• 에너지공학
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• 제23권4호
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• pp.236-239
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• 2014

한수원 중앙연구원은 2007년부터 정부과제의 하나로 전기출력이 1500MWe급인 GEN.III+ 원전 APR+를 개발하고 있다. APR1400에 비해 보다 개선된 안전성과 경제성을 갖는 원전을 개발하기 위해 국내 건설 중인 원전과 해외에서 개발 또는 건설 중인 ALWR(Advanced Light Water Reactor)의 설계내용 및 후쿠시마 원전사고로부터 도출된 개선사항을 반영하여 한국 실정에도 맞고, 해외 수출형 원전에도 부합되는 원전을 설계하고 있다. APR+의 경쟁력을 확인하기 위해 APR+ 표준설계개발 단계에서 3회의 경제성 평가를 수행하였다. 표준설계개발 단계에의 3차(최종) 경제성 평가 결과 APR+ N-th호기는 국내석탄화력 1000MWe급 대비 약 23% 경쟁력 우위인 것으로 평가되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권4호
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• pp.411-422
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• 2016

최근 국내 원전의 경수로 사용후핵연료 습식 저장시설의 포화시점이 다가옴에 따라 운반 및 저장용기를 이용한 건식저장시스템 개발이 활발하게 수행되고 있다. 일반적으로 사용후핵연료 운반 및 저장용기 설계를 위한 차폐해석 시 장전 가능 연료 중 가장 보수적인 연료를 설계기준연료로 선정하여 해석을 수행한다. 그러나 실제 금속 운반용기에 장전되는 사용후핵연료는 해석평가에 적용된 설계기준연료에 한정되지 않고 다양하기 때문에 초기농축도, 연소도, 최소냉각기간의 특성을 고려한 차폐평가를 통하여 장전가능 여부가 결정된다. 이에 본 연구에서는 금속 겸용용기에 장전 가능한 연료를 대상으로 국내 운반기준을 만족하는 최소냉각기간의 결정을 위한 차폐해석 방법을 기술하였다. 특히 발생량이 많은 초기농축도 3.0~4.5wt%의 사용후핵연료는 차폐해석 구간을 세분화하여 평가하여 연구결과의 활용에 효율성을 높이고자 하였다. 차폐평가를 통해 2008년까지 국내 원전에서 발생한 장전대상연료 중 약 81%의 사용후 핵연료를 금속겸용용기로 운반할 수 있는것으로 평가되었다. 본 연구결과를 통해 금속 겸용용기의 운반조건에 장전 가능한 연료의 특성을 제시함으로써 운반 시 운영절차의 개발을 위한 기술적 근거 수립에 도움이 되고자 한다.

• 원자력산업
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• 제26권5호통권279호
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• pp.84-90
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• 2006

신월성 1,2호기 기공 건설 '본격화'/ 방폐장지원금 3천억원 경주시에 지급/ PLUS7 개량연료, 울진 원전에 최초 장전/ 고리 1호기 계속 운전 '청신호'/ 제3차 원자력진흥종합계획 공청회 개최/ 원자력 통제 제도 종합 개선 계획 수립 및 추진/ 연구용 원자로 이용 '냉중성자 실험동' 기공식/ 반세기에 접어든 한 · 미 원자력 협력/ 한국표준형원전(OPR 1000)베트남에 적극 홍보/ '국제원자력기구 에너지 모델' 워크숍 개최/ '글로벌 원자력 안전 체제 대응 방안' 논의/ 울진 4호기 제 6차 계획 예방 정비 착수/ "세계 최고의 발전 회사가 되자"/ 핵연료 기술 정보 교류 연차대회 개최/ '한수원 중소 협력 업체 모임' 최초 출범/ '지역 공동체 경영' 2년만에 착근/ "원자력은 현실적 대안 에너지"

• 에너지공학
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• 제25권1호
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• pp.43-47
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• 2016

한수원 중앙연구원은 2007년부터 정부과제의 하나로 전기출력이 1500MWe급인 GEN III+ 원전 APR+를 개발해 왔다. APR1400 보다 안전성이 진전된 노형을 개발하기 위해 국내외에서 건설되거나 설계중인 ALWR의 개선된 설계특성을 조사하였다. 국내외의 원전건설 사업에 적합한 APR+ 표준설계를 개발하기 위해 신개념설계특성과 후쿠시마 원전사고 경험을 설계에 반영하였다. APR+의 안전성향상 표준설계 단계(2013.1 ~ 2015.12)에서 한 번의 경제성평가를 수행하였다. 설계 안전성향상 기술개발 단계에의 경제성 평가 결과 APR+ N-th호기는 국내석 탄화력 1000MWe급 대비 39.2% 경쟁력 우위인 것으로 평가되었다. 또한 APR+원전은 해외 원전 선진국 ALWR에 비해 동등 이상 수준의 경쟁력을 확보하는 것으로 평가되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.390-395
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• 1997

