원자로 압력용기강의 제조열처리인 ？칭과 템퍼링 중간에 페라이트와 오스테나이트가 공존하는 영역에서 2상영역열처리를 추가한 후 템퍼링조건을 조정함으로써 파괴인성을 향상시키는 열처리 공정을 개발하였다. 새 열처리공정을 적용하면 기존공정에 비하여 강도는 크게 감소하지 않으면서 충격인성과 연성이 크게 증가하고, 천이온도가 약 2$0^{\circ}C$ 감소하였다. 2상영역열처리를 하면 연한 템퍼드 베이나이트 기지에 비교적 강한 템퍼드 마르텐사이트가 균일하게 분산된 복합조직을 얻을 수 있고, 유효 결정립의 크기가 감소하여 균열진전이 억제되었다. 또한 기존공정의 판상 탄화물 대신 구형 탄화물이 형성되기 때문에 응력집중이 완화되어 파괴저항성이 향상되었다. 그리고 2상 영역열처리후 템퍼링 정도를 낮추면 탄화물 크기가 작아지기 때문에 균열발생이 억제되어 저온 충격인성이 향상되었다.

ASME SA508 Class 3 원자로압력용기강을 대상으로, 용접열영향부(heat affected zone, HAZ)의 최고온도(peak temperature) 등온분포도(isothermal diagram)를 작성 및 해석하였고, 재현(simulated) 열영향부 시험편을 제작하여 미세조직검사 및 기계적특성 시험을 실시하였다. 그 결과, 최고온도 등온분포도를 이용하여, 미소열영향부(subzone of HAZ)의 미세조직(microstructure)에 미치는 예열(preheat)온도와 용접입열량(weld heat input)의 크기 효과를 예측할 수 있었다. 또한, 재현 HAZ 의 기계적특성 시험결과, 용접용융선(fusion line) + 1 mm 이내의 위치로 대표되는 열 cycle 조건에서는 모재보다 양호한 강도와 인성을 보였고, 용접용융선 + 2~3mm부근에서 가장 미세한 조직(fine tempered lower bainite)과 우수한 충격인성을 나타냈다. 한편, 용접용융선 + 약 5mm 위치에서의 열 cycle 을 재현한 시험편에서는 미세조직의 변화(spheroidization of carbides)와 함께 인성 및 기계적 특성이 저하하여 모재보다 낮은 값을 보이는 것을 발견할 수 있었다.

유한요소법을 이용하여 경수로형 핵연료집합체에서 냉각수 유동에 의한 수직 상승력으로부터 핵연료를 지지하는 판형 HDS의 강성도를 수치해석적으로 평가할 수 있는 방법을 제안하였다 I-DEAS code의 8 node brick element를 사용하고 판스프링들간의 간섭 부위에 접촉요소를 사용한 유한요소 모델링 및 해석기법으로 평가한 탄성강성도가 변형 에너지법에 근거하여 유도된 탄성강성도 평가식으로부터 얻은 결과와 잘 일치하고 있어서 제안된 유한요소 모델링 및 해석기법은 판형 HDS의 거동 분석에 유용하게 이용될 수 있다.

물성치가 상이한 계에서 접합면을 포함한 전 영역내의 연속 응력장 개선방안을 제안하였다. 재료의 물성치가 100배 차이가 나는 직선보 예제에 대해 변위형 유한요소해에서는 접착면 상ㆍ하측에서 응력들이 불연속이며 상당한 차이를 보이고 있는데 반하여 본 연구에서의 응력장은 연속이며 접합면의 절점응력들이 이론해에 근접하고 있다 또한 본 연구에서의 연속 응력장으로 계산한 변형률 에너지는 수회 이내의 반복계산에서 이론해에 수렴하고 있다.

액체금속로는 고온 하중 효과(피로, 크립, 크립-피로)를 고려한 내열응력설계가 중요하다. 최근에는 액금로 후보재료로서 종래의 스테인레스강에 질소를 첨가하여 고온강도를 계량한 316LN 스테인레스강이 개발되었다. 본 연구에서는 액체금속로 재료의 가장 지배적인 손상 기구로 인식되고 있는 피로-크립 파손에 대한 설계자료를 확보하기 위해 DCPD(Direct Current Potential Drop)법에 의한 고온피로균열 측정 시스템을 개발하고 316L 및 스테인레스강인 316LN 스테인레스강에 대한 고온 피로균열진전시험을 수행하였다. 본 연구에 의해 개발된 피로균열진전속도 측정 시스템에 의하면 25$\mu\textrm{m}$ 이하의 분해능으로 균열길이를 측정할 수 있다. 한편 316L 스테인레스강에 질소를 적당량 첨가하면 상온에서 $600^{\circ}C$사이의 온도에서 피로균열진전에 대한저항성이 증가하는 것을 확인하였다.

