국내 사용후핵연료 현황 분석

조동건,최종원,이희환 한국방사성폐기물학회 2004 한국방사성폐기물학회 학술논문요약집 Vol.2 No.1

가압경수로 원전의 콘크리트 해체폐기물 방사화방사선원항 예비 평가

조동건,백민훈 한국방사성폐기물학회 2016 한국방사성폐기물학회 학술논문요약집 Vol.2016 No.10

사용후핵연료 실제 연소·냉각 이력을 반영한 원자력시설 설계 타당성 연구

조동건,김정우,정종태,백민훈 한국방사성폐기물학회 2016 한국방사성폐기물학회 학술논문요약집 Vol.2016 No.05

Source Term Characterization for Structural Components in 17 x 17 KOFA Spent Fuel Assembly

조동건,국동학,최희주,최종원 한국방사성폐기물학회 2010 방사성폐기물학회지 Vol.8 No.4

사용후핵연료를 파이로 건식처리하면 사용후핵연료 자체 내에 존재하는 세슘, 스트론튬, 초우라늄 계열등이 중간저장 되어 영구처분 방사선원항에서 제외되므로 사용후핵연료집합체를 구성하는 구조재, 즉 금 속폐기물의 방사선원항이 중요해지게 된다. 따라서 본 연구에서는 17×17 KOFA 사용후핵연료 10 톤이 파 이로 건식처리 되었을 경우를 가정하여 각 구조재 부품별로 방사선원항 특성을 분석하였다. 우선 구조재 부품별로 질량 및 부피를 상세히 계산하였다. 핵연료 상단 및 하단 고정체에서의 중성자스펙트럼이 노심과 다르므로 각 구조재 부품별로 핵반응단면적라이브러리를 KENO-VI/ORIGEN-S 모듈로 직접 생산하였으 며, 이를 적용하여 ORIGEN-S 코드로 방사화 방사선원항을 평가하였다. 평가결과 원자로 방출후 10 년 시 점에서의 방사능세기, 붕괴열, 위해지수 값은 각각 1.40×1015 Bequerels, 236 Watts, 4.34×109 m3-water 로 나타났으며, 이는 사용후핵연료 자체 값의 0.7 %, 1.1 %, 0.1 %에 해당하는 값이다. 방사능세기, 붕괴 열, 위해지수 모든 측면에서는 금속폐기물 전체물량의 1 %만을 차지하는 인코넬 718 그리드판이 가장 중 요한 것으로 평가되었으며, 특히 이를 따로 분리하여 관리하면 금속폐기물 전체 방사능세기를 20∼45 % 정도, 위해지수를 30∼45 % 정도 감소시킬 수 있는 것으로 나타났다. 전체적으로 볼 때, 금속폐기물의 방 사능세기 및 위해지수는 처분시스템 설계 시 중요한 인자로 고려되어야 하나, 붕괴열은 그 열량이 작아 중 요하지 않은 것으로 나타났다.

심지층처분장의 처분공 격자배치 고려시 핵종누출율 특성 분석

조동건,김정우,정종태 한국방사성폐기물학회 2013 한국방사성폐기물학회 학술논문요약집 Vol.11 No.2

17×17 KOFA 사용후핵연료집합체내 구조재의 방사선원항 특성 분석

조동건,국동학,최희주,최종원 한국방사성폐기물학회 2010 방사성폐기물학회지 Vol.8 No.4

Source terms of metal waste comprising a spent fuel assembly are relatively important when the spent fuel is pyroprocessed, because cesium, strontium, and transuranics are not a concern any more in the aspect of source term of permanent disposal. In this study, characteristics of radiation source terms for each structural component in spent fuel assembly was analyzed by using ORIGEN-S with a assumption that 10 metric tons of uranium is pyroprocessed. At first, mass and volume for each structural component of the fuel assembly were calculated in detail. Activation cross section library was generated by using KENO-VI/ORIGEN-S module for top-end piece and bottom-end piece, because those are located at outer core with different neutron spectrum compared to that of inner core. As a result, values of radioactivity,decay heat, and hazard index were reveled to be 1.40 1015 Bequerels, 236 Watts, 4.34 109 m3-water,respectively, at 10 years after discharge. Those values correspond to 0.7 %, 1.1 %, 0.1 %, respectively,compared to that of spent fuel. Inconel 718 grid plate was shown to be the most important component in the all aspects of radioactivity, decay heat, and hazard index although the mass occupies only 1 % of the total. It was also shown that if the Inconel 718 grid plate is managed separately, the radioactivity and hazard index of metal waste could be decreased to 20 45 % and 30 45 %, respectively. As a whole,decay heat of metal waste was shown to be negligible in the aspect of disposal system design, while the radioactivity and hazard index are important. 사용후핵연료를 파이로 건식처리하면 사용후핵연료 자체 내에 존재하는 세슘, 스트론튬, 초우라늄 계열등이 중간저장 되어 영구처분 방사선원항에서 제외되므로 사용후핵연료집합체를 구성하는 구조재, 즉 금속폐기물의 방사선원항이 중요해지게 된다. 따라서 본 연구에서는 17×17 KOFA 사용후핵연료 10 톤이 파이로 건식처리 되었을 경우를 가정하여 각 구조재 부품별로 방사선원항 특성을 분석하였다. 우선 구조재부품별로 질량 및 부피를 상세히 계산하였다. 핵연료 상단 및 하단 고정체에서의 중성자스펙트럼이 노심과다르므로 각 구조재 부품별로 핵반응단면적라이브러리를 KENO-VI/ORIGEN-S 모듈로 직접 생산하였으며, 이를 적용하여 ORIGEN-S 코드로 방사화 방사선원항을 평가하였다. 평가결과 원자로 방출후 10 년 시점에서의 방사능세기, 붕괴열, 위해지수 값은 각각 1.40×1015 Bequerels, 236 Watts, 4.34×109 m3-water 로 나타났으며, 이는 사용후핵연료 자체 값의 0.7 %, 1.1 %, 0.1 %에 해당하는 값이다. 방사능세기, 붕괴열, 위해지수 모든 측면에서는 금속폐기물 전체물량의 1 %만을 차지하는 인코넬 718 그리드판이 가장 중요한 것으로 평가되었으며, 특히 이를 따로 분리하여 관리하면 금속폐기물 전체 방사능세기를 20∼45 %정도, 위해지수를 30∼45 % 정도 감소시킬 수 있는 것으로 나타났다. 전체적으로 볼 때, 금속폐기물의 방사능세기 및 위해지수는 처분시스템 설계 시 중요한 인자로 고려되어야 하나, 붕괴열은 그 열량이 작아 중요하지 않은 것으로 나타났다.

