• 지질공학
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• 제13권2호
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• pp.171-191
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• 2003

본 연구의 목적은 고준위 방사성폐기물을 지하 심부 불연속 화강 암반 내에 처분할 때 처분공동 주변 절리에서의 장기간(500년)에 걸친 열수리역학적 연성거동 변화를 분석하고, 앞으로 처분 개념 설정에 활용 하고자 하는 것이다. 해석모델은 포화된 불연속 화강 암반, 처분공내 압축 벤토나이트로 둘러 쌓인 PWR 사용후 핵연료 및 처분용기, 그리고 처분동굴 내에 채워진 혼합 벤토나이트를 포함한다. 해석모델 내에는 2개의 절리 세트가 존재하는 것으로 가정하였다. 절리세트1은 20m간격의 $56^{\circ}$ 경사의 절리들로 구성되었고, 절리세트2는 절리세트1에 수직방향으로 20m간격의 $34^{\circ}$ 경사의 절리들로 구성되었다. 해석은 2차원 해석 코드인 UDEC을 사용하였다. 특히 공동 주변 절리에서의 거동변화를 파악하기 위하여 Barton-Bandis 절리 모델을 사용하였고, PWR 사용후 핵연료로부터의 시간의존 방사성 붕괴열 영향 분석 및 steady state 유동 알고리즘을 이용한 수리해석을 하였다.

• Composites Research
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• 제28권2호
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• pp.58-64
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• 2015

본 논문에서는 샌드위치 복합재 패널로 제작되는 사용후 핵연료 수송용기 충격완충체의 유효등가 유한 요소모델을 제시하는데 목적을 둔다. 샌드위치 복합재 패널은 금속재 면재와 각각 우레탄 폼, 발사목 그리고 레드우드 심재로 구성되었다. 충격완충체의 유효등가 유한요소 모델은 샌드위치 복합재 패널의 저속충격 시험과 해석결과와의 비교를 통해 제시되었으며, LS-DYNA 3D를 사용한 동적 외연 유한요소해석에 의해 수행되었다. 시험과 해석 결과, 충격완충체 샌드위치 패널의 유한요소 모델은 적층쉘 요소의 면재와 솔리드요소의 심재를 사용한 기존의 혼합모델링 기법에 비해 면재와 심재 모두 솔리드 요소를 적용하는 방법이 더 정확한 결과를 나타냄을 확인하였다. 이때 발사목과 레드우드 심재는 요소제거 기능을 갖는 솔리드 요소로 모델링 되는 것이 추천되어진다.

• 분석과학
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• 제13권6호
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• pp.751-758
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• 2000

사용후핵연료에 미량 함유되어 있는 요오드를 정량하기 위하여 분리 및 회수를 위한 최적조건을 실험하였다. 사용후핵연료의 용해를 위하여 모의 사용후핵연료를 이용하였으며 용해과정에서 요오드가 휘발되지 않는 혼합산(질산:염산)의 최적 혼합비는 80:20 mol%이었으며 비휘발성 요오드의 생성을 촉진시키기 위하여 오존을 사용하였을 때 요오드의 회수율이 6회 평균 측정값이 9.6% 증가를 나타내었다. 사염화탄소에 의한 요오드 추출과정에서 ${IO_3}^-$를 $I_2$으로 환원시키기 위하여 $NH_2OH{\cdot}HCl$을 사용하였으며 요오드 환원에 적합한 용해용액의 산도는 2.5 M 그리고 $NH_2OH{\cdot}HCl$의 양은 $1.5{\times}10^{-3}mole$ 이상이었다. 분리된 요오드는 이온 크로마토그래피로 정량하였으며 이때 회수율은 $82.8{\pm}4.1%$로서 $^{131}I$를 추적자로 사용하여 보정하였다.

• 분석과학
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• 제14권4호
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• pp.291-299
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• 2001

사용후핵연료내 핵분열생성물중 Sm 동위원소 정량을 위한 분리 및 정제에 관한 연구를 수행하였다. 일차적으로 핵분열생성물 대신 여러 비방사성 금속이온(Cs, Ba, Gd, Eu, Sm 및 Nd)들로 구성된 모의용액을 시료로 사용하였다. Sm은 AG $1{\times}8$ 음이온교환수지관에서 1 M $HNO_3$/90% MeOH 용액으로 세척 후 0.5 M $HNO_3$/80% MeOH 용액으로 용리하였다. 용출액에 함유되어 있는 미량의 Ba을 제거하기 위하여 0.2 M alpha-hydroxyisobutyric acid 용액(pH 4.5-4.6)으로 전처리한 AG $50W{\times}8$ 양이온교환수지관에서 정제하였으며, 순수한 Sm을 90% 이상 분리, 회수할 수 있었다. 실제 PWR 사용후핵연료에 함유되어 있는 Sm의 분리 및 정제에 적용하여 용출액을 질량분석한 결과 Gd, Eu, Pm, Nd 및 BaO에 의한 동중원소 영향이 나타나지 않았다. $^{154}Sm$ 스파이크를 이용한 동위원소희석 질량분석법으로 사용후핵연료 중의 Sm 및 각각의 성분 동위원소($^{147}Sm$, $^{148}Sm$, $^{149}Sm$, $^{150}Sm$, $^{151}Sm$, $^{152}Sm$ and $^{154}Sm$)들을 정량하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2016년도 춘계학술논문요약집
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• pp.77-78
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• 2016

