• 방사성폐기물학회지
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• 제16권4호
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• pp.455-472
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• 2018

국내의 사용후핵연료가 증가함에 따라 사용후핵연료 저장조는 곧 포화가 될 것으로 예상된다. 따라서 사용후핵연료 건식저장 운영 및 관리 방안에 대해 연구하는 것은 매우 중요하다. 미국에서는 오랜 기간 건식저장을 운영해왔으며 이를 바탕으로 사용후핵연료 건식저장 운영 및 관리 방안에 대해 많은 연구가 수행되고 있다. 그러나 우리나라에서는 경수로 사용후핵연료건식저장 경험이 없으며 관련 관리방안 및 구체적인 기준이 매우 부족한 현실이다. 건식저장기간 동안 주요한 이슈중의 하나는 건식저장용기 열화현상이며 대표적으로 응력부식균열에 의한 부식현상이 있다. 미국에서는 U.S. DOE, U.S. NRC, 그리고 EPRI 주관 아래 건식저장 캐니스터에서의 염화물 응력부식균열에 관한 많은 연구들을 수행하고 있다. 또한 건식저장 캐니스터의 염화물 응력부식균열 현상을 설명하기 위해 SNL에서는 확률론적 응력부식균열 모델을 제시하였다. 본 논문에서는 SNL에서 제시한 확률론적 응력부식균열 모델을 검토하였으며 모델에 제시된 주요인자들을 세세하게 분석하였다. 본 논문은 우리나라에서 스테인리스 스틸로 제작된 캐니스터를 경수로 사용후핵연료 건식저장으로 이용할 경우, 건식저장 운영 및 관리 방안을 구축하는 대에 좋은 참고문헌이 될 것이라 사료된다.

• 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.

• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권6호
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• pp.890-898
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• 2018

Nondestructive inspection (NDI) is an integral part of structural integrity analyses of dry storage casks that house spent nuclear fuel. One significant concern for the structural integrity is stress corrosion cracking in the heat-affected zone of welds in the stainless steel canister that confines the spent fuel. In situ NDI methodology for detection of stress corrosion cracking is investigated, where the inspection uses a delivery robot because of the presence of the harsh environment and geometric constrains inside the cask protecting the canister. Shear horizontal (SH) guided waves that are sensitive to cracks oriented either perpendicular or parallel to the wave vector are used to locate welds and to detect cracks. SH waves are excited and received by electromagnetic acoustic transducers (EMATs) using noncontact ultrasonic transduction and pulse-echo mode. A laboratory-scale canister mock-up is fabricated and inspected using the proposed methodology to evaluate the ability of EMATs to excite and receive SH waves and to locate welds. The EMAT's capability to detect notches from various distances is evaluated on a plate containing 25%-through-thickness surface-breaking notches. Based on the results of the distances at which notch reflections are detectable, NDI coverage for spent nuclear fuel storage canisters is determined.

• 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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• 제15권4호
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• pp.403-409
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• 2017

원자력발전소내 습식저장중인 사용후핵연료의 건식저장을 위해서는 캐니스터 내부에 사용후핵연료를 옮겨 담은 이후, 건식저장 캐니스터 내장품이나 사용후핵연료 다발의 부식방지 및 피복관의 열화방지를 위해 모든 수분은 제거해야 한다. 캐니스터 내부의 수분을 제거하는데 사용할 수 있는 기체강제순환 건조시스템 개발을 위한 연구개발이 진행중이다. 본 연구에서는 기체강제순환 건조시스템 설계, 제작을 위한 예비설계를 수행하였다. 예비설계에는 캐니스터 내부 잔존수분 제거를 위한 건조사례조사, 건조관련 규격이나 표준, 건조합격기준, 건조장치구성, 현장요구분석, 습식저장중인 사용후핵연료 특성을 포함하였다. 예비설계를 통하여 기체강제순환 건조시스템의 설계 개념도와 P&ID를 도출하였고, 이를 활용하여 건조시스템 제작을 위한 상세설계를 수행할 것이다.

• 한국환경과학회지
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• 제12권4호
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• pp.487-496
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• 2003

본 연구에서 실시한 VOC의 각 배출원별 구성물질 성분비를 조사한 결과로부터 다음과 같은 결론을 얻었다. 1) 우리나라의 VOC 주요 배출원에서 배출되는 성분은 주로 toluene으로서 도로포장 배출물질과 자동차, 도장시설, 가솔린증기 구성성분이 각각 35, 18, 16, 5%로 높은 분율을 차지하고 있음을 알 수 있었다. 2) 자동차와 주유소 그리고 가솔린 저장탱크 배출 물질의 경우 주로 $C_{5}$ 이하의 성분들이 배출되었는데, 이들 성분들은 주로 휘발유를 취급하는 곳에서 상당량 배출되고 있었다. 3) 도장시설에서는 m/p-xylene과 toluene, 1,2,4-TMB, o-xylene 둥이 각각 34, 16, 10, 9%로 배출되고 있어 주로 방향족 화합물들이 많이 배출되고 있었다. 4) 세탁시설에서는 주로 석유계 연료를 사용하고 있어 nonane이 41%, 1,2,4-TMB가 22%, 1,3,5-TMB가 13%로 배출되었으며, 도로포장시 아스팔트에서는 toluene과 benzene, m/p-xylene, o-xylene, ethyl benzene 등of 각각 35, 10, 4, ,3, 2%로 배출되고 있어 BTEX가 상당량 배출되고 있었다. 5) 본 연구의 경우 시료채취시 약 20초간의 짧은 시료채취이므로 정확한 자료를 얻기 위해서는 비교적 장시간을 채취하여 분석하여야 될 것으로 사료되며, 도로포장의 경우 시료채취지점으로 부터 약 100m 전방에 편도 2차선의 도로가 있어 자동차 배출물질이 다소 포함되었을 가능성이 있음을 밝혀둔다.

• 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.