• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
• /
• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
• /
• pp.621-626
• /
• 2003

핵비확산성 건식공정 산화물핵연료는 경수로 사용후핵연료를 재가공하여 원전에서 사용할 수 있는 핵연료로 재가공하는 개념으로, 이 실험은 고방사능 물질인 사용후핵연료를 초기물질로 사용하므로 고방사능 차폐시설인 핫셀 내에서 원격으로 조작되어야 하는 기술적 특성 때문에 이 실험은 적절한 공학적 요건과 안전성을 갖춘 전용시설(DFDF: DUPIC Fuel Fabrication Facility)을 구축하여 '00년 1월부터 실제 사용후핵연료를 사용한 실험을 수행하고 있다. DFDF에서 최대 약 50 ㎏U/yr의 사용후핵연료를 사용하여 건식공정 산화물핵연료 제조시험을 수행할 때 IMEF 시설의 방사선 환경영향에 미치는 영향을 검토하였다 분석한 결과 DFDF 시설의 운영으로 인한 영향은 모두 관련법규를 만족할 뿐 아니라 IMEF 시설의 설계기준도 만족하는 것으로 분석되었다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
• /
• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
• /
• pp.133-134
• /
• 2004

DUPIC (Direct Use of spent PWR fuel In CANDU) fuel cycle technology is being developed at Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI). All the DUPIC fuel fabrication processes are remotely conducted in the completely shielded M6 hot-cell located in the Irradiated Material Examination Facility (IMEF) at KAERI. Undesirable products such as spent nuclear fuel powder debris and contaminated wastes are inevitably created during the DUPIC nuclear fuel fabrication processes.(omitted)

• The Korean Journal of Ceramics
• /
• 제4권2호
• /
• pp.72-77
• /
• 1998

A defect model for UO$_2$ fuel containing soluble fission products was devised based on the defect structure of pure and doped uranias. Using the equilibrium between fuel solid-solution and fission-products and the material balance within the fuel, a tracing method to get the stoichiometry change of urania fuel with burnup was made. This tracing method was applied to high burnup urania fuel and DUPIC fuel. The oxygen potential of urania fuel turned out to increase slightly with burnup. The stoichiometry change was calculated to be negligible due to the buffering role f Mo. The oxygen potential of DUPIC fuel out to be sensitive to the initial chemical state of Mo in the fuel.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
• /
• pp.505-510
• /
• 1996

A simple model for RAM (Reliability, Availability and Maintainability) analysis and its computer code are developed for application to DUPIC fuel fabrication system. The approach is obtained by linking the allocation model (top-down method) to bottom-up method for RAM analysis. As a result, the availability requirement of subsystem, as well as the buffer storage requirement between processes, are evaluated for the DUPIC facility..

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1995년도 춘계학술발표회논문집(2)
• /
• pp.799-804
• /
• 1995

DUPIC 핵연료의 사용전 그리고 사용후 조건에서 방사선량을 분석하였다. 사용후 핵연료로 35,000 MWD/MTU의 표준 연소도와 50,000 MWD/MTU의 고 연소도을 사용하였고 선량률을 계산하기 위해 CANDU의 핵연료 집합체을 균등 혼합체로 가정 하였다. 조사선량율은 건식가공을 거치지 않았을 때 매우 높은 수치를 나타내었지만 건식가공을 한 후에는 많이 감소하개 됨 을 볼 수 있었다. 특히 Cs에 민감한 반응을 보였고 Cs을 100% 제거하였을 경우 전체 선량율이 약 90%가 줄어드는 결과를 얻었다. 아울러 사용후 DUPIC핵연료의 선량율도 건식가공 방법에 많은 영향을 받고 있다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.64-69
• /
• 1997

The code WIMS-AECL has been used for the lattice analysis of DUPIC fuel. The lattice parameters calculated by the code is sensitive to the choice of number of parameters, such as the number of tracking lines, number of condensed groups, mesh spacing in the moderator region, other parameters vital to the calculation of probabilities and burnup analysis. We have studied this sensitivity with respect to these parameters and recommend their proper values which are necessary for carrying out the lattice analysis of DUPIC fuel.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.257-262
• /
• 1996

The characteristics of adjuster rods have been studied for the application to DUPIC core in two aspects: the half an hour xenon override capability and power flattening. The transient analysis has shown that the adjusters used for CANDU 6 have the reactivity worths more than required to override xenon load for DUPIC core. Parametric study has shown that removing 7 adjuster rods in the middle row and adjusting the strength of the rest of adjuster rods can provide the performances no worse than those of natural uranium core.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.65-70
• /
• 1997

Computational benchmark calculations have been performed for CANDU DUPIC fuel lattice and core using a Monte Carlo code MCNP-4B with ENDF/B-V library. The eigenvalues of the DUPIC fuel lattice have been predicted by an integral transport code WIMS-AECL using ENDF/B-V library for different burnup steps and lattice conditions. The comparison has shown that the eigenvalues match those of MCNP-4B within 0.20% $\Delta$k difference between WIMS-AECL and MCNP-4B results. The calculation of a 2-dimensional CANDU core loaded with DUPIC fuel has shown that the eigenvalue predicted by a diffusion code RFSP using lattice parameters generated by WIMS-AECL matches that of MCNP-4B within 0.12%Δk and the largest bundle power prediction error is around 7.2%.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(2)
• /
• pp.769-774
• /
• 1996

DUPIC 공정은 재처리공정과는 달리 공정의 전ㆍ후를 통하여 사용후핵연료의 양이 변하지 않기 때문에 시설이 원활히 운전되기 위해서는 사용후핵연료가 결손 또는 전용되지 않았음을 증명할 수 있어야 한다. 따라서, 핵투명성(nuclear transparency)을 보장할 수 있는 DUPIC 핵연료 보장조치용 비파괴측정 장치의 개발이 요구되었으며 $^3$He tube, 폴리에칠렌(CH$_2$)감속재, 텅스텐 차폐체 그리고 PSR(portable shift register) 등으로 구성된 측정 시스템을 제작하였다. 본 장치를 사용하여 사용후핵연료에서 검출되는 중성자중에서, $^{244}$ Cm의 자발핵분열중성자 수를 분석할 수 있으며 이를 이용하여 사용후핵연료를 계량관리 할 수 있다. 현재 측정시스템에 대한 성능시험등을 수행하고 있는 중이며 향후 DUPIC 연구용 고준위방사성물질취급시설(hot-cell)에 설치할 예정이다.

• 한국재료학회:학술대회논문집
• /
• 한국재료학회 1999년도 추계학술발표강연 및 논문개요집
• /
• pp.29-29
• /
• 1999