• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2012년도 추계학술논문요약집
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• pp.49-50
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• 2012

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2015년도 추계학술논문요약집
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• pp.153-154
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• 2015

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2016년도 춘계학술논문요약집
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• pp.79-80
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• 2016

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2016년도 춘계학술논문요약집
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• pp.67-68
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• 2016

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2015년도 추계학술논문요약집
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• pp.103-104
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• 2015

• 한국전산유체공학회지
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• 제21권2호
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• pp.47-53
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• 2016

This study investigated natural convection flow behavior in airflow path designed in concrete dry storage cask to remove the decay heat from spent nuclear fuels. Using FLUENT 16.1 code, thermal analysis for natural convection was carried out for three dimensional, 1/4 symmetry model under the normal condition that inlet ducts are 100% open. The maximum temperatures on other components except the fuel regions were satisfied with allowable values suggested in nuclear regulation-1536. From velocity and temperature distributions along the flow direction, the flow behavior in horizontal duct of air inlet and outlet duct, annular flow-path and bent pipe was delineated in detail. Theses results will be used as the theoretical background for the composing of airflow path for the designing of passive heat removal system by understanding the flow phenomena in airflow path.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2012년도 춘계학술논문요약집
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• pp.25-26
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• 2012

• 한국전산유체공학회지
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• 제21권4호
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• pp.33-39
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• 2016

Generally, thermal analysis of spent fuel storage cask has been conducted using the porous media and effective thermal conductivity model to simplify the structural complexity of spent fuel assemblies. As the fuel assembly is composed of two regions; active fuel region corresponding to UO2 pellets and unactive fuel region corresponding to the top and bottom nozzle, the heat transfer performance can be influenced depending on porous media application at these regions. In this study, numerical analysis on concrete storage cask of spent fuel was performed to investigate heat transfer effects for two cases; one was porous media application only to active fuel region(case 1) and the other one was porous media to whole length of fuel assembly(case 2). Using computational fluid dynamics code, the three dimensional, 1/4 symmetry model was constructed. For two cases, maximum temperatures for each component were evaluated below the allowable limits. For the case 1, maximum temperatures for fuel cladding, neutron absorber and baskets inside the canister were slightly higher than those for the case 2. In particular, even though the helium flows with low velocity due to buoyant forces occurred at the top and bottom of unactive fuel region, treating only active fuel region as the porous media was ineffective in respect of the heat removal performance of concrete storage cask, implying a conservative result.

• 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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• 제27권6호
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• pp.152-161
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• 2023

일반적으로 대용량의 수소를 저장하기 위해 사용되는 수직형 원통 용기는 강재로 제작되며, 사용 환경을 고려하여 제작된 받침 콘크리트 상부에 기초 슬래브에 선 설치된 앵커로 고정하는 방식이 사용된다. 이와 같은 방식은 지진과 같은 외력이 작용될 시 정착부에 응력이 집중될 수 있으며, 앵커 및 콘크리트 손상으로 인한 구조물의 전도 피해가 발생할 수 있다. 본 연구는 현장 조사를 통한 실제 운용중인 수직형 수소 저장용기를 특정하여 3차원 유한요소로 모델링하였고, 비 구조 요소의 내진 성능 검토에 사용되는 ICC - ES AC 156의 인공 지진 및 규모 5.0 이상의 국내 기록지진을 적용하여 거동 특성을 분석하였다. 실제 규모로 제작된 구조물을 대상으로 실험을 진행하는 것이 타당하지만 현실적 제약으로 수행하기에 어려움이 있어 해석적 접근 방식을 통하여 대상 구조물의 안전성을 검토하였다. 거동 특성의 경우 지진동에 의해 발생된 구조물의 응답 가속도는 검토되는 지진 하중 대비 평균적으로 10 배 이상 크게 증폭이 되는 것으로 나타났으며, 무게 중심이 위치되는 지점으로 전달될수록 감소되는 경향을 보였다. 취약 부위로 예상되는 하부 시스템(지지 기둥 및 앵커 정착부)의 경우 허용 응력을 만족하는 것으로 나타났지만, 정착을 위한 받침 콘크리트의 쪼갬 및 인장 강도는 허용 응력 대비 약 5 % 정도의 여유만이 있어 이에 대한 대처 방안이 요구된다. 본 논문에서 제시된 연구 결과를 바탕으로 향후 진동대 시험을 통하여 수행이 되는 수소저장 용기 제작에 필요한 설계 하중 및 조건 등의 기초자료로 활용될 수 있을 것으로 사료된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제38권4호
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• pp.189-193
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• 2013

경수로 사용후핵연료 건식 중간저장시설 격납건물 크기에 따른 방사선량률 추이 분석을 위하여 격납건물 외부 벽면에서의 추정연간선량을 계산하였다. ORIGEN-ARP를 사용하여 농축도 4.5 wt%, 연소도 45,000 MWd/MTU 냉각기간 10년인 사용후핵연료를 대상으로 선원항을 생산하였으며, MCNP 코드를 사용하여 저장시설 및 격납건물에 대한 모델링 및 선량률 계산을 수행하였다. 연간선량은 격납건물 외부 벽면에서의 값으로 계산하였으며, 격납건물 벽과 최외곽 배열의 저장용기와의 간격을 50 m 이상으로 설정할 경우 10CFR72에서 제시하는 연간선량인 0.25 mSv 이하의 값이 계산되었다.