• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.6 no.2
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• pp.119-128
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• 2008

Thermal assessment of a new CANDU spent fuel disposal system, which improves the retrievability of the spent fuel and enhances the densification factor compared with the Korean Reference disposal System, is carried out in this study. The canisters for CANDU spent fuels are stored for long term and cooled by natural convection in the proposed disposal system for the retrievability. The steady state thermal analyses for proposed CANDU disposal system are carried out with the ANSYS 10.0 CFX code. The thermal analyses are performed through two steps. At the first step, the sensitivity of the disposal tunnel spacing is analysed. The differences of maximum temperatures by several tunnel spacings are calculated at three points in the disposal tunnel. The result shows that the differences of the temperature at the three points are almost negligible because 99% of the decay heat is removed by natural convection. At the second procedure, 60m tunnel spacing with a ventilation system instead of natural convection is considered. The result is applied to the calculation of the canister surface temperature in disposal tunnel as boundary conditions. Consequently, the average and the maximum surface temperature of disposal canisters are $79.9^{\circ}C$ and $119^{\circ}C$, respectively. The inner maximum temperature of a basket in the disposal canister is calculated as $140.9^{\circ}C$. The maximum temperature of the basket meets the thermal requirement for the CANDU spent fuel cladding.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.6 no.3
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• pp.179-187
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• 2008

After Canada has struggled with a radioactive waste problem over for 20 years, the Canadian government finally found out that its approach by far has been lack of social acceptance, and needed a program such as public and stakeholder engagement (PSE) which involves the public in decision-making process. Therefore, the government made a special law, called Nuclear Fuel Waste Act (NFWA), to search for an appropriate nuclear waste management approach. NFWA laid out three possible approaches which were already prepared in advance by a nuclear expert group, and required Nuclear Waste Management Organization (NWMO) to be established to report a recommendation as to which of the proposed approaches should be adopted. However, NFWA allowed NWMO to consider additional management approach if the other three were not acceptable enough. Thus, NWMO studied and created a fourth management approach after it had undertaken an comparison of the benefits, risks and costs of each management approach: Adaptive Phased Management. This approach was intended to enable the implementers to accept any technological advancement or changes even in the middle of the implementation of the plan. The Canadian PSE case well shows that technological R&D are deeply connected with social acceptance. Even though the developments and technological advancement are carried out by the scientists and experts, but it is important to collect the public opinion by involving them to the decision-making process in order to achieve objective validity on the R&D programs. Moreover, in an effort to ensure the principles such as fairness, public health and safety, security, and adoptability, NWMO tried to make those abstract ideas more specific and help the public understand the meaning of each concept more in detail. Also, they utilized a variety of communication methods from face-to-face meeting to e-dialogue to encourage people to participate in the program as much as possible. Given the fact that Korea has been also having a hard time in dealing with spent nuclear fuel management, all of these efforts that Canada has made with a PSE program would give good lessons and implications to the Korean case. In conclusion, as a deliberative participation program, PSE could be a possible breakthrough approach for the Korean spent nuclear fuel management.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2009.06a
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• pp.253-253
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• 2009

전세계적 고유가 및 $CO_2$ 배출로 인한 지구 온난화 문제 동 앞으로의 에너지 개발은 지속가능하며, 환경친화적이어야 한다. 따라서 가장 값싼 에너지원의 하나이며, 또한 환경문제에서도 유리한 원자력 에너지에 대한 세계적인 관심이 지난 약 30년 정도의 침체기간을 거친후 미국, 중국, 인도, 유럽, 아시아 등을 중심으로 다시 부활하고 있다. 그러나 미래 원자력에너지의 활발한 이용 및 지속 가능성을 위해서는 고준위 방사성 폐기물의 처리문제가 반드시 해결되어야 하며, 그 중에서도 사용후핵연료의 관리문제는 원자력 발전소의 계속 운전을 위해 시급히 해결되어야 한다. 한국원자력연구원도 2008년 12월 결정된 정부의 "미래 원자력시스템 개발 Action Plan" 을 통해 이러한 사용후핵연료의 관리문제를 해결하기 위한 연구 과제를 10여년 동안 수행해오고 있으며, 그 중 하나가 파이로(Pyroprocess) 공정개발이다. 1997년부터 관련연구가 착수되어, 2001년부터는 약 6년간에 걸쳐 파이로의 전처리 공정 및 전해환원 공정에 대한 실험실 규모 실증시설인 ACPF(Advanced spent fuel Conditioning Process Facility)를 개발한 바 있다. 또한 향후 파이로 기술의 상용화를 위해 2016년 까지 약 10톤/년 규모의 공학규모 파이로 실증시설(ESPF)을 건설하고 이를 기초로 2025년까지 100톤/년 규모의 파이로 상용시설 (KAPF) 을 건설하여 여기서 나온 우라늄 및 TRU 물질을 이용해 2030년까지 개발 예정인 소듐냉각 고속로에 필요한 핵연료를 제작, 공급하는 계획을 가지고 있다. 이 논문에서는 파이로 시설개발의 가장 중요한 인자중 하나인 시설의 안전성 확보를 위해 외국 및 국내에서의 연구개발 현황을 알아보고 안전성 분석 및 평가방법에 대한 기본 인자들을 도출해 보았다. 또한 파이로 시설의 인허가를 위한 사용후핵연료 처리시설 규제관련 국, 내외의 연구현황도 알아보았다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.177-182
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• 1996

