• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권2호
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• pp.657-665
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• 2021

Nondestructive evaluation methods play an important role in ensuring component integrity and safety in many industries. Operator fatigue can play a critical role in the reliability of such methods. This is important for inspecting high value assets or assets with a high consequence of failure, such as aerospace and nuclear components. Recent advances in convolution neural networks can support and automate these inspection efforts. This paper proposes using residual neural networks (ResNets) for real-time detection of corrosion, including iron oxide discoloration, pitting and stress corrosion cracking, in dry storage stainless steel canisters housing used nuclear fuel. The proposed approach crops nuclear canister images into smaller tiles, trains a ResNet on these tiles, and classifies images as corroded or intact using the per-image count of tiles predicted as corroded by the ResNet. The results demonstrate that such a deep learning approach allows to detect the locus of corrosion via smaller tiles, and at the same time to infer with high accuracy whether an image comes from a corroded canister. Thereby, the proposed approach holds promise to automate and speed up nuclear fuel canister inspections, to minimize inspection costs, and to partially replace human-conducted onsite inspections, thus reducing radiation doses to personnel.

• 방사성폐기물학회지
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• 제21권4호
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• pp.503-516
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• 2023

A transfer cask serves as the container for transporting and handling canisters loaded with spent nuclear fuels from light water reactors. This study focuses on a cylindrical transfer cask, standing at 5,300 mm with an external diameter of 2,170 mm, featuring impact limiters on the top and bottom sides. The base of the cask body has an openable/closable lid for loading canisters with storage modules. The transfer cask houses a canister containing spent nuclear fuels from lightweight reactors, serving as the confinement boundary while the cask itself lacks the confinement structure. The objective of this study was to conduct a structural analysis evaluation of the transfer cask, currently under development in Korea, ensuring its safety. This evaluation encompasses analyses of loads under normal, off-normal, and accident conditions, adhering to NUREG-2215. Structural integrity was assessed by comparing combined results for each load against stress limits. The results confirm that the transfer cask meets stress limits across normal, off-normal, and accident conditions, establishing its structural safety.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권1호
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• pp.35-44
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• 2016

Leading national R&D project to design a PWR spent nuclear fuel interim dry storage system that has been under development since mid-2009, which consists of a dual purpose metal cask and concrete storage cask. To ensure the safe operation of dry storage systems in foreign countries, major confinement monitoring techniques currently consist of pressure and temperature measurement. In the case of a dual purpose metal cask, a pressure sensor is installed in the interspace of bolted double lid(primary and secondary lid) in order to measure pressure. A concrete storage cask is a canister based system made of double/redundant welded lid to ensure confinement integrity. For this reason, confinement monitoring method is real time temperature measurement by thermocouple placed in the air flow(air intake and exit) of the concrete structure(over pack and module). The use of various monitoring technologies and operating experiences for the interim dry storage system over the last decades in foreign countries were analyzed. On the basis of the analysis above, development of the confinement monitoring technology that can be used optimally in our system will be available in the near future.

• 방사성폐기물학회지
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• 제4권2호
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• pp.139-152
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• 2006

사용후핵연료 건식저장용기는 낙하사고조건에서 캐니스터의 건전성이 입증되어야 한다. 낙하사고조건은 캐니스터를 건식저장용기에 장입하기 위하여 저장용기의 상부에서 크레인으로 취급하는 도중에 캐니스터가 저장용기 내부의 받침대로 자유 낙하하는 조건이다. 저장용기 내부의 받침대는 이러한 조건에서 캐니스터의 구조적 건전성을 유지하도록 완충효과가 좋아야 한다. 본 연구에서는 다양한 저장용기 내부 받침대 에 대한 3차원 유한요소해석을 통하여 낙하사고조건에서 캐니스터의 구조적 건전성을 향상시킬 수 있는 구조를 결정하였다. 저장용기 내부 받침대는 탄소강으로 만들어진 원통 쉘의 내부에 콘크리트를 장입한 구조와 받침대 높이의 변화 없이 콘크리트 높이의 1/4정도에 탄소강과 폴리우레탄폼을 이용한 구조물을 사용하여 완충효과를 보완하고자 수정된 구조를 고려하였다. 완충체의 형상 및 구조를 결정하기 위하여 십자형상이나 원형의 탄소강 구조물을 받침대 상부에 위치하여 그 영향을 알아보았다. 이때 탄소강 구조물의 두께를 24 mm, 12 mm, 6mm로 변화를 주었다. 또한, 탄소강 구조물 사이에 충진하는 폴리우레탄폼의 밀도에 대한 영향을 알아보았다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권7호
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• pp.969-978
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• 2013