핵융합로 제1벽이 사용수명 동안에 받는 조사량은 300dpa 이상인데, 연구용 원자로에서 이와같은 조사량으로 조사시키기 위해서는 상당히 장기간이 요구된다. 그러므로 핵융합로 제1벽 재료의 연구에서는 중성자 조사 대신에 단시간에 높은 조사량으로 조사시킬 수 있는 싸이클로트론 등 입자가속기를 이용한 이온조사 시험이 활용되고 있다. 따라서 조사 손상에 미치는 이온조사와 중성자조사의 상관성은 대단히 중요하므로 본 연구에서는 이의 상관성에 대해 검토 분석하였는데, 이온조사시 경화가 일정하게 일어나는 plateau, 영역에서는 중성자 조사와 선형 관계가 있으나 경화가 크게 일어나는 peak 영역에서는 중성자 조사에 비해 경화가 크게 일어났다.

최근 경수로 핵연료 손상 원인 중의 하나인 연료봉 마모(Fretting Wear)가 지지격자의 스프링력 저하뿐만 아니라 원자로 냉각재 유동에 기인한 집합체 진동(Self-excited Fuel Assembly Vibration)에 의해 유발될 수 있는 것으로 밝혀져 해외 연료공급자들은 새로운 연료개발시 집합체 유동시험을 수행하여 냉각재 유동에 의한 집합체 진동 여부를 확인하고 있다. 본 연구에서는 경수로 핵연료집합체에 대한 모드해석 및 진동시험으로부터 고유진동수 및 진동모드형태를 구하여 모의 집합체 유동시험 결과와 비교 평가하였고 냉각재 유동에 의해 과도한 집합체 진동이 발생됨을 확인하였으며 가연성흡수봉집합체를 삽입한 경우에 대한 유동시험 결과와도 비교하였다. 또한, 이들 집합체의 진동 변위량과 손상 연료의 마모량 분포의 상관성을 비교 평가하였다.

국제 열 핵융합로 (International Thermonuclear Experimental Reactor) 의 중앙 솔레노이드(solenoid) 초전도 전자석의 피복관 (conduit) 으로서 가장 유력한 후보 재료인 니켈-철 기저 초합금에 대한 개선된 파괴역학적 거동 예측 모형을 개발하기 위하여 피로균열 성장과 파괴 인성 치의 측정이 사용되었다. 유한 요소법을 사용하는 상용 구조해석 코드인 ANSYS 제 5.2판에 의해 초전도 전자석 피복관 재료에 대한 탄소성 파괴역학적 거동을 살펴보았다. 정확한 파괴 기준을 개발하기 위하여 삼차원 J 적분 인자에 의한 결과를 사용하였다. 얇은 피복관재의 경우에 절대온도 4도에서의 적합한 파괴 인성치는 실제 단면효과를 고려한 표면균열 인장시험 결과를 토대로 J 적분으로 도출한 150 MPaㆍm$^{1}$2/ 로 제시되었다.

월성1호기 압력관의 수소흡수 관련 자료들을 분석하였으며, 캐나다 발전소들의 결과와도 비교하였다. 압력관의 수소흡수 특성은 압력관내 위치, 사용온도, 가동이력 등에 영향을 받아 Inlet 쪽보다는 Outlet 쪽이, 사용온도가 높을수록, 또한 가동에 따른 조사량이 증가할수록 수소흡수량이 증가하였다. 한편 압력관내로의 수소흡수 거동을 규명하기 위해 Zr-2.5wt%Nb 합금의 열처리 조직 차이에 따른 수소흡수특성을 분석하였다. 수소흡수는$\alpha$-Zr 상에 비해 $\beta$-Zr, $\beta$-Nb 상에 크게 영향을 받는 것으로 보인다. 또한 합금내의 수소량 증가가 압력관 부식특성 자체에 미치는 영향을 분석하기 위하여 열처리 시편에 일정량의 수소를 charging 시킨 후 부식시험을 수행하였다. Zr-2.5wt%Nb 합금의 부식거동은 미세조직에 가장 큰 영향을 받아$\alpha$-Zr과 $\beta$-Zr 상의 시편이$\alpha$-Zr과$\beta$-Nb 상의 시편에 비해 큰 부식속도를 보였다. 또한 시편내 150ppm 이하의 수소함량은 시편의 부식거동에 별다른 영향을 없거나, 부식속도를 약간 감소시키는 것으로 추정된다.

