• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1999년도 춘계학술발표회요약집
• /
• pp.329-329
• /
• 1999

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
• /
• 한국방사성폐기물학회 2018년도 추계학술논문요약집
• /
• pp.221-222
• /
• 2018

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
• /
• 한국방사성폐기물학회 2017년도 춘계학술논문요약집
• /
• pp.187-188
• /
• 2017

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제8권3호
• /
• pp.239-245
• /
• 2010

2009년말 기준으로 11,811 다발의 경수로 사용후핵연료가 방출되었으며, 지금까지 각 사용후핵연료에 대해 방사선원항을 가중하여 설계에 반영하기는 사실상 불가능하여, 원자력 관련시설 설계시 보수성을 갖는 기준 사용후핵연료를 선정하고 이를 바탕으로 시스템 설계를 수행하여 왔다. 방사선원항에 대한 단순모델을 적용하면 각 사용후핵연료에 대한 방사선원항을 가중함으로써 이와 같은 보수성을 배제할 수 있으므로 본 연구에서 웨스팅하우스형 원전에 사용된 사용후핵연료를 대상으로 방사선원항, 즉, 붕괴열, 방사능세기, 섭취위해도 등을 예측하기 위한 회귀모형을 개발하였다. 개발된 회귀식을 통해 예측된 방사선원항값은 ORIGEN-ARP 코드로 계산된 값과 약 5% 이내에서 잘 일치함을 확인하였으며, 이의 유용성을 검토한 결과 각각의 사용후핵연료에 대한 방사선원항을 가중하여 설계에 반영하면 보수성을 줄일 수 있음을 확인하였다. 따라서 본 연구에서 개발된 회귀식은 사용후핵연료의 저장 및 처분과 관련한 원자력시설 설계시 개념설계 단계에서 유용하게 사용될 수 있을 것으로 판단된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제31권1호
• /
• pp.37-46
• /
• 2006

본 연구에서는 심지층처분장에서 사용될 사용후핵연료 처분용기 개발을 위한 첫 시도로서 핵임계 및 방사선 안전성과 열역학적 구조안정성 관점에서 만족하는 처분용기 크기를 도출하였으며, 처분용기 구성요소의 적절한 배열과 안전한 처분조건 등을 설정하기 위한 기본정보도 수록하였다. 처분용기에 주어지는 외압에 대한 음력해석을 위한 안전계수를 2.0으로 하였을 때, 13cm의 사잇거리를 갖는 사용후핵연료 저장통을 둘러싸고 있는 내부충전물의 직경은 112cm로 평가되었으며, 저장통과 용기외부의 가장 얇은 부분의 최소두께는 15cm로 결정되었다. 이러한 크기를 갖는 처분용기는 가압경수로 사용후핵연료 집합체 4개 또는 중수로형 사용후핵연료는 297다발을 수용할 수 있는 것으로 평가되었다. 그러나 향후 처분작업의 방사선적 안전성 확보를 위하여 용기의 상하단 부위에 대한 상세 방사선차폐해석이 필요하다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제21권4호
• /
• pp.451-463
• /
• 2023

With South Korea increasingly focusing on nuclear energy, the management of spent nuclear fuel has attracted considerable attention in South Korea. This study established a novel procedure for selecting safety-relevant radionuclides for long-term safety assessments of a deep geological repository in South Korea. Statistical evaluations were performed to identify the design basis reference spent nuclear fuels and evaluate the source term for up to one million years. Safety-relevant radionuclides were determined based on the half-life criteria, the projected activities for the design basis reference spent nuclear fuel, and the annual limit of ingestion set by the Nuclear Safety and Security Commission Notification No. 2019-10 without considering their chemical and hydrogeological properties. The proposed process was used to select 56 radionuclides, comprising 27 fission and activation products and 29 actinide nuclides. This study explains first the determination of the design basis reference spent nuclear fuels, followed by a comprehensive discussion on the selection criteria and methodology for safety-relevant radionuclides.

