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Thermal Analysis for Dry Transport of a Shipping Cask
이주찬,강희영,윤정현,정성환,곽은호,Lee, J.C.,Kang, H.Y.,Yoon, J.H.,Chung, S.H.,Kwack, E.H. Korean Nuclear Society 1993 Nuclear Engineering and Technology Vol.25 No.2
본 연구에서는 법규에서 규정하고 있는 주변온도 38$^{\circ}C$의 정상수송조건하에서 수송용기의 건식수송조건에 대한 열해석을 평가하였다. 수송용기는 1회에 PWR 핵연료집합체 4개를 운반할 수 있는 용량을 가지며, 설계기준 핵연료는 연소도 38,000 MWD/MTU, 냉각기간 3년을 기준으로 하였다. 건식수송조건에 대한 열해석을 평가하기 위하여 COBRA-SFS 전산코드를 이용하였다. 수송용기 내부 cavity에 공기, 질소 및 헬륨가스를 채우는 세가지 조건에 대한 해석을 수행하였으며, 최대 핵연료봉의 온도는 수송용기 내부 cavity가 공기인 경우에는 277$^{\circ}C$, 헬륨인 경우에는 226$^{\circ}C$로 계산되었다. 이 값은 건식수송조건에서 수송용기 내부에 장전된 PWR 핵연료집합체가 열적으로 건전성을 유지하기 위한 규정온도보다 낮은 것으로 나타났다. The purpose of this study is to evaluate the thermal safety for dry transport of a shipping cask. Analysis condition was based on an ambient temperature of 38$^{\circ}C$ for normal heat condition. The cask was designed to carry 4PWR spent fuel assemblies with a burnup of 38,000 MWD/MTU and 3 years of cooling time. Thermal analysis was carried out by using the COBRA-SFS code. The fuel cavity was considered to be filled with air, nitrogen or helium gas for dry transport. The results of analysis showed that the maximum temperatures of fuel rod cladding in air and helium cavity would be 277$^{\circ}C$ and 226$^{\circ}C$, respectively, for 3 years of cooling time. These values were less than the specified temperature to maintain the thermal integrity of fuel assembly for dry transport.
Safety Evaluation of a Radioisotope Transport Package
Lee, J.C.,Ku, J.H.,Seo, K.S.,Min, D.K. 대한방사선 방어학회 1997 방사선방어학회지 Vol.22 No.4
방사성 동위원소 등의 고준위 방사성물질을 운반하기 위한 운반용기는 국내외의 관련법규에 따라 정상수송은 물론 가상사고조건에서도 방사성 물질의 누설이 발생되지 않도록 방사선차폐, 열 및 구조적 건전성이 유지되어야 한다. 운반용기의 건전성 평가는 시험모델을 이용한 시험적 방법과 전산해석 코드를 이용한 해석적 방법에 의하여 이루어지고 있다. 본 논문에서는 원자력연구소의 하나로에서 생산되는 동위원소를 동위원소 생산시설까지 이송하기 위한 HTS (Hydraulic Transfer System) 방사성 동위원소 운반용기의 안전성을 평가하였다. 방사선차폐해석, 열해석 및 구조해석을 수행한 결과 동위원소 운반용기는 정상수송조건 뿐만 아니라 가상사고조건에서도 건전성이 유지되는 것으로 나타났다. A package to transport the high level radioactive materials is required to withstand the hypothetical acciednt conditions as well as normal transport conditions according to IAEA standards and domestic regulations. The regulations require that the package should maintain the shielding, thermal and structural intrgrities to release no radioactive material. In general, safety evaluation of packages is performed by experimental methods using scale modes and/or analytical methods using computer codes. This paper presents the safety evaluation of package to transport the radioisotopes produced in the HANARO to the radioisotope production facility. Radiation shielding, thermal and structural analyses were performed using the computer codes. It has been verified that the package is safe under hypothetical accident conditions as well as normal transport conditions.