By introducing the concept of overpressurization of rim pores due to dislocation punching, the total pressure exerted on the rim pores is estimated. Then this concept is combined with the assumption that all the fission gases produced in the rim region are retained in the rim region to calculate the rim porosity. Rim porosities calculated in this way are compared with measured data, which produces reasonable agreement. Finally a correlation for the thermal conductivity of the rim region is obtained using the hypothesis that the rim region consists of pores and fully dense material of UO$_2$.

$UO_2$ 및 $UO_2$-3.23wt%CeO$_2$가 128$0^{\circ}C$에서 소결되면 밀도는 각각 93%T.D., 91.2%T.D.이었으나, Li$_2$O가 0.lwt%씩 첨가된 경우에는 소결밀도가 95.5%T.D., 95.1%T.D.로 증가하였다. 소결온도가 증가함에 따라서 $UO_2$ 및 $UO_2$-3.23wt%CeO$_2$의 소결밀도는 현저하게 증가되는 반면에, Li$_2$O가 첨가된 경우에는 저온에서도 이미 치밀화가 많이 일어났기 때문에 소결밀도의 증가폭이 완만하였다. Li$_2$O가 첨가된 분말에서는 소결온도가 더 높아지면, 결정립성장이 주로 일어나게 되어 168$0^{\circ}C$에서 소결되었을 때, $UO_2$와 $UO_2$-0.1wt%Li$_2$O의 결정립크기가 각각 8.7$\mu\textrm{m}$, 120$\mu\textrm{m}$ 이고, $UO_2$-3.23wt%CeO$_2$와 $UO_2$-3.23wt%CeO$_2$-0.lwt%Li$_2$O는 각각 10.9$\mu\textrm{m}$, 34$\mu\textrm{m}$ 이었다. $UO_2$와 $UO_2$-3.23wt%CeO$_2$ 그리고, 두 조성에 Li$_2$O가 각각 첨가된 경우, Ar-4vol.%H$_2$ 분위기보다 H$_2$분위기에서 소결했을 때 밀도가 더 높았다. 그러나, 결정립은 $UO_2$와 $UO_2$-Li$_2$O의 경우, 수소분위기에서 소결했을 때, (U,Ce)O$_2$와 (U,Ce)O$_2$-Li$_2$O에서는 Ar-4vol.%H$_2$분위기에서 소결했을 때 더욱 성장하였다.

Studies on particles formed in the laser melted zone (LMZ) of sensitized Ni base Alloy 600 have been carried out using microscopic equipments. Most of them were identified as TiN type and MgS type particles were also found in the cell boundaries. All of the particles were located in the cellular solidification region, but no particle was formed in the plane front solidification regions of the LMZ. Cr carbides which had formed during sensitization treatment were completely melted during laser surface melting and hardly re-precipitated during the matrix solidification.

지르칼로이는 피복관으로 우수한 성질을 갖고있으나 고온에서 수증기와 발열반응을 일으켜 원자로의 안전성을 떨어뜨리는 단점을 가지고 있다. 사고시 1차 계통수에 함유된 수산화 리튬이니 붕소산은 지르칼로이에 흡착되어 산화에 영향을 줄 수 있다. 본 연구에서는 고온 수증기중의 지르칼로이 산화의 정확한 기술에 대한 연구를 수행하였으며 흡착물의 영향에 대한 실험을 수행하였다. 지르코늄 산화막이 단사정으로 존재하는 온도구간($650^{\circ}C$-105$0^{\circ}C$)에서 지르칼로이의 기존의 자료를 기반으로 계산 모형을 설정하였고 계산결과 Baker-just의 실험식은 상당히 보수적임을 알 수 있었다. 수산화리튬이 흡착된 시편은 1기압 고온 수증기중에서 산화시 푸른 간섭무늬의 막이 생성되어 산화가 억제되었다. 붕소산과 리튬의 혼합용액을 흡착한 시편은 푸른 간섭무늬의 막이 생성되지 않았으며 아무것도 흡착하지 않은 시편과 산화속도가 거의 같았다 고온 산화에서 열충격은 산화막의 균열을 발생하게 하여 산화가 가속되게 하고 지르칼로이의 기억효과를 상실케 한다.