Remote nuclear cask handling device (RNCHD)는 사용후 핵연료cask의 원격 조작에 있어서 안전성과 성능을 향상을 목적으로 한다. RNCHD의 한부분인 grapple은 사용후 핵연료cask의 이동 및 수송 또는 용기뚜껑의 개폐를 위하여 cask의 벽에 대각선으로 돌출되어있는 두 개의 trunnion에 삽입되어야한다. 그러나 trunnion으로의 grapple 삽입은 용기중심과 grapple 장치 중심사이의 위치와 방향편차 때문에 어렵게된다. 인공신경망은 grapple에 설치된 광전센서를 사용하여 용기의 중심으로 부터 grapple 장치의 상대적 위치를 계측하기위해 사용된다. 인공신경망 학습은 광전센서값과 grapple의 상대적 위치와 방향사이의 함수적 관계를 추론하기 위해 수행된다. 이렇게 측정된 RNCHD의 중심위치는 grapple의 자세를 맞추기 위한 제어입력값으로 제공된다. 인공신경망 학습을 위한 데이터는 grapple 장치와 trunnion을 모사한 1/2 스케일의 실험장치를 사용함으로써 얻어진다. 학습된 인공신경망은 학습에 사용 안된 센서입력값, 즉 새로운 grapple의 위치에 대해서도 정확성을 가지고 grapple 장치의 위치와 방위를 측정할 수 있었다.

• Analytical Science and Technology
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• v.22 no.5
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• pp.395-406
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• 2009

The determination of iodine in the spent nuclear fuel and the volatile behavior during its acid dissolution have been studied by NAA(neutron activation analysis) and electron probe microanalysis (EPMA). Simulated spent fuels (SIMFUELs) were dissolved in $HNO_3$(1+1) at $90^{\circ}C$ for 8 hours. The iodine remained in a dissolver solution after dissolution, and that condensed in dissolution apparatus and trapped in the adsorbent by volatilization during the dissolution were determined, respectively. The condensed iodine was recovered by the redistillation with $HNO_3$(1+1) after transfer of the dissolver solution. The iodines in the dissolver and redistilled solution were separated by solvent extraction followed by ion exchange or precipitation method and determined by RNAA (radiochemical neutron activation analysis). The ion exchange column and filtration kit used for the isolation of iodine, which were prepared with a polyethylene tube, were used as an insert in the pneumatic tube for neutron irradiation. The iodine volatilized during the dissolution of SIMFUELs was collected in a trapping tube containing Ag-silica gel (Ag-impregnated silica gel) adsorbent, and the distribution of iodine trapped in the adsorbents were determined by EPMA. The adsorbing characteristics shown with the SIMFUELs were compared with those shown with a real spent fuel from the nuclear power plant.

• Proceedings of the Materials Research Society of Korea Conference
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• 2003.11a
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• pp.228-228
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• 2003

차세대관리 종합공정에서 취급되는 기준 방사선원은 경수로에서 배출된 우라늄-235 농축도 3.5 wt%, 연소도는 43 Gwd/tU 이며 냉각기간은 10년인 사용후핵연료이다. 사용후핵연료의 기준 사양과 차세대관리 종합공정의 특성에 따라 최대 1,385 TBq의 방사선원이 핫셀내에 존재하게 되며, 핫셀 차폐벽은 총 방사능량에 대한 차폐능을 가져야 한다. 최대 방사선원에 대한 핫셀 차폐벽의 중성자에 대한 차폐능을 평가하기 위하여, 본 연구에서는 ORIGEN-2 코드를 이용하여 사용후핵연료에서 발생하는 핵종 및 핵종량을 평가하였으며, 이 자료를 기초로 하여 중성자 선원항을 SOURCES코드를 이용하여 계산하였다.

