• Nuclear Engineering and Technology
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• 제37권1호
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• pp.91-100
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• 2005

Kyung-hee Thorium Fuel (KTF), a heterogeneous thorium-based seed and blanket design concept for pressurized light water reactors, is being studied as an alternative to enhance proliferation resistance and fuel cycle economics of PWRs. The proliferation resistance characteristics of the KTF assembly design were evaluated through parametric studies using neutronic performance indices such as Bare Critical Mass (BCM), Spontaneous Neutron Source rate (SNS), Thermal Generation rate (TG), and Radio-Toxicity. Also, Fissile Economic Index (FEI), a new index for gauging fuel cycle economy, was suggested and applied to optimize the KTF design. A core loaded with optimized KTF assemblies with a seed-to-blanket ratio of 1: 1 was tested at the Korea Next Generation Reactor (KNGR), ARP-1400. Core design characteristics for cycle length, power distribution, and power peaking were evaluated by HELIOS and MASTER code systems for nine reload cycles. The core calculation results show that the KTF assembly design has nearly the same neutronic performance as those of a conventional $UO_2$ fuel assembly. However, the power peaking factor is relatively higher than that of conventional PWRs as the maximum Fq is 2.69 at the M$9^{th}$ equilibrium cycle while the design limit is 2.58. In order to assess the economic potential of a heterogeneous thorium fuel core, the front-end fuel cycle costs as well as the spent fuel disposal costs were compared with those of a reference PWR fueled with $UO_2$. In the case of comprising back-end fuel cycle cost, the fuel cycle cost of APR-1400 with a KTF assembly is 4.99 mills/KWe-yr, which is lower than that (5.23 mills/KWe-yr) of a conventional PWR. Proliferation resistance potential, BCM, SNS, and TG of a heterogeneous thorium-fueled core are much higher than those of the $UO_2$ core. The once-through fuel cycle application of heterogeneous thorium fuel assemblies demonstrated good competitiveness relative to $UO_2$ in terms of economics.

• 방사성폐기물학회지
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• 제15권4호
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• pp.391-402
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• 2017

한국원자력환경공단에서는 국내 경수로 원전에서 발생된 사용후핵연료를 건식으로 저장할 수 있는 콘크리트 용기를 개발하였다. 본 저장용기는 사용후핵연료가 건식환경에서 장기간 저장되는 동안 용기 및 사용후핵연료의 건전성이 유지되며, 방사선량률이 저장시설의 설계기준을 초과하지 않도록 설계되어야 한다. 특히, 저장시설은 정상 및 사고조건에서 적절한 방사선 방호를 위한 차폐설계가 이루어져야 한다. 이를 위해 본 연구에서는 미국 10CFR72 및 10CFR20의 기술기준과 NRC의 표준 심사지침 NUREG-1536에서 제시한 평가방법에 따라 건식저장조건하에서 단일 콘크리트용기 및 $2{\times}10$ 용기배열조건의 선량율을 평가하였다. 평가결과, 일반인에 대한 연간선량 한도인 0.25 mSv를 만족하는 통제구역 경계까지의 거리는 약 230 m로 도출되었다. 콘크리트 저장용기의 설계사고는 $2{\times}10$ 배열의 저장시설에서 한 개의 저장용기가 이송 중 전도사고가 발생하여 용기의 바닥면이 통제구역 경계로 향하는 상황으로 가정하였다. 전도된 저장용기의 바닥면으로 부터 100 m 및 230 m 지점에서 각각 12.81 mSv 및 1.28 mSv로 평가되었다. 본 연구를 통해 건식저장조건에서 콘크리트 저장용기 및 저장시설은 적절하게 평가된 통제구역경계까지의 거리가 확보된다면 방사선적 안전성이 유지됨을 확인할 수 있었다. 본 평가결과만으로 건식환경의 저장용기(시설) 설계에 직접 적용하기는 어렵겠으나, 향후 '국가 고준위폐기물 관리 전략'에 근거한 원전내 저장시설 또는 중간저장 시설의 설계 및 운영에 유용한 자료가 될 것으로 사료된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권3호
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• pp.361-370
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• 1993