경수로용 전산코드인 ERAPCON2를 CANDU 핵연료의 거동에 사용하기 위하여 소결체-피복관틈새 열전도 모형과 소결체내 중성자속 분포 모형을 개조하였다. 기존의 CANDU핵연료 전산코드와 비교한 결과 CANDU핵연료의 열적거동 분석에 있어 거의 동일한 결과를 얻었다. 이를 사용하여 DUPIC 핵연료의 열적 거동특성을 알아보았다. 고용성 핵분열생성물에 의해 감소된 DUPIC 핵연료의 열전도도에 의하여 핵연료 중심부 온도가 증가됨을 알 수 있었다. 선출력 500W/cm에서 중심온도가 230-320K 정도 증가하였다. 따라서, DUPIC핵연료 설계에서 중심온도 증가에 대한 세밀한 분석이 요구된다.

원전 증기 발생기 재료로 사용되는 Alloy 600의 내부식성 향상을 위하여 레이저 범을 이용한 레이저 표면합금화(Laser Surface Alloying, LSA) 방법을 이용, 표면에 약 200$\mu\textrm{m}$ 두께의 합금층을 형성시켰다. 첨가한 원소는 크롬 또는 크롬과 니켈의 혼합체를 사용하였으며 첨가법으로는 도금과 용사를 이용하였다. 용사법으로 만든 LSA 시편의 특성과 문제점에 대해 고찰하고 이러한 문제점을 해결하는 방법으로 크롬 도금법을 택하였다. 이들 결과를 레이저 처리를 하지 않은 시편들과 비교하여 부식 거동을 분석하였다. 분석 결과 LSA 시편의 경우 As-received 시편, 레이저 표면 용융(LSM) 들과 비교해 아주 우수한 내부식성을 가졌으며 입계 내부식성도 크게 증가하였다. 이는 크롬 첨가로 인해 크롬의 농도가 많아져 부동태 피막의 형성이 쉬워졌기 때문으로 해석되었다.

인코넬600 합금을 열처리상태 및 변형속도등이 서로 다른 응력부식균열(SCC) 발생 조건하에서 정변형속도 시험법으로 인장시켜 그때 발생되는 AE신호와 부식전류를 측정하여 균열거동과 비교하므로서 SCC 발생 및 진전을 AE로서 적절히 탐지할 수 있는가를 연구하였다. 그 결과 SCC. 연성파괴 및 기계적인 변형에서 발생되는 AE는 amplitude 준위에 의해 식별가능하며, 이것은 AE amplitude 준위가 AE발생원을 식별할 수 있는 중요한 변수가 될 수 있음을 의미한다. 또한 AE 발생시점과 전기 화학적 전류변동이 들 일치하는 것으로 나타나 입계응력부식 균열 진전이 AE에 의해 적절히 탐지될 수 있음을 알 수 있다.

Alloy 690 제1열 시제 전열관을 U 굽힘 가공할 시 전열관에 도입된 표면 잔류응력 및 굽힘 단면에서 치수변화 (벽두께, 진원도)를 위치별로 측정하여 평가하였다. 외측호(extrados)의 표면 잔류응력은 $\psi$=0$^{\circ}$에서 축 방향 응력이 -319 MPa (압축)로 가장 높았으며, 내측호(intrados)는 $\psi$=0$^{\circ}$, 160$^{\circ}$ 위치인 천이영역 부관에서 응력 변화가 크게 되는 경향을 보였다 측면(flank)은 인장 잔류응력으로 $\psi$=90$^{\circ}$(apex)에서 최대 190 MPa 로 축방향 응력으로 나타났다. 잔류응력치는 벽두께 보다는 진원도 변화와 일치되어 나타났으며, 시제 전열관의 벽두께 및 진원도는 ASTM의 치수 허용치 내에 포함되는 것으로 평가되었다. 잔류응력 측정은 스트레인 게이지를 이용한 구멍뚫기 방법 (Hole-Drilling Method)을 사용하였다.

차세대 원자력발전소 증기발생기 전열관 재료로 채택된 니켈기저합금으로 기존 전열관 재료인 인코넬600에 비해 고온 고압 조건에서 응력부식균열에 강한 장점을 가진 합금인 인코넬690 시료에 최대 에너지 120 keV의 질소 이온빔을 조사하여 이 재료의 기계적 특성 변화를 관측하였다. 특성 시험으로는 표면 경화를 관찰하기 위한 미세 경도 시험을 수행하여 미세 경도 증가를 확인하였다 아울러 표면 경화가 피로 특성에 미치는 영향을 관찰하기 위해 피로 균열 전파 시험을 수행하여 이온 주입으로 인한 표면 경화가 피로 균열 전파를 촉진시킴을 관찰하였다.