심지층 처분시스템 설계를 위한 사용후핵연료 현황 분석 및 예측

조동건,최종원,한필수,Cho, Dong-Keun,Choi, Jong-Won,Hahn, Pil-Soo 한국방사성폐기물학회 2006 방사성폐기물학회지 Vol.4 No.1

Inventories, and characteristics such as dimension, fuel rod array, weight, $^{235}U$ enrichment, and discharge burnup of spent nuclear fuel (SNF) generated from existing and planed nuclear power plants based on National 2nd Basic Plan for Electric Power Demand and Supply were investigated and projected to support geological disposal system design. The historical and projected inventory by the end 2057 is expected to be 20,500 and 14,800MTU for PWR and CANDU spent nuclear fuel, respectively. The quantity of SNF with initial $^{235}U$ enrichment of 4.5 wt.% and below was shown to be 96.5% in total. Average burnup of SNF revealed $\sim36$ GWD/MTU and $\sim40$ GWD/MTU for the period of 1994-1999 and 2000-2003, respectively. It is expected that the average burnup of SNF will be $\sim45$ GWD/MTU at the end of 2000's. From the comprehensive study, it was concluded that the imaginary SNF with $16\times16$ Korean Standard Fuel Assembly, cross section of $21.4cm\times21.4cm$, length of 453cm, mass of 672 kg, initial $^{235}U$ enrichment of 4.5 wt.%, discharge burnup of 55 GWD/MTU could cover almost all SNFs to be produced by 2057.

처분밀도 향상을 위한 방사선원항 최적화 가능성 연구

조동건,정종태 한국방사성폐기물학회 2014 한국방사성폐기물학회 학술논문요약집 Vol.12 No.1

RADIOLOGICAL CHARACTERISTICS OF DECOMMISSIONING WASTE FROM A CANDU REACTOR

조동건,최희주,RIZWAN AHMED,허균영 한국원자력학회 2011 Nuclear Engineering and Technology Vol.43 No.6

The radiological characteristics for waste classification were assessed for neutron-activated decommissioning wastes from a CANDU reactor. The MCNP/ORIGEN2 code system was used for the source term analysis. The neutron flux and activation cross-section library for each structural component generated by MCNP simulation were used in the radionuclide buildup calculation in ORIGEN2. The specific activities of the relevant radionuclides in the activated metal waste were compared with the specified limits of the specific activities listed in the Korean standard and 10 CFR 61. The time-average full-core model of Wolsong Unit 1 was used as the neutron source for activation of in-core and ex-core structural components. The approximated levels of the neutron flux and cross-section, irradiated fuel composition, and a geometry simplification revealing good reliability in a previous study were used in the source term calculation as well. The results revealed the radioactivity, decay heat, hazard index, mass, and solid volume for the activated decommissioning waste to be 1.04 1016Bq, 2.09 103 W, 5.31 1014 m3-water, 4.69 105 kg, and 7.38 101 m3, respectively. According to both Korean and US standards, the activated waste of the pressure tubes, calandria tubes, reactivity devices, and reactivity device supporters was greater than Class C, which should be disposed of in a deep geological disposal repository, whereas the side structural components were classified as low- and intermediate-level waste, which can be disposed of in a land disposal repository. Finally, this study confirmed that, regardless of the cooling time of the waste, 15% of the decommissioning waste cannot be disposed of in a land disposal repository. It is expected that the source terms and waste classification evaluated through this study can be widely used to establish a decommissioning/disposal strategy and fuel cycle analysis for CANDU reactors.

얼굴 영역 화질향상을 위한 Dual Branch 기반 초해상화 방법

조동건,권근영,이유호,윤국진,정원식,전동산,천세진 한국멀티미디어학회 2023 멀티미디어학회논문지 Vol.26 No.12

Because high-quality facial images have an effect on face detection and recognition areas,the quality improvements of the poor facial areas are essential to raise the accuracy of those areas from the low-resolution(LR) images. Recently, convolutional neural network(CNN) based Super Resolution(SR) methods have shown the visual quality improvements to generate high-resolution(HR) images from LR images. In this paper, we propose dual branch based super resolution method for the quality enhancement of facial areas. The proposed method consists of two parallel CNN networks to focus on the facial areas. Experimental results shows the significant quality enhancement, compared to the existing SR networks.