• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.112-116
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• 1996

신형경수로의 대안으로서 가압경수로의 단점을 보완하고, 가압중수로의 장점을 채택한 중수감속 경수로의 핵적 개념설계를 제안하였다. 냉각재와 감속재가 서로 다른 채넬을 통해 흐르는 기존 가압중수로의 Pressure-Tube 설계의 장점을 채택하여, 냉각재는 경수를 감속재는 중수를 사용하는 중수감속 가압경수로(DPWR, Deuterium-moderated PWR)의 설계 타당성을 검토하였다. 기본적으로 CANDU의 system설계를 Proven Technology로서 가능한 많이 채택하고, CANFLEX 핵연료 설계도 기존 연구 결과로서 최대한 활용하였다. 월성 2,3,4호기 FSAR의 사양을 그대로 사용하여 기존 중수로의 37봉 핵연료 다발을 6$\times$6 직각 배열 등가 핵연료집합체로 재구성한 후, SEU $UO_2$ 핵연료에 대해 HELIOS코드를 사용하여 핵적 특성을 검토하였다. 냉각재 온도계수가 음의 안전성을 갖고 있으며, 기존 중수로보다 연소도가 훨씬 큰 원자로가 설계될 수 있음을 확인하였다. 또한 발전소 이용률의 증대, 사용후 핵연료 발생량의 감소를 기대할 수 있었다.

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

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.35 no.4
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• pp.142-150
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• 2010

The purpose of this article is to evaluate the radiation safety of CANDU spent fuel disposal system by using MCNPX which was revised in order to improve disposal efficiency. This research analyzed every system components's configuration, dimension and material. Geometric modeling and dose assessment for each system components showed that dose results for inner components had high values, but final disposal system had enough margin for radiation safety.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05d
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• pp.488-493
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• 1996

보장조치 대상 원자력 시선에 대한 사찰 목적은 평화적 목적으로 사용되기 위한 시설 및 핵물질이 핵무기 생산 등의 비평화적 목적으로 전용되지 않았음을 확인하는 것이다. 이를 위하여 국제원자력기구에서는 보장조치 기준(IAEA Safeguards Criteria : 1991 - 1995)에 따라 적절한 검증 수단을 사용하여 핵물질의 형태 및 양, 시설의 운전기록 등에 대하여 보고된 내용과 실제 상황과의 일치성을 확인하고, 미신고된 핵활동이 없음을 확인하고 있다. 보장조치 측면에서 보면, 중수형원자로(CANDU)는 핵연료의 크기가 작고 운전중에 핵연료를 교체하는 방식(On Load Reactors)을 채택하고 있기 때문에 시설 내에서의 핵물질 이동이 매우 빈번하며, 사용후핵연료의 양 역시 경수형원자로에 비해 매우 많다. 따라서 중수형원자로에 대한 보장조치 사찰은 경수형원자로에 비해 사찰일수(최대허용사찰량 : 중수형원자로 45 인-일/년, 경수형원자로 15 인-일/년)가 훨씬 많고 보장조치 관련 장비 또한 매우 다양하다. 현재 운전 중인 월성 1호기에 이어 건설 중인 월성 2, 3, 4호기의 운전이 시작되면 중수형원자로에 대한 국제원자력기구 및 국가사찰 양이 급격히 늘어날 전망이다. 또한 월성 1호기의 경우 사용후핵연료 저장조의 용량 초과로 인한 건식저장고(Dry Canister)로의 이송이 1992년도부터 매년 실시되고 있으며, 이 기간 중에 이송 대상 핵연료의 검증 및 운반 중 전용을 방지하기 위한 추가적인 사찰이 수행됨으로써 많은 인력과 시간이 투입되고 있다. 또한 국제원자력기구에서 추진하고 있는 보장조치 강화 방안의 일환으로 현재 건설 중인 월성 2, 3, 4호기에 대해서는 월성 1호기에는 적용되지 않은 추가적인 보장조치 관련 장비의 설치가 고려되고 있다. 이에 따라 우리나라에서는 중수형원자로에 대한 국제 원자력기구의 사찰 기준 및 사찰 내용을 분석, 중수형원자로 보장조치 사찰에 대한 개선점을 도출하고, 후속기에 대해서 보다 효율적이고 효과적인 보장조치 방안을 적용토록 하여야 할 것이다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2015.10a
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• pp.99-100
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• 2015

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2012.10a
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• pp.51-52
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• 2012

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2011.05a
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• pp.39-40
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• 2011

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.11 no.1
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• pp.31-39
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• 2013

Nuclear fuel can be damaged under unexpected circumstances in a nuclear reactor. Fuel rod failure can be occurred due to debris fretting or excessive hydriding or PCI (Pellet-to-clad Interaction) etc. It is important to identify the causes of such failed fuel rods for the safe operation of nuclear power plants. If a fuel rod failure occurs during the operation of a nuclear power plant, the coolant water is contaminated by leaked fission products, and in some case the power level of the plant may be lowered or the operation stopped. In addition, all spent fuels must be transferred to a dry storage. But failed fuel can not be transferred to a dry storage. Therefore, the purpose of this study is to develop a system which is capable of inspecting whether the spent fuel in the storage pool is failed or not. The sipping technology is to analyze the leakage of fission products in state of gas and liquid. The failed fuel inspection system with gamma analyzer has successfully demonstrated that the system is enough to find the failed fuel at Wolsong plant.

• Proceedings of the Korean Powder Metallurgy Institute Conference
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• 2002.04b
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• pp.33-34
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• 2002

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2005.06a
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• pp.387-389
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• 2005