• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.1067-1074
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• 1995

현재 상용규모 이상의 재처리시설을 보유하고 있거나 건설중인 국가는 5개국이며, 이들의 재처리 용량은 약 5,000톤/y에 이른다. 또한 프랑스 등 5개국이 현재 총 440톤/y의 혼합핵연료 가공시설을 보유하고 있으며, 영국, 일본 등이 대규모 시설을 추가로 건설중에 있다. 재순환 산업이 성숙되어 감에 따라 2005년 경에는 전 세계적으로 누증되어 가고 있는 플루토늄 재고상황도 안정될 것이다. 앞으로 경수로가 혼합핵연료 이용의 중심 역할을 하는 가운데 고속증식로 및 신형전환로 등에의 이용도 확대될 것으로 보인다. 이제까지 총 32기의 경수로가 혼합핵연료를 사용한 실적이 있는데, 플루토늄의 수급 상황을 감안 할 때 2005년경에 가면 68기 정도의 경수로에 혼합 핵연료의 사용이 요구된다. 플루토늄 자체가 유용한 에너지원일 뿐 아니라, 이의 소진 문제도 전 세계적으로 큰 부담이 되고 있는 만큼 사용 후 핵연료사용 확대는 당연한 요구이다. 이를 위해서는 재 순환 하부구조의 확충과 함께 이에 대한 대중의 거부감을 불식시키는 한편, 각국 정부는 안정적 인허가 환경을 조성함으로써 대규모 투자를 보장할 수 있는 여건을 마련해야 할 것이다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 추계학술발표회 발표논문집
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• pp.1049-1050
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• 2004

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 추계 학술대회 논문집
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• pp.283-284
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• 2005

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.371.1-371
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• 2001

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제35권4호
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• pp.142-150
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• 2010

중수로 사용후핵연료의 처분 효율을 높이기 위하여 새롭게 제안된 처분 시스템에 대한 방사선량을 MCNPX를 사용하여 계산함으로써 이 시스템의 방사선 안전성을 예비적으로 평가하고자 하였다. 이를 위해서 처분시스템의 각 요소에 대한 구성, 제원, 재질 등을 분석하였으며, 그에 상응하는 모델링을 수행하였다. 선량평가는 주요 구성요소에 대하여 수행하였으며, 평가결과 내부 구성요소에 대해서는 방사선량이 높은 편이었으나, 최종적인 처분시스템은 방사선에 대한 안전성이 높은 것으로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권4호
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• pp.243-251
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• 2015

국내 원자력발전은 현재 두 번째로 큰 전력 공급 방법이며 원전의 수 역시 증가되는 것으로 계획되어 있다. 그러나, 원자력발전에 의해 발생되는 사용후핵연료에 대해서는 아직 명확한 관리 정책이 확립되어 있지 않다. 원자로 이 후 핵물질 흐름과 관련된 후행 핵연료주기는 사용후핵연료 관리를 위한 기술들의 집합이다. 따라서, 사용후핵연료 관리 정책은 핵연료주기 선택과 함께한다. 핵연료주기 선택의 중요 항목은 경제성으로 이는 사적비용과 함께 외부비용을 더해 결정되어야 한다. 직접비용 인 사적비용과 달리 간접비용인 외부비용에 대한 연구는 원전에 집중되어 있으며 핵연료주기에 대한 연구는 없는 상황이다. 본 연구에서는 핵연료주기에 적용할 수 있는 외부비용 항목들을 도출하고 정량화를 시도하였다. 핵연료주기 외부비용 평가를 위해 고려될 수 있는 핵연료주기로 OT(직접처분), DUPIC(PWR-CANDU 연결), PWR-MOX(PWR 습식재처리), Pyro-SFR (파이로 처리와 고속로 연계)의 네 가지를 선정하였다. 원자력발전의 외부비용 평가에 고려되었던 항목들을 분석하여 핵연료주기에서 에너지 공급 안보비용, 사고위험비용과 수용성 비용을 외부비용 항목으로 도출하고 추산하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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• pp.335-343
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• 2005

차폐형 성분분석기(Shielded EPMA)를 이용하여 한국형 경수로발전소에서 연소된 35,000 MWd/MTU, U-235의 농축도 $3.2\%$인 $UO_2$ 사용후핵연료의 연소도 측정 방법을 제시하였다. 원자로의 출력과 핵연료의 특성 및 중성자속 분포 등 중요한 핵공학적 정보를 제공하는 사용후핵연료의 연소도는 U-235의 감손에 따른 무거운 핵종의 변화를 측정하거나 사용후핵연료 내에 생성된 핵분열생성물을 측정하는 방법 등이 있다. 이러한 방법은 비파괴시험으로도 하고 있으나 파괴시험인 화학적 분석방법이 보다 정확한 것으로 인식되고 있다. 그러나 화학분석법은 분석시간이 많이 걸리며, 방사선시료의 취급으로 인한 시험자의 피폭 등의 어려움이 따른다. 화학적 분석방법에 의한 연소도 측정방법 대신 분석시료의 제작 및 분석시간이 화학적 분석방법에 비해 상당히 짧고, 또한 국부적인 연소도 측정이 요구되는 사고 핵연료나 고연소 핵연료의 위치별 연소도 측정이 가능한 EPMA를 사용한 연소도 측정기술이 개발되고 있다. 시험결과 ORIGEN2코드로 계산한 연소도에 따른 Nd의 농도와 EPMA 분석에 의한 Nd의 농도는 거의 일치하였다. EPMA로 분석한 Nd의 조성과 ORIGEN-2 코드로 계산한 Nd의 조성 분포를 이용하여 사용후핵연료의 연소도를 예측하는 일차 실험식을 유도하였으며, 그 결과가 화학분석에 의한 연소도와 거의 일치함을 확인하였다.

