A lot of CANDU Spent Fuels (CSFs) have been stored in spent nuclear fuel pools and dry storage facilities. In accordance with the enhanced nuclear regulations, the initial characteristics of CSF should be inspected to ensure the integrity of CSF and the reliable operation of storage system before loading it into a cask for long-term dry storage. For the inspections, an initial characteristics measurement equipment was designed, which is used for Pool-Side Examination (PSE) in the spent fuel pool of the pressurized heavy water reactor nuclear power plant. Measurements using the equipment consist of non-contact inspections and contact inspections. The non-contact inspections do not affect CSF integrity, whereas the integrity of CSF can be reduced during the contact inspections under abnormal operating conditions because the probe of equipment may apply specific loads to the CSF. Therefore, the structural integrity evaluations of equipment and CSF are performed using Finite Element (FE) analyses for four combinations based on two abnormal conditions and two probe positions. The used abnormal conditions are the pressing load condition and the scratching load condition, and two probe positions are the center and bottom of the fuel rod in the longitudinal direction, respectively. In this evaluation, the bottoms of the fuel rod or CSF are defined as the regions facing the bottom surface of equipment. The analysis of the pressing load condition is performed by pressing the probe of the equipment in radial direction of the CSF fuel rod. That of the scratching load condition is carried out by applying a specific radial load to the CSF fuel rod using the probe and then applying the load to the surface of the fuel rod while moving axially along the surface. All combinations are analyzed considering geometric, boundary and material non-linearity under the dynamic load, which is dependent on the equipment operating velocity. The stresses of CSF and equipment components were obtained from these analyses. The maximum stress of each component was generated at the combination on the scratching load condition for the bottom position among the four combinations. The obtained maximum stresses are lower than the yield stress for each component material. Also, the CSF is not overturned due to the support plate of the equipment in all analyses. Therefore, the structural integrity and safety of the equipment and the CSF are maintained under abnormal operating conditions during the inspection using the initial characteristic measurement equipment.

The domestic CANDU nuclear power plants have been operated for a long time and various unforeseen spent fuel defects have been discovered. As the spent fuel defects are important factors in the safety of the nuclear power plant, a study on the analysis of the spent fuel defects to prevent their recurrence is necessary. However, in cases where the fuel rods inside the fuel assembly are defected, it is difficult to dismantle the fuel assembly owing to their welded structure and the facility conditions of the plant. Therefore, it is impossible to analyze the spent fuel defect because it is difficult to visually check the shape of the fuel defect. To resolve these problems, an analysis technology that can predict the number of defected fuel rods and defect size was developed. In this study, we developed a methodology for investigating the root cause of spent fuel defects using a database of the earlier fuel defects in the plants. It is anticipated that in the future this analysis technology will be applied when spent fuel defects occur.

길초근 및 양강근정유를 유제 및 입제로 제형화한 후 이들의 급성어독성을 측정하였다. 잉어를 이용한 급성독성에 사용된 길초근 및 양강근 정유는 수증기증류법, 핵산을 이용한 용매추출법 및 초임계추출법을 이용하여 추출하였고 이들의 유제 및 입제의 급성어독성은 반수치사농도 (LC50)를 구하여 평가하였다. 길초근 및 양강근 원제 중 용매추출법으로 추출한 정유만이 어독성을 나타내었다. 길초근 및 양강근 추출법별 정유 이용한 유제의 급성어독성 평가한 결과 길초근의 경우 모든 추출법 대하여 독성을 나타내지 않은 반면에 양강근 정유는 추출법에 관계없이 모두 잉어에 대한 어독성이 관측되었다. 입제의 경우 길초근은 용매로 추출한 정유에서 독성이 나타났고, 양강근 정유의 경우 초임계추출법으로 추출한 정유 입제에서만 어독성이 관측되었다. 이러한 결과는 3급 어독성에 해당되는 것으로 환경 중 사용에는 문제가 없다고 사료된다. 살충효과가 뛰어난 양강근 정유의 경우 수증기증류법 및 초임계추출법으로 추출한 정유의 10 mg L-1 수준에서 노출된 잉어의 분자적 반응을 확인하여 cytochrome P450 1A 효소 및 glutathione S-transferase의 발현이 급격히 증가하였음을 확인하였고 이들은 수계환경 중 양강근 정유의 동태를 관찰하는 바이오마커로서 사용 가능하다고 사료된다.

핵연료는 원자로 운전 중 예기치 못한 상황에서 연료 결함을 초래할 수 있다. 핵연료 결함은 연료봉의 수소화나 이물질에 의한 금속 마모, 그리고 펠렛과 피복관의 상호작용에 의해 피복관이 손상된다. 이렇게 손상된 핵연료의 결함원인을 규명하는 것은 원자력발전의 안전운전에 중요하다고 사료된다. 핵연료가 손상되면 원자로 냉각재가 오염되어 원자로 출력을 낮추거나, 발전소를 정지할 수도 있다. 모든 사용후연료는 건식저장고로 이동 보관되어야 하나, 결함연료는 이동할 수 없으므로 이 연구의 목적은 중수로형 원자로에서 연료가 인출된 후 사용후연료 저장조에서 보관된 연료에 대하여 결함 여부를 판단할 수 있 는 기술을 개발하고자 하였다. 이 연구를 통하여 핵종 누설 검출 기술을 이용한 사용후연료 검사기술을 개발하였으며, 이 기술을 월성발전소에 적용함으로써, 검사기술 및 검사시스템에 대한 성능을 입증하였다.