국내 가압 경수로는 핵연료 재장전후 해당 주기 노심핵설계의 타당성 및 안선 제한치의 만족 여부를 확인하기 위하여 저출력에서 노물리 시험을 수행한다. 그러나 고리 3호기 7주기를 포함한 일부 저출력 노물리 시험 중 step 반응도를 삽입한 후에도 반응도가 서서히 증가하는 기이한 현상이 나타났다. 이러한 현상은 시험시 중성자속 준위가 낮고 노외 핵계측기로 비보상형 전리함을 사용하기 때문에 감마 background가 존재하여 생기는 것이다. 이로 인해 노물리 시험 결과는 많은 오차를 포함할 수도 있는 것이다. 본 연구에서는 반응도가 증가하는 현상을 정량적으로 분석하고 기준 제어봉 제어능 측정 시험을 모사함으로써 노물리 시험 결과의 오차를 줄일 수 있는 방법을 제시하고 이후의 노물리 시험에 적용하여 확인하였다. 또한 감마 background 준위를 산정한 후 중성자속 준위를 조정하여 기준 제어봉 제어능 측정 시험을 통해 감마 background의 영향을 받지 않는 중성자속 준위를 결정하였다. 결정된 중성자속 준위는 핵가열이 발생하는 중성자속의 3/10이다. 이것은 기존의 상한치보다 3배 증가된 것이다. 이 결과는 고리 4호기 7주기 및 영광 1호기 7주기 노물리 시험에 성공적으로 적용되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제39권1호
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• pp.31-42
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• 2007

Energy supply is increasingly showing up as a major issue for electricity supply, transportation, settlement, and process heat industrial supply including hydrogen production. Nuclear power is part of the solution. For electricity supply, as exemplified in Finland and France, the EPR brings an immediate answer; HTR could bring another solution in some specific cases. For other supply, mostly heat, the HTR brings a solution inaccessible to conventional nuclear power plants for very high or even high temperature. As fossil fuels costs increase and efforts to avoid generation of Greenhouse gases are implemented, a market for nuclear generated process heat will be developed. Following active developments in the 80's, HTR have been put on the back burner up to 5 years ago. Light water reactors are widely dominating the nuclear production field today. However, interest in the HTR technology was renewed in the past few years. Several commercial projects are actively promoted, most of them aiming at electricity production. ANTARES is today AREVA's response to the cogeneration market. It distinguishes itself from other concepts with its indirect cycle design powering a combined cycle power plant. Several reasons support this design choice, one of the most important of which is the design flexibility to adapt readily to combined heat and power applications. From the start, AREVA made the choice of such flexibility with the belief that the HTR market is not so much in competition with LWR in the sole electricity market but in the specific added value market of cogeneration and process heat. In view of the volatility of the costs of fossil fuels, AREVA's choice brings to the large industrial heat applications the fuel cost predictability of nuclear fuel with the efficiency of a high temperature heat source tree of Greenhouse gases emissions. The ANTARES module produces 600 MWth which can be split into the required process heat, the remaining power drives an adapted prorated electric plant. Depending on the process heat temperature and power needs, up to 80% of the nuclear heat is converted into useful power. An important feature of the design is the standardization of the heat source, as independent as possible of the process heat application. This should expedite licensing. The essential conditions for success include: ${\bullet}$ Timely adapted licensing process and regulations, codes and standards for such application and design ${\bullet}$ An industry oriented R&D program to meet the technological challenges making the best use of the international collaboration. Gen IV could be the vector ${\bullet}$ Identification of an end user(or a consortium of) willing to fund a FOAK

• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권1호
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• pp.91-101
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• 1993

가압경수로형 원자로의 정상 비정상 운전시의 열수력학적 거동을 예측하기 위해서는 원자로내기포계수의 분포를 정확히 계산하는 것이 필수적이다. 이러한 기포계수의 정확한 예측을 위하여 많은 모델들이 제시되었다. 이중 drift-flux모델은 그 계산의 정확성과 간결성에 의하여 널리 사용되고 있다. 이러한 drift-flux 모델을 사용하여 보다 더 정확한 기포계수를 예측하기 위해서는 각 상간의 슬립률과 flow regime 에 따른 기포의 운동의 변화가 정확히 고려되어야 한다. Drift-flux 모델에서는 이러한 두 가지 요소가 drift-flux parameter인 $C_{o}$ 와 (equation omitted), 에서 고려된다. 본 연구에서는 이러한 $C_{o}$ 의 실험적 결정을 위하여 원자로 노심을 모사한 4개의 전열봉이 있는 비등이 발생하는 수직사각 유로를 구성하였으며, 완성된 유로내에서 기포계수의 분포 및 기포속도의 분포를 측정하였다. 국부적 기포계수 및 기포속도 분포의 측정에 사용된 방법은 이중탐침법이며 측정이 이루어진 유로내의 유동 상태는 유속이 비교적 느린 low flow rate condition이며 유로내 압력은 3기압 이하이다. 본 실험에서는 액상의 속도는 측정되지 않았으며, 따라서 $C_{o}$ 의 계산을 위하여 (equation omitted)의 실험 상관관계식을 사용하여 유로내 평균 기포계수의 함수로 나타내었다.