국내 원전연료 생산시설에서 발생되는 페지르칼로이를 이용하여 수소의 흡수ㆍ저장 가능성을 확인하였으며 $600^{\circ}C$에서 수소원자대 금속원자의 비율이 약 2.0으로 되는 것을 측정하였다. 지르칼로이의 수소화반응을 위해서는 100$0^{\circ}C$ 이상에서, 금속의 활성화 과정에 의한 금속 표면의 oxide film의 제거가 필요한 것으로 나타났으며 수소화반응은 15분 이내에 이루어지는 것으로 관찰되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제4권3호
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• pp.285-299
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• 2006

2005년말 현재, 전세계 32개국에서 443기의 원자력발전소가 운영되고 있다. 현재 전체발전량은 약 3,000 TWh이며 전세계 전력공급의 약 16 퍼센트를 차지하고 있다. 2004년말 사용후핵 연료는 전세계 원전의 발전용량 368 GWe에서 매년 11,000 tHM 정도 발생되고 있으며 현재 운영중인 대부분의 원전이 가동정지가 예상되는 2020년에는 445,000 tHM까지 예상되고 있다. 이러한 관점에서, 사용후핵 연료 관리는 전체 IAEA 회원국에게는 그들이 취하고 있는 후행핵 연료주기 정책과 전략에 관계없이 국제협력 등을 통해 가까운 장래에 시급히 그리고 반드시 해결해야 할 필수 사안임이 분명하다. 지난 2006년 5월 15일부터 2주간 제2차 방사성폐기물안전협약 체약국회의가 오스트리아 IAEA본부에서 개최되었다. 동 회의에서 사용후 핵연료에 대한 국가 정책 및 전략, 그리고 그들의 현황, 향후 전망, 정책에 일차적으로 고려한 인자와 이행내용 등이 심층논의되었으며, 향후 개별 국가의 노력 및 국제협력의 방향 등이 확인되었다. 본 논문에서는 상기협약에서 논의된 사용후핵 연료 관리에 대한 국가정책 및 향후 추세 둥을 자세히 기술하였다. 또한 주요국가의 최근 이행내용도 요약정리 하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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• pp.137-144
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• 2005

원전 1차 계통내에 실리카는 알카리 토금속(Ca, Mg, Al 등)과 결합하여 원전 연료 피복재에 열전달을 방해하는 규석층(Zeolite)를 형성한다. 이렇게 형성된 규석층은 원전 피복재 손상의 원인이 된다. 이러한 원전 1차 계통내 실리카의 문제점들은 EPRI 보고서 등에 그 문제점이 꾸준히 제기되어 왔으며 이러한 문제점들을 해결하기 위하여 막분리 공정을 이용하고자 하였다. 먼저 실험실 규모의 실험을 통해 NF막의 실리카 제거율이 약 $60\;{\sim}\;70\%$, Boron 제거율이 약 $10\;{\sim}\;20\%$로 그 적용 가능성을 확인하였으며, FilmTec과 Osmonics 사 NF막 제품 4종에 대하여 현장 실험을 수행하였다. 현장 사용후연료 저장 붕산수 400L를 시료로 한 실험에서 운전압력 $10kg_{f}/cm^2$에서 FilmTec 사의 NF90-2540이 실리카 제거율이 약 $98\%$, Boron 제거율이 약 $43\%$로 확인되었으며 또한 NF270-2540이 실리카 제거율이 약 $38\%$, Boron 제거율이 약 $3.5\%$로 확인되었다. 이를 바탕으로 장기운전 특성 실험 등의 추가적인 연구를 통해 최적의 실리카 제거를 위한 막 분리공정을 설계 할 예정이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권2호
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• pp.163-169
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• 2015