The effects of heat treatment on fatigue crack growth rates (FCGRs) of Inconel 690 have been investigated in terms of carbide morphology and grain size. Cycling tests in air at room temperature have shown that FCGR in low stress intensity factor range (ΔK) region can be effectively reduced by increasing the grain boundary carbide precipitate size and grain size. Decrease in FCGR is attributed to the crack tip blunting at the precipitates of grain boundary chromium carbides.

The automated ball indentation(ABI) test was utilized to develop a semi-nondestructive method for estimating the fracture toughness( $K_{JC}$ ) in the transition temperature range. The key concept of the method is that the indentation deformation energy to the load at which the mean ball-specimen contact pressure reaches the fracture stress is related to the fracture energy of the material. ABI tests were performed for the reactor pressure vessel(RPV) base and weld metals at the temperatures of-15$0^{\circ}C$~$0^{\circ}C$ and the fracture toughness (estimated $K_{JC}$ ) was calculated from the indentation load-depth data. For all steels the temperature dependence of the estimated fracture toughness was almost the same as that ASTM $K_{JC}$ master curve The reference temperatures( $T_{o}$)of the steels were determined form the estimated $K_{JC}$ versus temperature curves. The reference temperature was well correlated with the index temperature of 41J Charpy impact energy( $T_{41J}$).).).

Zircaloy-4의 수증기 산화와 이에 따른 수소침투의 압력에 대한 영향을 평가하기 위해 pre-transition과 post-transition의 영역에서 1~103 기압의 압력 범위에서 실험을 수행하였다. 그리고 시편의 edge부분에서의 산화율 및 수소침투 가속화 현상을 알아보기 위해 시편의 edge 분율에 따른 산화율 및 수소침투량 실험을 압력영향과 함께 수행하였다. 또 steam corrosion과 waterside corrosion의 비교를 위해 산화율에 따른 수소침투를 평가하였다. 잠정적인 결과로서 pre-transition 영역, 즉, 37$0^{\circ}C$, 72시간에서 103기압에서의 산화가 1 기압에서의 산화보다 약 50% 증가된 값을 가졌고,post-transition 영역, 즉, $700^{\circ}C$, 210분에서는 최고 150%의 산화 가속화를 관찰할 수 있었으며 수소 침투량 역시 산화가 가속화된 만큼 증가하였다. 그리고 압력이 증가함에 따라 산화율이 점진적으로 증가함을 pre-transition영역과 post-transition영역에서 관찰할 수 있었다. 시편의 edge 분율에 따른 산화율의 변화에 대해서는 37$0^{\circ}C$, 72시간의 경우 산화량이 적어 별다른 영향을 관찰할 수 없었으나, $700^{\circ}C$, 210분에서는 시편의 표면적에 대한 edge의 비율이 증가할수록 산화율이 증가하고 있음을 볼 수 있다. 하지만 기존의 논문들에서 주장하고 있는 뚜렷한 edge의 영향을 관측하기는 어려웠다.

핵연료의 노내 성능에 영향을 미치는 주요 제조 인자중의 하나인 소결체 밀도의 최적화 연구를 국내 제조 소결체에 대해 소결체 밀도와 수분 함유량 및 봉내압 평가를 통해 수행하였다. 연구 결과 원자로내 연소에 따른 봉내압 증가를 줄이기 위해서는 이론밀도 96% 이하의 밀도가 바람직하나 소결체내의 과다한 수분 함량을 피하기 위해서는 95% 이상의 밀도가 필요한 것으로 나타나 핵연료 소결체의 밀도는 이론밀도의 95% - 96.2%가 최적값으로 평가되었다.

Zr-2.5%Nb 합금에서 응력방향에 따른 DHC특성의 차이를 알아보고자 하였다. 판상의 CT시편을 이용하여 수소를 200 ppm 주입하고 응력을 압력관의 길이 방향으로 가하고 notch를 윈주방향으로 한 경우와 원주방향으로 응력을 가하고 notch를 길이 방향으로 한 경우의 균열전파속도를 측정하여 본 결과 길이 방향으로 응력을 가하였을 때 균열전파속도가 1/100 정도 감소하였으며, 균열발생을 위한 임계응력확대계수도 커짐을 알 수 있었다. 그리고 균열전파 방향도 원주방향으로 응력을 가하였을 때는 균열이 precrack을 따라 그대로 진행되었으나, 응력을 길이 방향으로 가하였을 때는 precrack을 따라 균열이 전파되지 못하고 균열분리 현상을 보였다 이것은 원래 모재가 보유하고 있는 집합조직과, 응력에의하여 수소화물이 재배열할 때 기존의 a상에서의 특정 방향 관계를 유지하여 석출함으로써 균열이 수소화물을 따라 전파됨이 원인인 것으로 생각된다. 응력을 원주방향으로 가하였을 때 균열주위에 수소화물이 길게 석출하지만, 응력을 길이 방향으로 기하였을 때는 수소화물이 20$\mu\textrm{m}$ 정도의 작은 크기로 분리된 균열과 같은 방향으로 분포하고 있음을 관찰하였다. 이로부터 집합조직을 개량함으로써 DHC저항성에 대한 효과를 얻을 수 있음을 확인 할 수 있었고 DHCV model에서 방향성을 수소화물의 재배열인자로부터 고려할 필요성이 있음을 알게 되었다.