• 대한환경공학회지
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• 제32권4호
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• pp.333-340
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• 2010

하수나 폐수를 이용해서 조류를 배양하고 이를 통해서 획득된 조류 생체로부터 바이오디젤을 생산한다는 것은 친생태적이면서 신재생에너지 생산이라는 점에서 최근 각광받는 녹색성장기술이다. 바이오디젤 생산에 필요한 지질의 함량이 높은 조류 종에 대한 연구가 최적 인공배양액 조건에서 연구된 사례들이 있다. 하지만 실제 하수의 조건에서 고지질 함량 조류의 생체생성과 하수처리능에 대한 정보 제공이 미흡한 것이 현황이다. 본 연구에서는 바이오디젤 전구물질인 지질함량이 높다고 알려진 조류 종들을 선별해서 국내 하수조건에서 생체생성능과 하수처리능을 분석하였다. 이를 위해서 실제 하수에서 토착조류를 제거한 후 지질함량이 높다고 알려진 조류 4종(Chlorella vulgaris AG10032, Ankistrodesmus gracilis SAG278-2, Scenedesmus quadricauda, Botryococcus braunii UTEX 572)을 각각 하수에 식종한 후에 조류의 성장률과 유기물, 질소 및 인의 제거를 실험실 규모의 회분식반응조에서 분석하였다. 일정한 광반응 조건 (80 ${\mu}E$, 24시간)에서 9일간 배양하면서 시간 별로 조류의 건조 생체량과 COD, 질소 및 인을 각기 측정하였다. 그 결과 C. vulgaris, A. gracilis와 S.quadricauda는 하수의 토착조류 보다 하수에서 더 우월하게 성장하는 것을 알 수 있었다. 반면 B. braunii는 하수조건에서 성장을 할 수 없는 것으로 나타났다. 하수에서 배양가능한 조류들에 의한 질소 (Total-N, ${NH_4}^+$-N)와 인(Total-P, ${PO_4}^{3-}$-P)의 제거능이 우수하였고, 하수처리 방류수질 기준을 만족하였다. 하수에서 배양가능한 조류들에 의한 용존 COD의 제거 분석 결과, A. gracilis와 S. quadricauda는 효과적인 COD제거를 지속하였지만, C. vulgaris는 초기의 COD 제거가 지속되지 않는 불안정성을 보였다. 이러한 결과들을 종합적으로 고려해서 본 연구에서는 A. gracilis와 S. quadricauda를 실제 하수에 적응성과 처리능이 우수한 조류자원으로 선정하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권4호
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• pp.343-356
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• 2016

한국원자력환경공단에서는 국내 경수로 원전에서 발생한 사용후핵연료를 건식으로 저장하기 위하여 안전성을 최우선으로 국내/외 기술기준을 준수하여 금속겸용용기를 개발하였다. 이러한 금속용기는 50년 동안 주요 안전성요소(구조, 열제거, 격납, 임계방지, 방사선차폐 등)에 대한 건전성을 유지하고, 운영기간 중 유지보수 과정에 폐기물의 발생을 최소화 하고 이를 안전하게 관리할 수 있도록 설계하였다. 본 논문은 설계수명이 종료된 금속용기 본체 및 내/외부 구조물에 대한 방사화 평가를 통해 정량적인 방사능 재고량에 대한 정보를 제공한다. 본 논문에서는 금속용기 본체 및 구성품의 방사화 방사능 재고량은 MCNP5 ORIGEN-2 평가체계를 이용하여 계산하였으며, 각 구성품의 화학조성, 중성자속 분포, 반응률 및 저장기간 동안 중성자조사 기간을 반영하여 평가하였다. 평가결과, 설계수명 이후 10년 경과시 모든 금속재질에서 $^{60}Co$의 방사능이 기타 핵종들에 비하여 가장 큰 방사능을 띄는 것으로 나타났으며, 중성자차폐체인 수지에서는 수명직후 $^{28}Al$ 및 $^{24}Na$등의 고에너지 감마선을 방출하는 핵종은 반감기가 짧아 0.5년 이후에는 무시할 수 있는 수준으로 나타났다. 또한, 사용후핵연료 제거후 캐니스터 및 금속용기 본체에 대한 표면 선량률 평가결과, 상당히 낮은 값을 나타내어, 해체 시 작업자가 받는 피폭선량은 무시할 수 있는 수준으로 평가되었다. 본 평가방법은 사용후핵연료 금속겸용용기 해체 시 계획의 수립 및 해체작업 종사자의 피폭선량 예측, 방사성폐기물의 관리/재활용 등의 기본자료로 활용할 수 있을 것으로 사료된다.