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      회수 가능 CANDU 사용후핵연료 처분터널에 대한 열 해석 = Thermal Analysis of a Retrievable CANDU Spent Fuel Disposal Tunnel

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      https://www.riss.kr/link?id=A101192847

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      Thermal assessment of a new CANDU spent fuel disposal system, which improves the retrievability of the spent fuel and enhances the densification factor compared with the Korean Reference disposal System, is carried out in this study. The canisters for...

      Thermal assessment of a new CANDU spent fuel disposal system, which improves the retrievability of the spent fuel and enhances the densification factor compared with the Korean Reference disposal System, is carried out in this study. The canisters for CANDU spent fuels are stored for long term and cooled by natural convection in the proposed disposal system for the retrievability. The steady state thermal analyses for proposed CANDU disposal system are carried out with the ANSYS 10.0 CFX code. The thermal analyses are performed through two steps. At the first step, the sensitivity of the disposal tunnel spacing is analysed. The differences of maximum temperatures by several tunnel spacings are calculated at three points in the disposal tunnel. The result shows that the differences of the temperature at the three points are almost negligible because 99% of the decay heat is removed by natural convection. At the second procedure, 60m tunnel spacing with a ventilation system instead of natural convection is considered. The result is applied to the calculation of the canister surface temperature in disposal tunnel as boundary conditions. Consequently, the average and the maximum surface temperature of disposal canisters are $79.9^{\circ}C$ and $119^{\circ}C$, respectively. The inner maximum temperature of a basket in the disposal canister is calculated as $140.9^{\circ}C$. The maximum temperature of the basket meets the thermal requirement for the CANDU spent fuel cladding.

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      참고문헌 (Reference)

      1 이건재, "사용후핵연료 저장 기반기술 개발" 한국수력원자력(주) 2006

      2 강철형, "고준위폐기물처분장 THM해석을 위한 기본암반물성" 한국원자력연구원 1999

      3 최종원, "고준위폐기물 처분기술개발" 한국원자력연구원 2006

      4 Moon-Hyun Chun, "Thermal analysis of a simulated CANDU-37 element spent fuel bundel with air backfill" 199 : 85-99, 2000

      5 U.S. Nuclear Regulatory Commission, "Standard Review Plan for Dry Cask Storage Systems" 1997

      6 Jongwon. CHOI, "Reference Spent Fuel and Its Characteristics for a Deep Geological Repository Concept Development" 31 (31): 23-28, 1999

      7 Sumio Masuda, "Optimising Repository Design for the CARE Concept" 2006

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      2 강철형, "고준위폐기물처분장 THM해석을 위한 기본암반물성" 한국원자력연구원 1999

      3 최종원, "고준위폐기물 처분기술개발" 한국원자력연구원 2006

      4 Moon-Hyun Chun, "Thermal analysis of a simulated CANDU-37 element spent fuel bundel with air backfill" 199 : 85-99, 2000

      5 U.S. Nuclear Regulatory Commission, "Standard Review Plan for Dry Cask Storage Systems" 1997

      6 Jongwon. CHOI, "Reference Spent Fuel and Its Characteristics for a Deep Geological Repository Concept Development" 31 (31): 23-28, 1999

      7 Sumio Masuda, "Optimising Repository Design for the CARE Concept" 2006

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      2021-07-28 학술지명변경 한글명 : 방사성폐기물학회지 -> Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology KCI등재
      2021-01-01 평가 등재학술지 유지 (해외등재 학술지 평가) KCI등재
      2020-01-01 평가 등재학술지 유지 (재인증) KCI등재
      2017-01-01 평가 등재학술지 유지 (계속평가) KCI등재
      2014-08-07 학술지명변경 외국어명 : Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology (Korean) -> Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology KCI등재
      2013-11-26 학술지명변경 외국어명 : Journal of the Korean Radioactive Waste Society -> Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology (Korean) KCI등재
      2013-01-01 평가 등재학술지 유지 (등재유지) KCI등재
      2010-01-01 평가 등재학술지 선정 (등재후보2차) KCI등재
      2009-01-01 평가 등재후보 1차 PASS (등재후보1차) KCI등재후보
      2008-01-01 평가 등재후보학술지 유지 (등재후보1차) KCI등재후보
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      기준연도 WOS-KCI 통합IF(2년) KCIF(2년) KCIF(3년)
      2016 0.17 0.17 0.17
      KCIF(4년) KCIF(5년) 중심성지수(3년) 즉시성지수
      0.15 0.16 0.409 0.08
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