Pyrolytic carbon layer was coated on A1203 balls by fluidized bed type chemical vapour deposition unit to develop the coating technology for the preparation of coated nuclear fuel. The deposition was carried out at the temperature ranges between 110$0^{\circ}C$ and 130$0^{\circ}C$ with various gas contents and flow rates. Source and carrier gas were propane and argon, respectively. X-ray analysis shows that the deposition layer was typical carbon spectra. The growth rate of carbon layer depended on the amount of source gas and the deposition temperature. For the alumina balls with 2mm in diameter, the deposition rate was 11${\mu}{\textrm}{m}$/hr in the flow gases containing 30% source gas at 130$0^{\circ}C$ with a total flow rate of 2.0$\ell$/min. Microstructural observation of the deposits with scanning electron microscope revealed that the deposits had relatively dense and isotropic structure. Chemical analysis by energy dispersive spectroscopy showed that the layer was pure carbon.

Samples of extruded dispersions of 24 vol.% spherical U-2wt%Mo and U-10wt.%Mo powders in an aluminum matrix were annealed for over 2,000 hours at 40$0^{\circ}C$. No significant dimensional changes occurred in the U-1025.%Mo/aluminum dispersions. The U-2wt.%Mo/aluminum dispersion, however, increased in volume by 26% after 2,000 hours at 40$0^{\circ}C$. This large volume change is mainly due to the formation of voids and cracks resulting from nearly complete interdiffusion of U-Mo and aluminum. Interdiffusion between U-10wt.%Mo and aluminum was found to be minimal. The different diffusion behavior is primarily due to the fact that U-2wt.%Mo decomposes from an as-atomized metastable r-phase(bcc) solid solution into the equilibrium r-U and U$_2$Mo two-phase structure during the experiment, whereas U-10wt.%Mo retains the metastable r-phase structure after the 2,000 hours anneal and thereby displays superior thermal compatibility with aluminum compared to U-2wt.%Mo. In addition, the molybdenium supersaturated in U-10wt.%Mo particles inhibits the diffusion of aluminum atoms along the grain boundary into the particle. Also, the dissolution of only a few Mo atoms in UAL$_3$ retards the formation of the intermediate phase, as Mo atoms need to migrate from new intermetallic compounds to unreacted islands.

UO$_2$-Gd$_2$O$_3$fuel has been sintered to study the effect of powder property and sintering atmospheres on densification and microstructure. Three types of powders have been used; AUC-UO$_2$ powder and ADU-UO$_2$ powder were mixed with Gd$_2$O$_3$ Powder, and co-milled AUC-UO$_2$ and Gd$_2$O$_3$ powder. UO$_2$-(2, 5, 10)wt% Gd$_2$O$_3$pellets have been sintered at 168$0^{\circ}C$ for 4 hours in the mixture of H$_2$ and $CO_2$ gases, of which oxygen potential has been controlled by the ratio of $CO_2$ to H$_2$ gas. Densities of UO$_2$-Gd$_2$O$_3$ fuel pellets are quite dependent on powder types, and UO$_2$-Gd$_2$O$_3$ fuel using co-milled UO$_2$ powder yields the highest density. A long range homogeneity of Gd is determined by powder mixing. As the oxygen potential of sintered atmosphere increases, the sintered densities of UO$_2$-Gd$_2$O$_3$ pellets decrease but grain size increases. In addition, (U, Gd)O$_2$ solid solution becomes more homogeneous. The UO$_2$-Gd$_2$O$_3$fuel having adequate density and homogeneous microstructure can be fabricated by co-milling powder and by high oxygen potential.