• 한국전산구조공학회논문집
• /
• 제30권5호
• /
• pp.415-425
• /
• 2017

고준위폐기물 처분용기를 처분장에서 처분 시 사고로 운송차량에서 추락낙하 하여 지면과 충돌하는 경우 처분용기에 가해지는 충격력에 의해 처분용기에 응력이 발생한다. 본 논문에서는 고준위폐기물 처분용기의 구조안전성 설계과정의 일환으로 이와 같은 충격력에 의하여 여러 가지 처분용기 모델에 발생하는 응력에 대한 비교연구를 수행하였다. 연구의 주된 내용은 이와 같은 비교연구를 통하여 구조적으로 건전한 처분용기의 설계에 관한 것이다. 처분장에서 운반차량으로 처분용기 운반 중 사고로 추락낙하 하여 지면과의 충돌 시에 처분용기에 가해지는 충격력은 기구동역학해석 상용 컴퓨터코드인 RecurDyn으로 구하였다. 이렇게 구한 충격력에 의하여 여러 가지 처분용기 모델에 발생하는 응력 및 변형은 유한요소해석상용 컴퓨터코드인 NISA를 이용하여 구하였다. 이 응력과 변형 값들의 비교 검토를 통하여 구조적으로 건전한 처분용기에 대한 연구를 수행하였다. 연구결과 처분용기 내부 고준위폐기물 다발을 감싸는 외곽 벽의 두께가 두꺼워 질수록 또는 처분용기의 직경이 커질수록 처분용기에 발생하는 응력이 커지는 것을 알 수 있었다. 그러나 처분용기에 가해지는 충격력도 처분용기의 직경이 커짐에 따라 증가하였다. 그럼에도 불구하고, 단위 충격력 당 발생하는 변형의 크기는 직경이 증가함에 따라 감소하였다. 따라서 결론적으로 직경이 증가할수록 처분용기는 구조적으로 건전함을 알 수 있었다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제21권4호
• /
• pp.531-541
• /
• 2023

The Wolsong Nuclear Power Plant (NPP) operates an on-site spent fuel dry storage facility using concrete silo and vertical module systems. This facility must be safely maintained until the spent nuclear fuel (SNF) is transferred to an external interim or final disposal facility, aligning with national policies on spent nuclear fuel management. The concrete silo system, operational since 1992, requires an aging management review for its long-term operation and potential license renewal. This involves comparing aging management programs of different dry storage systems against the U.S. NRC's guidelines for license renewal of spent nuclear fuel dry storage facilities and the U.S. DOE's program for long-term storage. Based on this comparison, a specific aging management program for the silo system was developed. Furthermore, the facility's current practices-periodic checks of surface dose rate, contamination, weld integrity, leakage, surface and groundwater, cumulative dose, and concrete structure-were evaluated for their suitability in managing the silo system's aging. Based on this review, several improvements were proposed.

• 제어로봇시스템학회:학술대회논문집
• /
• 제어로봇시스템학회 2001년도 ICCAS
• /
• pp.73.1-73
• /
• 2001

To utilize the uranium resources contained in the spent nuclear fuel generated from the nuclear power plants, the remote handling and dismantling technology is required. The dismantling process of the sport fuel is the most common process involved in the spent fuel recycling, the rod consolidation and the disposal processes. Since the machine used in the dismantling process are located and operated in isolated space, so called a hot cell, the reliability of machines is very important. To enhance the reliability of the process, in this research, the graphical monitoring system is developed for the fuel dismantling process. The graphic model of each machine is composed of many parts and every parts of the graphic model are given their own kinematics. Using the kinematics and simulating the graphic model in the virtual environment, the validity of the conceptual design can be verified before ...

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
• /
• 한국방사성폐기물학회 2009년도 학술논문요약집
• /
• pp.179-181
• /
• 2009

This presentation is a short summary of the Finnish process for selection and characterisation of potential sites for geological deep disposal of spent nuclear fuel. The process lasted nearly two decades from 1983 to 2000, and was concluded by the Government's Decision in Principle (DiP) on the construction of a repository in Olkiluoto. This presentation gives an outline of the early site selection criteria and a description of this process.