• Title/Summary/Keyword: 장기건식저장

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사용후핵연료 장기 건식저장시 최대 초기저장 허용온도에 관한 연구

  • 박근일;이후근;변기호;노성기;박현수
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • 1996.05c
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    • pp.470-475
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    • 1996

  • 사용후핵연료 장기 건식저장시 여러가지 저장조건에서 사용후핵연료 피복관 및 사용후핵연료 ($UO_2$)에 대한 장기 건전성을 종합적으로 평가할 수 있는 SIECO 코드를 개발하였다. 건식저장 시스템은 사용후핵연료를 헬륨 및 공기분위기하에서 TN-24P 건식 저장용기에 장기 저장할 경우로 하였으며 피복관의 최대 표면온도는 COBRA-SFS코드를 사용하여 계산하였고, 열유동 해석결과를 바탕으로 SIECO코드를 이용하여 핵연료 연소도 및 냉각기간, 냉각매체에 따른 최대 건식저장 허용온도를 피복관의 열화 및 $UO_2$ 산화의 관점에서 계산하였다.

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Review on Spent Nuclear Fuel Performance and Degradation Mechanisms under Long-term Dry Storage (사용후핵연료의 장기 건식 건전성 성능과 주요 열화 기구에 관한 고찰)

  • Kim, Juseong;Kook, Donghak;Sim, Jeehyung;Kim, Yongsoo
    • Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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    • v.11 no.4
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    • pp.333-349
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    • 2013

  • As the capacity of spent nuclear fuel storage pool at reactor sites becomes saturated in ten years, long term dry storage strategy has been recently discussed as an alternative option in Korea. In this study, we reviewed safety-criteria-related research results on spent nuclear fuel performance and integrity under long-term dry storage and proposed the direction and the scope of future domestic research and development. Creep and hydride effect in relation to the embrittlement are known to be the major degradation mechanisms of the spent fuels during the long term dry storage. However, recent research results showed that hydride reorientation and hydride embrittlement are one of the most critical factors to the spent fuel integrity. Accordingly safety criteria of US and Japan for the storage system are basically founded on those mechanisms. However, in Korea, not only in-pile but out-of-pile experimental data have not been generated to understand fuel cladding degradation and to determine the criteria to ensure the safety. In addition, the transient behavior of the spent fuel during transportation also needs to be thoroughly examined. Therefore, various experimental research and development will be required to establish our own safety criteria for future long-term dry storage of domestic spent fuels.

  • https://doi.org/10.7733/jnfcwt-k.2013.11.4.333 인용 PDF KSCI KPUBS HTML

원자로 조사 Zircaloy-4의 $500^{\circ}C$ 공기중 산화거동 연구

  • 유길성;김건식;민덕기;노성기;김은가
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • 1996.05c
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    • pp.341-346
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    • 1996

  • 사용후핵연료에 대한 장기건식저장과 관련하여 원자로에서 조사된 사용후 핵연료피복관에 대한 산화시험을 공기분위기에서 수행하였다. 피복관 시료의 50$0^{\circ}C$ 공기중 산화시험 결과 산화 초기에 급격한 산화율을 보였으며, 이 후 천이점까지 느리게 산화가 진행되다가 천이 후에는 선형적으로 급격히 무게가 증가하는 지르코늄 합금의 수증기 및 공기중에서의 전형적인 산화양상을 나타내었다. 시편별로는 가장 두꺼운 노내 산화막을 가진 시편이 가장 높은 산화율을 나타내었으며, 노내 산화시 천이점에 근접한 시편들이 가장 낮은 산화율을 보였다. 산화율이 가장 높은 시편의 천이후 영역에서의 산화율은 $\Delta$W ＝ 0.74 t ＋ 38.61과 같은 관계식으로 표현될 수 있었다. 이 때 $\Delta$W는 무게이득(mg/dm$^2$)이고 t는 산화시간(h)을 나타낸다. 시험에 사용된 피복관의 단위 산화막두께(l$\mu$m)에 대한 산화무게증가량은 약 13.4mg/dm$^2$으로 나타났다. 이러한 결과들은 사용후핵연료 중간저장 시설 및 저장캐스크의 설계 전산코드 작성 및 저장시설의 운영에 관련되어 기반자료로 활용될 수 있을 것이다.

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