금속연료가 연소할 때 발생하는 Fission Gas는 주로 직경방향으로의 Swelling을 일으켜 낮은 연소도의 원인이 되어 왔다. 따라서 본 연구에서는 높은 연소도를 갖는 금속연료의 개발을 목적으로 Fission Gas가 Plenum으로 쉽게 방출하는 조직인 Laminar Structure를 갖는 합금의 설계를 연구하였다. 또한 조사 후의 조직안정성을 예측하기 위해 열처리 후의 미세조직의 변화를 관찰하여 조직안정성을 시험하였다. U-10wt.%Zr 합금 중 Zr 원소 대신에 2wt.% 및 3wt.%의 W 또는 Mo을 첨가한 합금을 제조하여 합금원소 첨가의 영향에 따른 미세조직의 변화를 조사하였다. 그 결과 모든 조성의 합금은 Matrix에 있어서 Laminar Structure를 나타내었다. 또한 U-10wt.%Zr에 비해 2wt.% 및 3wt.%W의 W 또는 Mo를 첨가한 합금의 lamina Thickness가 철면 미세해짐을 확인하였다. 특히 U-7wt.%Zr-3wt.%W의 경우는 U-10wt.Zr에 비해 Laminar Thickness가 1/2배까지 감소되었다. 합금원소(W, Mo) 첨가에 의한 Laminar Thickness의 감소는 Fission Gas의 Inter-connected Path가 보다 잘 형성되게 하여 Gas의 방출속도를 증가시켜 Swelling을 감소시킬 것으로 생각된다. 열처리한 금속연료의 미세조직을 비교한 결과를 보면 합금원소(W, Mo)를 첨가한 합금을 50$0^{\circ}C$에서 1000시간동안 열처리한 것을 U-Zr 2원계 합금을 열처리한 것과 비교했을 때 약 1/3배 정도의 Laminar Thickness를 유지하는 것으로 보아 합금원소를 첨가하면 조사 후의 조직안정성에도 크게 기여할 것으로 기대된다.

핵연료 피복관용 Zr신합금을 개발하기 위해서 16종의 신합금을 설계하였다. 설계된 합금은 진공아크용해, $\beta$-열처리, 열간압연, 냉간압연 및 진공열처리의 공정에 의해 판재로 제조되었으며 이들 시편에 대해 35$0^{\circ}C$와 40$0^{\circ}C$에서 부식시험, 상온과 고온에서 인장시험 및 40$0^{\circ}C$에서 크립시험을 실시하여 신합금의 특성을 평가하였다. Zr-Nb-Sn계에 Fe, V, Te, Sb, Ru, Pd의 다른 원소를 미량 첨가하는 다원계 합금에서 Fe와 Cr은 부식특성을 향상시키는데 매우 효과적인 것으로 나타났다. Sb는 기계적강도를 향상시키고 Fe, Cr원소는 연신율을 증가시키는 원소로 밝혀졌으며 Sb와 V은 크립저항성을 매우 향상시킨다. 16종의 합금중 2-3종의 합금은 기존의 Zircaloy-4보다 우수한 내식성을 보였으며 Zr-Nb-Sn-FeCr합금은 ZIRLO와 유사한 부식저항성을 나타냈다. 부식과 크립저항성을 동시에 향상시키기 위해서는 Fe, Cr, Sb원소를 적절히 함유시킨 합금에 대해서 집중적인 연구가 수행되어야 할 것으로 사료된다.

니켈기 전열관 소재에서 결정립계의 misorientation을 분석하였다. 일반적으로 대부분의 결정립계에서 석출물을 관찰 할 수 있지만 쌍정과 만나게 되면서 석출물의 분포가 갑작스럽게 변하는 것을 관찰 할 수 있다. 이러한 현상은 결정립계의 구조와 에너지에 관련되는 결정립계의 misorientation 특성에 갑작스런 변화가 생겨나기 때문이라. 이러한 결정립계의 misorientation 특성은 T.E.M (Transmission Electro Microscope)에서 얻은 각 결정립의 Kikuchi pattern을 이용하여 분석하었다. 석출물을 갖는 결정립계들은 random high angle 결정립계이고 석출물이 존재하지않는 결정립계들은 특정한 C.S.L ( Coincidence Site Lattice) 결정립계이었다.