사용후핵연료 및 조사핵연료의 안전성평가를 위한 산화시험과 소둔시험을 다양한 핵연료 개발과제에서 준비하고 있다. 한국원자력연구원의 PIEF에서 수행될 본 시험장치는 핫셀의 제한된 특성을 반영하여 효과적인 핵분열생성물의 핵종분석시험이 가능하도록 설계.제작되었다. 가열로의 소형화와 조작의 편이성을 반영하였으며, 핫셀 내 가열로 상부캡위에 Gamma Counter를 설치하여 핵분열생성물의 방출량 측정이 가능하도록 하였다. 시험운용에 있어 일정한 온도범위에서의 가열조건과 급격한 온도변화를 모사할 수 있는 기능이 포함되었다. 아울러, 핵분열생성물의 핵종분석은 계측 외에 세라믹 흡착제에 고착된 방사선량의 측정을 통해 교차평가가 가능하다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제18권2호
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• pp.27-35
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• 1993

중수로형 원자로에서 방출되는 사용후핵연료 다발을 안전하게 운반할 목적으로 CANDU 수송용기에 대한 방사선차폐해석을 수행하였다. 핵연료의 연소도는 7,800MWD/MTU, 냉각기간은 5년으로 하여 ORIGEN2 코드로 방사선원을 구하고 이것으로 핵연료 378다발을 운반할 수 있는 수송용기의 차폐체 두께변화에 따른 선량을 영향을 비교하였다. 계산은 ANISN과 DOT4.2 코드를 사용하였으며, 해석결과 최적의 차폐구조를 선정 하였으며, 또한 IAEA 및 국내 원자력법의 수송법규에 명시된 정상수송 및 가상사고조건에 따른 차폐해석을 수행하여 CANDU 수송용기의 안전성을 입증하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권4호
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• pp.299-314
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• 2014

인양장비는 원자력발전소에서 발생하는 사용후핵연료를 운반하는 운반용기를 인양하기 위해 사용된다. 본 연구는 원자력 안전위원회고시 제2013-27호와 미국 10CFR Part 71 ${\S}71.45$에서 규정하는 기술수준에 따라 이론적인 방법과 유한요소방법으로 인양장비의 구조적안전성을 평가하였다. 이론적으로 평가한 결과 모든 구성 요소에서의 응력이 응력제한치 내에 있어 운영상 발생하는 구조적 안전성을 확보하고 있는 것으로 판단하였다. 또한 유한요소해석을 통한 평가결과, 항복과 극한조건 모두에서 설계기준을 만족하는 것으로 평가되었다. 모든 구성요소에서 충분한 안전여유도(항복조건에서 3 이상의 안전율, 극한조건에서 5 이상의 안전율)를 갖는 것으로 나타나 구조적으로 안전하다고 판단하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제14권2호
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• pp.30-36
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• 1989

고리 1호기의 사용후 핵연료에 함유된 핵종중 핵임계도에 미치는 영향이 큰 22개 핵종에 대한 핵단면적 자료를 XLACS-II에 의해서 ENDF/B-IV로 부터 취해서 FISSLIB(51군 핵단면적 자료)를 만들었다. 그리고 AMPX 조직에 의해서 DLC-43/CSRL 자료로 부터 생산된 51군 핵단면적 자료와 함께 사용할 수 있도록 하였다. 한편 BNL-325와 FISSLIB을 비교하여 후자의 유용성을 확인하였다. 그리고 FISSLIB에 수록된 핵분열 생성물 핵종에 대한 핵군단면적을 기본 입력자료로 하여 무한 배열된 고리 1호기 사용후 핵연료봉에 대한 핵임계도 계산을 수행하였다. 그 결과 냉각기간에 따라 핵분열 생성물 핵종을 고려할 때의 핵임계도는 그것을 무시할 때보다 9-14%의 감소효과를 나타냈다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제18권3호
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• pp.245-254
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• 2005

방사성물질은 다양한 분야에서 사용되고 있으며 이에 따른 국내 및 국제간 운반이 계속적으로 증가하고 있다. 방사성물질을 수송하기 위해서는 수송용기의 안전성이 확보되어야 한다. 방사성물질 수송용기의 안전규정에 관해서는 국내 원자력법 운반안전규정 및 IAEA 운반규정에서 규정하고 있다. 방사성물질 수송용기 중에서 사용후핵연료를 운반하는 수송용기는 본체와 충격완충제로 구성되어 있다. 본 논문에서는 사용후핵연료 수송용기의 충격완충제에 작용하는 충격력을 계산하는 간편한 실험식을 차원해석을 통하여 유도하였다. 해석결과는 기존의 충격면적법 및 유한요소해석과 비교를 통하여 그 타당성을 입증하였다. 본 실험식을 이용하여 수송용기의 낙하충격력을 쉽게 예측할 수 있다.

• 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.