A full-sized model for the horizontally oriented metal cask containing 21 spent fuel assemblies has been considered to evaluate the internal natural convection behavior within a dry shield canister (DSC) filled with helium as a working fluid. A variety of two-dimensional CFD numerical investigations using a turbulent model have been performed to evaluate the heat transfer characteristics and the velocity distribution of natural convection inside the canister. The present numerical solutions for a range of Rayleigh number values ($3{\times}10^6{\sim}3{\times}10^7$) and a working fluid of air are further validated by comparing with the experimental data from previous work, and they agreed well with the experimental results. The predicted temperature field has indicated that the peak temperature is located in the second basket from the top along the vertical center line by effects of the natural convection. As the Rayleigh number increases, the convective heat transfer is dominant and the heat transfer due to the local circulation becomes stronger. The heat transfer characteristics show that the Nusselt numbers corresponding to $1.5{\times}10^6$ < Ra < $1.0{\times}10^7$ are proportional to 0.5 power of the Rayleigh number, while the Nusselt numbers for $1.0{\times}10^7$ < Ra < $8.0{\times}10^7$ are proportional to 0.27 power of the Rayleigh number. These results agreed well with the trends of the experimental data for Ra > $1.0{\times}10^7$.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제19권2호
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• pp.75-83
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• 2023

For three-dimensional finite element welding residual stress simulation, several methods are available. Two widely used methods are the moving heat source model using heat flux and the temperature boundary condition model using the temperature profile of the welded beads. However, each model has pros and cons in terms of calculation times and difficulties in determining welding parameters. In this paper, a new method using the moving temperature profile model is proposed to perform efficiently 3-D FE welding residual stress analysis for large structures. Comparison with existing experimental residual stress measurement data of two-pass welding pipe and SNL(Sandia National Laboratories) mock-up canister shows the accuracy and efficiency of the proposed method.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제19권2호
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• pp.84-92
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• 2023

As temporary storage facilities for spent nuclear fuels in domestic nuclear power plants are expected to be saturated, external intermediate storage facilities would be required in the future. Spent nuclear fuels are stored in metal canisters and then placed in a dry environment within concrete or metal casing for operation. In the United States, the dry storage method for spent nuclear fuels has been operated for an extended period. Based on the corrosion experiences of dry storage canisters in chloride environments, numerous studies have been conducted to reduce corrosion in welds. With the construction of intermediate storage facilities in Korea for spent nuclear fuels expected near coastal areas adjacent to nuclear power plants, there is a need for research on the corrosion occurrence of welds and mitigation methods for canisters in chloride environments. In this paper, we measured and compared the residual stresses in the Heat-Affected Zones (HAZ) after electron beam welding (EBW) and gas tungsten arc welding (GTAW) processes for candidate materials such as 304L, 316L, and duplex stainless steel(DSS). We investigated the possibility of microstructure control through the application of surface modification processes using friction stir processing (FSP). Corrosion tests on each welded specimen revealed a higher corrosion rate in EBW welds compared to GTAW. Furthermore, it was confirmed that corrosion resistance improved due to phase refinement and redistribution of precipitates when FSP was applied.

