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중수로(CANDU)용 고준위폐기물 처분용기의 구조적 안전성 평가 보완 해석 = A Complementary Analysis for the Structural Safety Evaluation of the Spent Nuclear Fuel Disposal Canister for the Canadian Deuterium and Uranium Reactor
저자
권영주 (홍익대학교) ; Kwon, Young-Joo
발행기관
학술지명
한국전산구조공학회논문집(Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea)
권호사항
발행연도
2009
작성언어
Korean
주제어
등재정보
KCI등재
자료형태
학술저널
발행기관 URL
수록면
381-390(10쪽)
KCI 피인용횟수
2
제공처
본 논문에서는 중수로(CANDU Reactor)에서 배출되는 고준위폐기물을 지하 500m의 화강암 암반의 처분장에 장기간(약 10,000년 동안) 처분하기 위하여 여러 구조적 안전성 평가 수행을 통하여 개발된 처분용기에 대하여 구조적 안전성 평가 보완 해석을 수행하였다. 기존에 설계된 중수로용 처분용기 모델은 내부에 33개의 고준위 폐기물 다발을 직경 122cm의 원통형 처분용기가 지탱하는 구조물로 구조적 안전성은 문제가 없으나 너무 무거운 단점이 지적되었다. 따라서 구조적 안전성을 유지하면서 좀 더 경량화 된 처분용기모델을 개발하는 것이 요구된다. 중수로 처분용기모델을 경량화하는 방법에는 두 가지가 있는데, 첫째는 외력조건 및 안전계수 등에 대한 조건을 완화하는 방법이고, 둘째는 중수로 처분용기내의 고준위폐기물다발의 개수를 줄여 구조물 단면 형상을 최적화시키는 방법이다. 따라서 본 논문에서는 기존의 처분용기 개발 시 적용된 외력조건 등에 대한 조건들을 완화하여 설계 완성된 기존의 처분용기에 대하여 외력 조건 및 용기의 재원(직경 등) 들을 변화시키면서 구조해석을 재수행하고, 동시에 기존 33개의 고준위폐기물 다발의 개수를 줄여서 용기의 여러 재원에 대하여 구조해석을 수행하여 최적의 경량화된 단면형상을 도출하였다. 이를 바탕으로 외력 조건에 따른 처분용기의 재원 등을 재산출하였다. 보완 해석결과 기존의 122cm의 처분용기의 직경을 줄여 경량화시킬 수 있음이 확인되었다.
더보기In this paper, a complementary analysis for the structural safety evaluation of the spent nuclear fuel disposal canister developed for the Canadian Deuterium and Uranium(CANDU) reactor for about 10,000 years long term deposition at a 500m deep granitic bedrock repository has been performed. However this developed structural model of the spent nuclear fuel disposal canister which has 33 spent nuclear fuel baskets and whose diameter is 122cm is too heavy to handle without any structural safety problem. Hence a lighter structural model of the spent nuclear fuel disposal canister which is easy to handle has been required to develop very much. There are two methods to reduce the weight of the CANDU canister model. The one is to alleviate severe design conditions such as external loads and safety factor. The other is to optimize the cross section shape of the canister by reducing the spent nuclear fuel basket number. Hence, in this paper a complementary analysis to alleviate such severe design conditions is carried out and simultaneously structural analyses to optimize the cross section shape of the canister by reducing the spent nuclear fuel basket number below 33 are carried out by varying the external load and the canister diameter for the reduction of the canister weight. The complementary analysis results show that the diameter of canister can be shortened below 122cm to reduce the weight of the spent nuclear fuel disposal canister.
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연월일 | 이력구분 | 이력상세 | 등재구분 |
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2028 | 평가예정 | 재인증평가 신청대상 (재인증) | |
2022-01-01 | 평가 | 등재학술지 유지 (재인증) | KCI등재 |
2019-01-01 | 평가 | 등재학술지 유지 (계속평가) | KCI등재 |
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2015-12-01 | 평가 | 등재후보로 하락 (기타) | KCI후보 |
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2009-01-01 | 평가 | 등재학술지 유지 (등재유지) | KCI등재 |
2007-01-01 | 평가 | 등재학술지 유지 (등재유지) | KCI등재 |
2005-05-29 | 학술지명변경 | 외국어명 : 미등록 -> Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea | KCI등재 |
2005-01-01 | 평가 | 등재학술지 유지 (등재유지) | KCI등재 |
2002-01-01 | 평가 | 등재학술지 선정 (등재후보2차) | KCI등재 |
1999-07-01 | 평가 | 등재후보학술지 선정 (신규평가) | KCI후보 |
기준연도 | WOS-KCI 통합IF(2년) | KCIF(2년) | KCIF(3년) |
---|---|---|---|
2016 | 0.27 | 0.27 | 0.23 |
KCIF(4년) | KCIF(5년) | 중심성지수(3년) | 즉시성지수 |
0.22 | 0.2 | 0.443 | 0.03 |
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