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PWR 1차계통내 해체 방사성선원항 평가방법에 관한 연구
A Study on Radioactive Source-term Assessment Method for Decommissioning PWR Primary System 원문보기

Journal of nuclear fuel cycle and waste technology = 방사성폐기물학회지, v.12 no.2, 2014년, pp.153 - 164  

송종순 (조선대학교) ,  김현민 (조선대학교) ,  이상헌 (조선대학교)

초록
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현재 전 세계적으로 설계단계에서 부식 생성물과 방사성 핵종의 양을 예측하는 프로그램에 대해서는 개발되거나 개발중인 프로그램이 다양하다. 그러나 원자력 발전소 해체 시 발생하는 방사화 부식생성물의 양을 평가하는 코드에 대한 개발은 이루어지지 않고 있어 정확한 산정에 어려움이 있다. 원자로 용기, 원자로 구성품 및 인접 구조물에서의 특성 원소의 중성자 조사로 인한 방사화재고량을 평가하기 위해서는 원자로의 고정된 구조물을 대표하는 모든 영역에서의 평균 중성자속과 구조물의 물질조성 및 원자로 운전이력 등을 이용하여 평가해야 한다. 본 논문에서는 설계단계에서 사용되는 1차 계통의 부식생성물과 방사성 핵종의 양을 예측하는 CORA, PACTOLE, CRUDSIM, CREAT 및 ACE 코드를 분석하였다. 향후 연구에서는 제염해체 폐기물 발생량 평가에 대한 사용가능성과 개선점을 찾아 부식생성물량 산정에 정확성을 높이고자 한다.

Abstract ▼ AI-Helper 아이콘AI-Helper

Currently, there are many programs which are now being developed or already developed to predict radionuclide and corrosion product at the stage of designing NPP. However, since there are not many developments in evaluating quantity of activation corrosion products occurring when disassembling a nuc...

주제어

#방사화 재고량   #부식생성물  

질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
해체 대상 원자로 또는 시설물의 방사능 재고량은 어떻게 구분되는가? 해체 대상 원자로 또는 시설물의 방사능 재고량은 원자로 용기, 원자로 구성품 및 인접 구조물에서 특정 원소의 중성자 조사로 인한 방사화 방사능 재고량과 각종 계통내외부 면에 침적된 방사성물질(이하 “표면오염”이라 함)에 의한 방사능 재고량으로 구분할 수 있다. 해체 원전의 전체 방사능 재고량의 정확한 평가는 매우 중요한 사항으로서 시설 내 방사능의 형태와 양은 해체 수행방법의 선택에 직접적인 영향을 미친다.
원자력발전소의 해체는 어떤 단계에 있는가? 원자력발전소의 해체는 운전수명이 종료된 원자력설비를 안전하게 처리, 처분하는 최종 마무리 과정으로서 이미 원자력 선진 외국에서는 오래 전부터 국가적 차원으로 관련 규제지침 및 기술 개발에 박차를 가해 상당한 진전을 보아 연구개발단계에서 실용기술단계로 접어들었다.
질의응답 정보가 도움이 되었나요?

참고문헌 (10)

  1. J.K. Kim, J.K. Lee, C.H. Kim, C.H. Kim, S.Y. Kim, C.H. Shin, J.Y. Kim, C.Y. Han, J.C. Kim, J.H. Jung, W.H. Ha, H.C. Kim, H.K. Jang, K.O. Kim, and Nam Hai Luu, "Development of the Radiation Field Measurement and Dose Assessment Technology at NPPs", iTRS/TR-2007-01(2007). 

  2. B.U. Sung, "The Study of Corrosion Product Transport in PWR Primary Coolant", Master's degree, KYUNG HEE UNIVERSITY(1997). 

  3. S.W. Shin, K.D. Kang, H.S. Kim, J.K. Son, Y.J. Choi, K.J. Lee, E.O. Ko, K.D. Kim, and J.H. Ha, "Study on the Safety Evaluation Method Development for D&D of Nuclear Power Plant", KINS/HR-444, KINS(2002). 

  4. W.H. Ha, "Analysis on the gamma dose distribution by major corrosion products during preventive maintenance period in nuclear power plant ", Master's degree, HANYANG UNIVERSITY(2006). 

  5. S.Y. Jang, "Development of a Computer Code for Prediction of Crud Transport in PWRs", Master's degree, KAIST(1991). 

  6. Muhammad Rafique, NasirM. Mirza, Sikander M. Mirza, and Muhammad J. Iqbal, "Review of computer codes for modeling corrosion product transport and activity build-up in light water reactors", NUKLEONIKA-ORIGINAL EDITION-, 55(3), pp.263-270, Institute of Nuclear Chemistry and Technology(2010). 

    상세보기

  7. L. Di Pace, F. Dacquait, P. Schindler, V. Blet, F. Nguyen, Y. Philibert, and B. Larat, "Development of the PACTITER code and its application to safety analyses of ITER Primary Cooling Water System", Fusion Engineering and Design, 82(3), pp.237-247, Elsevier Science B.V, Amsterdam(2007). 

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  8. Muhammad Rafique, Nasir M. Mirza, and Sikander M. Mirza, "Kinetic study of corrosion product activity in primary coolant pipes of a typical PWR under flow rate transients and linearly increasing corrosion rates", Journal of Nuclear Materials, Vol.346 No.2-3, pp.282-292, Elsevier Science B.V, Amsterdam(2005). 

    상세보기 crossref

  9. Nasir M. Mirza, Muhammad Rafique, Sikander M. Mirza, and M. JavedHyder, "Simulation of corrosion product activity for nonlinearly rising corrosion on inner surfaces of primary coolant pipes of a typical PWR under flow rate transients", Applied Radiation and Isotopes, 62(5), pp.681-692, Elsevier Science B.V, Amsterdam(2005). 

    상세보기 crossref

  10. C. B. Lee, "Modeling of corrosion product transport in PWR primary coolant. PhD Thesis", Thesis(doctoral)- Massachusetts Institute of Technology: Nuclear Engineering(1990). 

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