• Applied Microscopy
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• 제35권3호
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• pp.113-119
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• 2005

차폐형 성분분석기 (Shielded EPMA)를 이용하여 한국형 경수로발전소에서 연소된 35,000 MWd/MTU, U-235의 농축도 3.2%인 $UO_2$ 사용후핵연료의 연소도 측정 방법을 제시하였다. 원자로의 출력과 핵연료의 특성 및 중성자속 분포 등 중요한 핵공학적 정보를 제공하는 사용후핵연료의 연소도는 U-235의 감손에 따른 무거운 핵종의 변화를 측정하거나 사용후핵연료 내에 생성된 핵분열 생성물을 측정하는 방법 등이 있다. 이러한 방법은 비파괴시험으로도 하고 있으나 파괴시험인 화학적 분석방법이 보다 정확한 것으로 인식되고 있다. 그러나 화학분석법은 분석시간이 많이 걸리며, 방사선 시료의 취급으로 인한 시험자의 피폭 등의 어려움이 따른다. 화학적 분석방법에 의한 연소도 측정방법 대신 분석시료의 제작 및 분석시간이 화학적 분석방법에 비해 상당히 짧고, 또한 국부적인 연소도 측정이 요구되는 사고 핵연료나 고연소 핵연료의 위치별 연소도 측정이 가능한 EPMA를 사용한 연소도 측정기술이 개발되고 있다. 시험결과 ORIGEN2 코드로 계산한 연소도에 따른 Nd의 농도와 EPMA 분석에 의한 Nd의 농도는 거의 일치하였다. EPMA로 분석한 Nd의 조성과 ORIGEN-2 코드로 계산한 Nd의 조성 분포를 이용하여 사용후핵연료의 연소도를 예측하는 일차 실험식을 유도하였으며, 그 결과가 화학분석에 의한 연소도와 거의 일치함을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권1호
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• pp.133-140
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• 1995

본 논문은 가압경수형 원자력발전소내 비고정식 고밀도 사용후 핵연료 저장대의 지진해석을 수행하기 위해 현재 사용되고 있는 해석방법을 검토하고 있다. 석기서는 영광 3, 4호기 및 울진 3, 4호기 계통설계 경험을 통해 한국원자력 연구소가 보유하게 된 해석 기술을 근거로 하여 해석과정과 모델방법 등을 논의하였다. 비고정식 사용후 핵연료 저장대의 해석은 냉각수에 의한 수력학적 커플링 효과, 핵연료와 중성자 흡수체 및 저장대 구조물 사이의 간극에 의한 충돌, 마찰효과, 그리고 강체 미끌어짐 및 기울어짐 등의 복잡한 현상들을 고려해야 한다. 이러한 모델링 변수들에 대하여 현재의 방법과 규제기관의 추천사항을 비교, 검토하였으며 해석방법 개선 및 최근의 기술적 관심사항들에 대하여 논의하였다.

• 비파괴검사학회지
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• 제19권2호
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• pp.93-99
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• 1999

월성 1호기 원전의 경우에, 사용후 핵연료 저장조 공간을 확보하기 위해서 약 7년 동안 저장조에서 냉각된 사용 후 핵연료를 건식저장고로 매년 이송하고 있다. 년간 2개월이 소요되는 핵연료 이송은 국제원자력기구와 국가의 핵물질 계량 관리검사를 위한 많은 인력과 비용을 필요로 하는 공정이다. 사용후 핵연료 일련번호 확인은 고방사선장인 약 6m 깊이의 저장조속에서 진행되어야 하므로 검사 장비의 유지와 운영이 어렵다. 이 조건에서 CANDU형 사용후 핵연료 다발 일련번호를 확인할 수 있는 장치를 설계 제작하여, 국가 안전 조치 검사현장에 적용하였다. 본 육안검사 장치는 간단한 조작에 의해 수조속의 사용후 핵연료 다발 일련번호를 한정된 검증 시간내에 정확히 읽을 수 있었고, 간편하게 운영될 수 있었다. 안전 조치 검사관은 본 장치를 이용하여 검증 활동을 효과적으로 수행할 수 있는 검사 장비인 것으로 평가되었다. 본 육안검사 장치는 일련번호 확인의 정확성과 재현성 그리고 운영상의 편리성 둥에서 기존 장치에 비해 좋은 결과를 보여주었다.