• 방사성폐기물학회지
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• 제4권3호
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• pp.245-253
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• 2006

사용후연료 건식저장용기의 전복사고조건에 대한 1/3 축소모델의 시험을 실시하여 전복해석에 대한 검증을 하였다. 전복해석은 전복각도에 따른 위치에너지와 동일한 운동에너지를 가지는 초기각속도를 이용하여 결정된 각 점에서의 속도를 충돌직전 모델에 대한 초기경계값으로 입력하여 해석하였다. 전복시험에 따른 캐니스터의 구조적 건전성을 확인하기 위하여 육안검사와 함께 액체침투법과 초음파 탐상법와 같은 비파괴검사를 실시하였다. 전복충격에 의하여 저장용기의 뚜껑 에 변형 이 발생되었지만 캐니스터의 구조적 건전성이 유지되었다. 시험에서 취득한 변형률과 가속도를 해석결과와 비교하여 해석 에 대한 검증을 실시하였다. 해석결과는 시험결과보다 대체로 두 배 정도의 큰 값을 주는 것으로 나타났다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 추계 학술대회 논문집
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• pp.237-246
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• 2005

고연소도 PWR 사용후연료 건식저장용기의 전복사고조건에 대한 해석 검증을 위한 1/3 축소모델의 시험을 실시하였다. 전복해석은 전각각도에 따른 위치에너지와 동일한 운동에너지를 가지는 초기각속도를 이용하여 결정된 각 점에서의 속도를 충돌직전 모델에 대한 초기경계값으로 입력하여 해석하였다. 전복각도 $50^{\circ}$에 대한 l/3 시험모델 전복시험를 실시하였다. 전복시험에 따른 캐니스터의 구조적 건전성을 확인하기 위하여 육안검사 및 비파괴검사를 실시하였다 시험에서 취득한 변형률과 가속도를 해석결과와 비교하여 해석에 대한 검증을 실시하였다. 전복충격에 의하여 저장용기의 뚜껑에 변형이 발생되었지만 캐니스터의 구조적 건전성의 손상은 없었다. 전복해석은 보수적인 결과를 보여줌을 알 수 있었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권2호
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• pp.119-128
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• 2008

본 연구에서는 사용후핵연료 회수성과 처분밀도를 향상시킨 새로운 CANDU 사용후핵 연료처분시스템의 열해석을 수행하였다. 제안된 CANDU 사용후핵연료 처분방식 에서는 사용후핵연료의 회수성을 향상시키기 위해 일정 기간 동안 터널에 자연대류를 이용하여 저장하며, 처분밀도 향상을 위해 개선된 CAHDU 사용후핵연료 처분용기를 이용하고 있다. 제안된 CANDU 사용후핵연료 처분방식의 열적 안전성을 검토하고자 ANSYS 10.0 CFX 코드를 사용하여 시스템 전체의 정상상태 열 해석을 2단계로 나누어 수행하였다. 1단계에서는 터널간격이 처분터널 내부 온도에 미치는 영향을 분석하기 위해 터널 간격에 따른 처분터널 내벽온도 변화를 계산하였다. 계산 결과 99%의 붕괴열이 대류에 의해 냉각되는 것을 확인하였고, 이로 인해 터널 간격은 처분터널 내부 온도에 거의 영향을 주지 않았다. 2단계 계산에서는 터널간격 60 m에서 환기 설비를 고려한 처분터널의 내벽온도를 계산하였고, 이 결과는 처분터널 내부 처분용기의 표면온도를 구하기 위해 사용되었다. 계산결과, 처분용기의 표면온도는 최대 $119^{\circ}C$, 평균 $79.9^{\circ}C$로 계산되었다. 처분용기 최대온도에 따른 처분용기 내부 바스켓 피복재 최대온도는 $140.9^{\circ}C$로 계산하였으며, 이는 피복재 열적 특성을 고려하였을 때 충분한 열적 안전성을 가지고 있다고 판단되었다.