초록 ▼

${\circ}$ 국제협약에 따른 핵물질 안전조치 이행
- 최종 설계정보서 제출 및 IAEA 시설/물질수지 코드(KOVI)와 ACPF의 시설부록 취득
${\circ}$ 핵물질 안전조치 시스템 개발 및 성능 평가
- NDA 기반 수동형 중성자 비파괴 측정장치인 ASNC를 설계/제작하고 ACPF 시설에 설치한 후 Cf-252 중성자 소스를 이용하여 Cold 테스트를 수행한 결과 ACP 핵물질을 측정할 경우 충분한 크기의 Doubles 카운트 값을 ${\pm}2%$

${\circ}$ 국제협약에 따른 핵물질 안전조치 이행
- 최종 설계정보서 제출 및 IAEA 시설/물질수지 코드(KOVI)와 ACPF의 시설부록 취득
${\circ}$ 핵물질 안전조치 시스템 개발 및 성능 평가
- NDA 기반 수동형 중성자 비파괴 측정장치인 ASNC를 설계/제작하고 ACPF 시설에 설치한 후 Cf-252 중성자 소스를 이용하여 Cold 테스트를 수행한 결과 ACP 핵물질을 측정할 경우 충분한 크기의 Doubles 카운트 값을 ${\pm}2%$ 이내의 공간 효율 오차로 측정할 수 있는 시스템을 구축함.
- ACPF의 감시용 중성자 모니터(ASNM) 개발 및 격납/감시 시스템 구축
${\circ}$ 핵물질 시설간 수송 및 임시저장시스템 확립
- 핵물질 시설간 수송 및 임시저장시스템의 설계, 안전성평가, 제작 및 시운전을 통하여 핫셀 시험 폐기물관리시스템의 성능평가 및 설계자료를 확보함.
${\circ}$ ACP 실증시험용 핵연료 선정 및 선원항 예측 전산코드 개발
- ACP 실증에 적합한 사용후핵연료를 선정하고, ACP 단위공정별 KMP에서의 선원항을 예측할 수 있는 전산코드를 개발함.
${\circ}$ 사용후핵연료 금속전환 공정물질 특성 분석
- 금속우라늄합금에 대한 산화특성을 파악함으로써 저장 안정성을 확보하였고, 차폐형 SEM을 이용한 미세구조 분석을 통해 공정물질의 물리적, 기계적 특성을 분석함.
${\circ}$ 선진핵연료주기 기술과의 연계성 평가
- 국내 적용가능 핵연료 주기 선정 및 물질흐름 분석
- 다요소 효용 함수 이론 및 계층분석과정을 이용한 핵연료주기 시나리오 종합 분석/평가

Abstract ▼

For the official operation of ACPF Facility Attachment based on facility declared DIQ was issued by IAEA and officialized upon ROK government approval. This procedure gives an essential ground to negotiate Joint Determination between governments of ROK and US. For ACPF process material accountabilit

For the official operation of ACPF Facility Attachment based on facility declared DIQ was issued by IAEA and officialized upon ROK government approval. This procedure gives an essential ground to negotiate Joint Determination between governments of ROK and US. For ACPF process material accountability a neutron coincidence counting system was developed and calibrated with Cf-252 source. Its performance test demonstrated that over-all counting efficiency was about 21% with random error, 1.5% against calibration source, which found to be satisfactory to the expected design specification. A calibration curve derived by MCNP code with relationship between ASNC doublet counts vs. neutron activity of Cm-244 showed calibration constant to be $2.78{\times}10^5$ counts/s.g which would be used for initial ACP hot operation test. Nuclear material transportation and temporary storage system was established for active demonstration of advanced spent fuel management process line and would be directly applied to the effective management of wastes arising from active demonstration and would later contribute as a base data to development of inter hot-cell movement system in pyre-processing line. In addition, an optimal spent fuel for the ACP demonstration was selected and a computer code was developed as a tool to estimate the expected source term at each key measurement point of ACP.

목차 Contents

• 제 1 장 연구개발과제의 개요...39
• 제 2 장 국내.외 기술개발 현황...41
• 제 3 장 연구개발 수행내용 및 결과...45
• 제 1 절 국제협약에 따른 핵물질 안전관리 이행...45
• 1. 설계정보서 제출 및 시설부록 취득...45
• 2. 사용후핵연료 형질 변경을 위한 이행계획서 작성 및 JD 확보...50
• 3. 핵물질 계량관리 및 사찰 수검...50
• 제 2 절 핵물질 안전조치 시스템 개발 및 성능 평가...52
• 1. 개요...52
• 2. NDA 기반 핵물질 측정시스템 개발...52
• 3. 실시간 핵물질 분석 시스템 개발...79
• 4. 시설 격납 및 감시 장비 구축...82
• 5. 공정 scale-up 시 계량관리 기술 타당성 분석...107
• 6. 결론...108
• 제 3 절 핵물질의 시설간 수송 및 임시저장시스템 개발...110
• 1. 사용후핵연료 수송용기 개발...110
• 2. 폐용융염 임시저장시스템 개발...127
• 3. 금속전환체 임시저장시스템 개발...132
• 4. 핫셀 폐기물 관리시스템 성능평가 및 설계자료 생산...142
• 제 4 절 ACP 실증시험용 핵연료 선정 및 선원항 예측 전산 코드 개발...144
• 1. 실증시험용 핵연료 선정 및 핵특성 분석...144
• 2. Li 환원공정에 대한 모사 프로그램 개발...150
• 3. ACP 단위공정 전산모의 프로그램 개발...190
• 4. 결언...202
• 제 5 절 사용후핵연료 금속전환 공정물질 특성 분석...203
• 1. 사용후핵연료 금속전환 공정물질 특성 및 금속전환체 산화 특성 분석...203
• 2. 금속전환 공정물질 물리, 화학적 특성분석...217
• 3. 방사성 금속전환 공정물질 성분 및 재료특성 분석...230
• 제 6 절 선진핵연료주기와의 연계성 평가...238
• 1. 서론...238
• 2. 핵연료주기 시나리오...239
• 3. 핵연료주기 시나리오별 물질흐름...240
• 4. 핵연료주기 시나리오별 분석...243
• 5. 종합분석...267
• 6. 결론...282
• 제 4 장 연구개발 목표 달성도 및 관련분야에의 기여도...283
• 제 5 장 연구개발결과의 활용계획...289
• 제 6 장 연구개발과정에서 수집한 해외 과학기술정보...291
• 참고문헌...294
• 부록...299