• Proceedings of the Korean Society of Soil and Groundwater Environment Conference
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• 2001.09a
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• pp.120-123
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• 2001

국내 원전에서 배출되는 사용후핵연료의 안정한 장기 보관과 평화적 재활용을 위한 많은 연구중에서 금속저장체 연구는 사용후핵연료의 장기 보관에 따른 부식 문제 해결과 방사성 붕괴열 제거 관점에서 관심을 끌고 있다. 본 논문에서는 고준위 방사성폐기물로 분류되는 금속저장체를 국내 심지층 암반에 영구 처분했을 때 발생하는 처분장 요구 면적과 영구 처분에 따른 방사선적 안전성에 관한 고찰을 통해 금속 저장체를 이용한 사용후핵연료 관리의 장단점을 분석하였다. 예비 조사 결과 주어진 데이터 조건에서는 금속 저장체는 고준위 방사성폐기물 처분장의 면적을 5 배 정도 줄일 수 있을 것이며 방사선적 안전성 또한 우수한 것으로 판명되었으나 향후 경제성과 핵비확산성을 고려한 종합적인 타당성 연구가 수행되는 것이 바람직하다고 판명되었다.

• Nuclear industry
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• v.36 no.6
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• pp.22-36
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• 2016

사용후핵연료 안심 관리는 대부분의 국가에서 중앙 정부의 주도로 어떤 국책 사업보다 오랜 기간 동안 원활한 사업이 진행될 수 있도록 단계별 접근 방안(Step-wise Approach)을 수립해 과학적인 측면에서 안전성/핵비 확산성 확보와 함께 사회적 수용성을 높일 수 있도록 진행되어야 하는 현안이다. 이를 위해서는 단순히 단기적인 대책인 저장 사업 등을 분리해 다루는 접근 방안으로는 한계가 있어 최종 처분까지 투명한 사업 방안이 선정되고 이를 달성하기 위한 국가 체계 설정 및 관련 재원 확보와 지속적인 공론화를 통한 안전 확인 및 수용성 확보가 수행되어야 할 것이다. 사용후핵연료 관리 사업은 적어도 수십조의 재원이 필요한 대규모 국책 사업이고 안전성에 대한 국민들의 여망이 크므로 이를 지속적으로 수행하기 위해서는 관련 기술 개발 및 사업 진흥을 위한 국가적 노력과 함께 안심 관리를 위한 철저한 독립적인 규제 체제 확립 및 특히 대한민국과 같은 핵비확산 선도국 입장에서는 투명한 민감 핵물질 관리 등 다양한 측면에서 노력이 필요할 것이다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2006.11a
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• pp.225-226
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• 2006

본 논문에서는 PWR 사용후핵연료의 처분용기를 원가대상으로 단위당 제조원가를 추정하였다. 추정결과, 처분용기의 내부는 구상흑연주철로 외부는 순동판으로 후판 제작하였을 경우, KDC-1 처분용기의 단위당 제조원가는 약 2억 3천만원으로 추정되었다. 또한 외부용기를 순동 주물로 제조하였을 경우는 단위당 제조원가가 약 2억 1천만원으로 추정되었다. 그리고 외부용기를 후판제작 할 경우, 총 제조원가 대비 각 제조원가의 2대 요소별로 비율을 살펴보면, 직접재료비는 38%, 직접 노무비 50%, 제조간접비 12%로 추정되었다. 따라서 한국형처분장 개념설계에서 36,000tU을 처분하는데 소요되는 처분용기 14,210개중 PWR 처분용기 11,375개를 고려하였을 경우, 처분용기 총 원가는 사용후핵연료 처분 총 원가의 주요한 원가동인임을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.15 no.4
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• pp.248-255
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• 1983

The thermal analysis on the spent fuel shipping cask for a PWR fuel assembly is performed. Under the normal and fire-accident conditions the temperature distribution through a multilayer cask calculated in compliance with 10 CFR Part 71. A KNU 5&6 spent fuel assembly is assumed to be the decay heat source, which has the maximum discharge turnup of 45, 000MWD/MTU and has been stored in the spent fuel storage pool for 300 days. As a result of thermal analysis, the maximum cladding temperature in case of dry cavity under fire-accident conditions is calculated to be 455$^{\circ}C$. This value is much less than the limiting value specified in 10 CFR Part 50.46. It indicates that no fuel rod cladding rupture could occur under fire-accident conditions. It was also found that no melting of lead would take place in the major shield region.