작업시간을 절약할 수 있다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1996.05c
• /
• pp.447-452
• /
• 1996

본 연구에서는 7개의 PWR 사용후핵연료집합체를 운반할 수 있는 KSC-7 수송용기의 건식수송조건에 대한 열적 건전성을 평가하였다. 수송용기 축소모델을 제작하여 열시험을 수행하였고 또한, 시험조건과 동일한 조건으로 열전달해석을 수행하여 두가지 결과를 비교 분석함으로써 시험 및 해석결과에 대한 신뢰성을 검증하였다. 신뢰성이 검증된 해석방법을 이용하여 수송용기 본체 및 핵연료집합체에 대한 열전달해석을 수행함으로써 방사선차폐체 및 핵연료봉에 대한 열적 건전성을 입증하였다. 또한, 수송용기의 온도상승에 따른 구조적 건전성을 평가하기 위한 열응력해석을 수행하였다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
• /
• v.6 no.3
• /
• pp.225-232
• /
• 2008

An estimation has been made for inventories and characteristics of spent nuclear fuel(SNF) to be generated from existing and planned nuclear power plants based on the 3rd Basic Plan for Electric Power Demand and Supply. The characteristics under consideration in this study are dimensions, a fuel rod array, a weight, $^{235}U$ enrichment, and the discharge burnup in terms of fuel assembly. These are essentially needed for designing a pyroprocessing facility. It is appeared that the anticipated quantity by the end of 2077 is about 23,000 tU for PWR spent nuclear fuel. It is revealed that the proportion of SNF with the initial $^{235}U$ enrichment below 4.5 weight percent(wt.%) is approximately 95 % in total. For SNF with 16$\times$16 fuel rod array the proportion is expected approximately 74% in total. It appears that the average burnup of SNF will be 55 GWd/tU after the medium and/or latter part of 2010s while the average burnup is 45 GWd/tU at present. Finally, a requirement in terms of reference SNF for designing the pyroprocessing facility has been derived from the above-mentioned results. The anticipated SNF seems to be 16$\times$16 Korean Standard Fuel Assembly with a cross section of 21.4 cm$\times$21.4 cm, a length of 453 cm, a mass of 672 kg, the initial $^{235}U$ enrichment of 4.5 wt.%, and the discharge burnup of 55 GWd/tU.

• Journal of Intelligence and Information Systems
• /
• v.3 no.2
• /
• pp.1-9
• /
• 1997

These papers propose an evolutionary algorithm for re-using output of waste fuel of light water reactor system in nuclear power plants. Evolutionary algorithm is useful for optimization of the large space problem. The wastes contain several re-useable elements, and they should be carefully selected and blended to satisfy requirements as input material to the heavy water nuclear reactor system. This problem belongs to a NP-hard like the 0/1 Knapsack problem. Two evolutionary strategies are used as a, pp.oximation algorithms in the highly constrained combinatorial optimization problem. One is the traditional strategy, using random operator with evaluation function, and the other is heuristic based search that uses the vector operator reducing between goal and current status. We also show the method, which performs the feasible teat and solution evaluation by using the vectorized data in problem. Finally, We compare the simulation results of using random operator and vector operator for such combinatorial optimization problems.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2003.11a
• /
• pp.381-387
• /
• 2003

Hull arising from the spent PWR fuel elements is classified as a high-level radioactive waste. This report describes the radio-chemical characteristics of the hull -from PWR spent fuel of 32, 000MWd/tU burn-up and 15 years cooling, discharged from Gori Unit I cycled 4 -7-by examination and literature survey. On the basis of the results, a method of degradation to middle and low-level radio active waste was proposed by dry process such as laser or plasma technique with removing the nuclides deposited on the surface of the hull.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2008.05a
• /
• pp.337-338
• /
• 2008