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SUMMARY

표목차

그림목차

목차

제1장 서론 20

제2장 방사선원항 계산모델연구 23

제1절 개요 23

제2절 핵분열물질과 부식생성물 24

제3절 방사선원항 계산모델 32

제4절 핵종의 수중누출계수 추정 42

제5절 결론 54

참고문헌 55

제3장 사용후핵연료의 방사능 붕괴열량추정 57

제1절 개요 57

제2절 방사능붕괴열량 계산 59

제3절 결과 및 토의 62

제4절 결론 및 건의사항 71

참고문헌 73

제4장 실린더형 열봉배열로부터의 자연대류에 관한 실험적 연구 74

제1절 개요 74

제2절 이론적고찰, 실험장치 및 결과 76

제3절 결론 90

참고문헌 92

제5장 사용후핵연료 이력자료의 데이타베이스응용프로그램 검증과 개선 94

제1절 개요 94

제2절 근거리통신망 95

제3절 데이타베이스의 관리 102

제4절 실제 적용예 108

제5절 결론 111

참고문헌 112

제6장／제5장 종합결론 및 건의사항 113

판권지 116

표목차

Table 2-1. Amounts and Radioactivity of Potentially Gaseous and Volatile Elements in Spent PWR Fuel 27

Table 2-2. Guidance Data on PWR Fuel Crud 32

Table 2-3. 결합유형에 따른 핵종별 누출계수 47

Table 2-4. CANDU 연료펠렛중 우라늄의 누출계수 48

Table 3-1. 가압경수로형 및 가압중수로형 사용후핵연료의 방사능붕괴열량 계산을 위한 입력자료 61

Table 3-2. 농축도와 연소도의 변화율에 따른 방사능붕괴열의 변화 64

Table 3-3. 붕괴열량 추정식의 계수 67

Table 3-4. 냉각시간에 따른 붕괴열의 변화도 계수 68

Table 3-5. ORIGEN2 계산결과에 대한 본 추정식, ANSI-Method 및 Malbrain 결과와의 비교 (3.2 wt.% U-235, 33,000 MWD／MTU) 69

Table 4-1. The configuration of each array and dissipation rate on the cylinder surface 82

Table 5-1. 분류방법에 따른 LAN 의 종류 96

Table 5-2. 사용된 어뎁터와 운영체계의 특성 109

Table 5-3. dBASE Security Summary 110

그림목차

Figure 2-1. Schematic representation of redistribution and release behavior of volatile fission products predicted 26

Figure 2-2. A comparison of the low-temperature(low-ttemperature) gas release model and data 29

Figure 2-3. Mathematical model for the reduction of the activity of the fuel in the pool 33

Figure 2-4. Mathematical model for pool cleanup 36

Figure 2-5. Radioactive waste from spent fuel handling 39

Figure 2-6. Shapes of artificially machined defects on fuel rod 43

Figure 2-7. Release amount of Co-60 in demineralized water 44

Figure 2-8. Release amount of Cs-134 in demineralized water 45

Figure 2-9. Release amount of Cs-137 in demineralized water 46

Figure 2-10. Cumulative amount of uranium leached in demineralized water 50

Figure 2-11. Cumulative amount of uranium leached in ground water 51

Figure 2-12. Cumulative amount of uranium leached in boric acid(pH＝6) 52

Figure 2-13. Cumulative amount of uranium leached in boric acid(pH＝5) 53

Figure 3-1. Decay heat generated by 1 metric ton of uranium in 3.2 wt.% of U-235 PWR spent fuel with burnup of 33,000 MWD／MTU and CANDU spent fuel with burnup of 7,500 MWD／MTU 60

Figure 3-2. Absolute percent difference in decay heat between ORIGEN2 and predicted data 70

Figure 4-1. Experimental apparatus 78

Figure 4-2. Heat tube 79

Figure 4-3. Experimental results : the local Nusselt number of each cylinder normalized with respect to that of a single cylinder vs. the separation distance between cyIinders, S／D 84

Figure 4-4. (Nu)i／(Nu)1 vs. X／D (Left : upper part, Right : lower part) 85

Figure 4-5. Previous works (a : Data from Tokura et al ［13］, b: Data from R.Karvinen and T. Kauramaki ［14］) 87

Figure 4-6. Corrected plot of experimental results by taking into account of temperature imbalance(inbalance) between adjacent two cylinders 87

Figure 4-7. The independence of cylinder Nusselt number on the number of cylinders 88

Figure 4-8. The merging characteristics of the interaction behavior for the natural convection of a horizontal cylinder array ; (Nu)i／(Nu)l vs. (Ra)x 89

Figure 5-1. Various type of LAN topology and their structural characteristics 97

Figure 5-2. Data rate, in bits per second, supported by different types of carriers／3／ 99

Figure 5-3. 데이타베이스 병행실행의 문제점 103

Figure 5-4. Locking 에 의한 데이타베이스 병행실행의 문제점 해결 105

Figure 5-5. Dead Lock 106

Figure 5-6. 구성 LAN의 개략도 108

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