국내 원자력발전소에서는 사용후핵연료 저장용량의 확대를 위해 사용후핵연료저장조에 조밀저장대를 설치하고 있지만 한빛원전은 2024년에 포화가 예상된다. 또한 10개의 원자력발전소가 2029년까지 설계수명에 도달하게 된다. 하지만 원전운영과 해체를 위한 국내 사용후핵연료 관리정책은 아직 결정되지 않은 상황이다. 미국의 경우 원전해체시 사용후핵연료를 중간 저장시설 또는 영구처분장으로 이송하기 전까지 임시적으로 독립된 사용후연료저장조(이하 'SFPI') 방식을 운영하는 사례가 있다. SFPI는 원전해체시 운전정지 후 사용후핵연료를 저장하는데 있어서 방사선 노출 저감, 운영비용 절감, 안전성 보강 등의 효과를 기대할 수 있다. 따라서 이 논문에서는 미국의 SFPI 운영경험, 시스템, 적용규정 등에 대한 사례연구를 수행하였다. 결론적으로 SFPI 국내 적용을 위해서는 사용후핵연료저장 계통의 설계변경 범위 및 예상 소요비용 확정, 원전 해체계획에 설비개선 계획 반영제출, 주기적안전성평가(PSR) 방법 등을 활용한 안전성 평가(운영기간 10 년), 설계변경을 위한 운영 변경허가 신청, 규제기관 심사 및 허가 취득, 설계변경 수행, 규제기관의 확인점검, SFPI 운영을 위한 교육 및 시운전, SFPI 운영 및 정기검사, SFPI 해체 등의 절차가 필요하다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.219-224
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• 1996

노심설계에서 현재 사용되는 일체형 가연성 흡수봉인 Gd, ZrB$_2$ 그리고 Er의 한국표준형 원전 노심 설계에의 타당성을 노심 F$\Delta$H 제어, 저누출 장전모형 설계, 농축도/주기길이 그리고 주기말의 잔존 페널티 등의 측면에서 분석하였다. 초기노심의 경우는 영광 3호기 1주기 장전모형에 동일 연료집합체를 사용한 Gd/ZrB$_2$/Er의 경우와 ZrB$_2$/Er 최적장전모형에 동일 연료집합체를 사용한 경우에 대하여 분석하였다. 평형노심은 Gd/ZrB$_2$/Er 모두 동일한 장전모형을 사용한 18개월 주기길이의 노심에 대하여 동일한 농축도에서의 주기길이차이와 동등 주기길이를 내는데 필요한 농축도 요구량에 대하여 분석하였다. 초기노심 평형노심 모두 F$\Delta$H 제어에는 ZrB$_2$/Er가 Gd보다 유리하였으며, 저누출 장전모형의 설계에도 ZrB$_2$와 Er가 Gd보다 유리하였다. 평형노심에서 동일한 주기길이를 내는데 요구되는 농축도는 ZrB$_2$에 비하여 Er는 0.182 w/o Gd는 0.063 w/o 높게 나타났으며 동일 농축도를 사용할 경우 주기길이는 ZrB$_2$에 비하여 Gd는 165 MWD/MTU 그리고 Er은 575 MWD/MTU가 짧게 나타났다. 따라서, F$\Delta$H 제어와 저누출 장전모형은 설계에는 ZrB$_2$와 Er가 Gd보다 유리하였으나 Er의 경우 주기말에서의 잔존 페널티가 매우 크다는 단점이 있다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.1054-1059
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• 1995

국제원자력기구에서는 현재 적용되고 있는 보장조치(Safeguards) 방법을 보다 효과적이고 효율적으로 적용하기 위하여 1993년부터 'Program 93+2'라는 사업을 수행하고 있다. 이중 하나의 과제로 수행되고 있는 구역 보장조치는 기존의 보장조치 개념이 하나의 시설을 대상(Facility-Oriented Safeguards)으로 개발된 것과는 달리 동일한 범주의 핵물질을 취급하는 여러 개의 시설을 하나의 가상적인 구역(Fuel Cycle-Oriented Safeguards)으로 설정하여 보장조치를 적용하는 개념으로, 보다 강화된 사찰 활동에 의하여 보장조치 신뢰도를 향상시키면서 사찰 횟수 및 사찰량은 절감되고 있다. 우리나라는 한국원자력연구소의 중수로핵연료 가공시설과 월성 1호기를 천연우라늄 구역(Natural Uranium Zone)으로, 한국원전연료(주)의 경수로핵연료 가공시설과 국내의 모든 경수로를 저농축우라늄 구역(Low Enriched Uranium Zone)으로 설정하여 성공적으로 구역 보장조치를 적용하고 있다. 그러나 이러한 구역 보장조치의 적용에는 원자력산업 체제의 단순화와 같은 제약조건이 따른다. 앞으로 우리나라에서는 현재 적용되고 있는 구역 보장조치 방법이 보다 효율적으로 운영되고 시설 운영에 대한 방해를 최소화시키는 방안을 고려하여야 하며 이에 는 가공시설에서의 생산 및 수송 일정을 발전소 운영 및 사찰 일정과 적절히 조화시키는 방법, 가공시설에서 검증된 핵연료에 대하여 적절한 감시 및 봉인 장비를 적용하는 방법, 현재의 구역 이외의 시설 또는 핵물질에 새로운 구역을 설정, 적용하는 방안 등을 고려할 수 있다.