핵융합로 증식재용 r-LiAlO$_2$, Li$_2$ZrO$_3$, Li$_2$TiO$_3$ 분말을 자발착화 연소반응법으로 합성하였다. LiAlO$_2$와 달리 Li$_2$ZrO$_3$ 와 Li$_2$TiO$_3$는 가열하는 동안 침전물이 생겼지만 카르복실산기만을 지닌 구연산과 아민기만을 지닌 우레아를 화학정량의 조성으로 혼합한 연료로 쉽게 분말을 합성할 수 있었다. LiAlO$_2$나 Li$_2$TiO$_3$분말은 별도의 하소 공정이필요없이 원하는 결정상이 형성되었으며, Li$_2$ZrO$_3$분말은 Li이 과량인 상이 형성되므로 110$0^{\circ}C$에서 하소하여 원하는 상을 얻었다. 합성된 Li계 산화물 분말은 비표면적 10~17 $m^2$/g으로 약 150 nm정도의 입자크기를 갖는 미세한 입자이었다.

본 연구에서는 Ni-기 합금인 합금 600과 합금 690, Fe-기 합금인 합금 800 및 초내식성 오스테나이트계 스테인리스강인 SR-50A에 대하여 부식 환경의 변화에 따른 특성 평가를 행하였다. 전기화학적 부식 평가는 양극 분극 시험을 통하여 행하였으며 부식 환경은 NaCl, HCI, NaOH(+$Na_2$SO$_4$) 액이었다. 응력 부식 균열 시험으로는 CERT(Constant Extension Rate Test)를 행하였으며 부식환경은 40%NaOH, 40%OH+12%$Na_2$SO$_4$ 용액이었다. CERT시험 후 그 파면을 SEM관찰하여 파괴 양상을 관찰하였다. 각 합금의 양극 분극 특성을 부식 환경에 따라 평가한 결과, 부식 용액의 증류에 따라 서로 다른 분극 거동을 보이고 있는데 산성과 중성 용액에서는 SR-50A가 가장 큰 저항성을 보이는 반면, 강 알카리용액인 NaOH용액에서는 Ni-기 합금의 저항성이 Fe-기 합금의 저항성보다 우수하게 나타났다. 응력 부식 균열 저항성은 전반적으로 Fe-기 합금보다 Ni-기 합금이 우수하게 나타났다. 파단면을 SEM관찰한 결과 합금 800과 SR-50A(tube)는 용액에 관계없이 입내 파괴 모드를 나타내고 있으며, 합금 600과 SR-50A판재는 입계 파괴 양상을 보이고 있다. 또한 가성 용액 중에 $Na_2$SO$_4$를 첨가할 경우, 부식 속도를 가속화시키고 응력 부식 균열 저항성을 감소시키고 있다.

The computational scheme on a irradiation temperature of U-10Zr fuel was established considering porosity formation, bond sodium infiltration and constituent redistribution. Thermotransport theory was adapted to model the redistribution phenomenon. As a results, the bond sodium seems to be logged in the outer region of fuel slug. The main driving force for constituent redistribution appears to be the Zr solubility change along to radial position of the fuel. It is evident that the heat of transport also has some contribution to the redistribution.

핵연료 물질인 금속 우라늄과 이산화 우라늄의 플라즈마 기체에 의한 에칭 연구가 수행되었다. 연구에 사용된 플라즈마 기제는 CF$_4$와O$_2$의 혼합기체이며 CF$_4$/O$_2$의 혼합비. 시편 표면의 온도, R.F power, 그리고 압력에 따른 에칭율을 측정하였다. L-metal의 경우는 R.F power를 50W로 고정하고 아주 낮은 $O_2$의 성분비와 반응시간에 따른 에칭정도를 질량결손으로 계산하였다. $UO_2$의 에칭에 있어서는 CF$_4$/O$_2$의 비가 4:1에서 가장 높은 에칭율을 보였으며 그 에칭율은 최대 1000 monolayers/min 이었으며 U-metal의 경우 그 에칭율은 $UO_2$와 비교하여 10배 가량 낮은 것으로 나타났다.

최근들어 그 활용도가 점점 증대되고 있는 DLU(Diamond-like Carbon) /Diamond 박막(thin film)의 합성기술을 개발하여 원자력분야에 응용하고자 시도하였다. 이를 위하여 13.56 MHz의 고주파(RF: radio-frequency)를 사용하는 플라즈마 화학증착(PECVD: Plasma Enhanced Chemical Vapor Deposition) 장치를 직접 제작하여 탄소함유(CH$_4$, $CO_2$...등) 기체로부터 기본적인 DLC 박막증착시험을 수행하였다. 실험은 진공증착기(vacuum chamber)내의 압력(pressure), 탄소함유 기체의 조성비, 그리고 바이어스전압(negative self-bias voltage)둥을 변화시키면서 수행하였다. 증착속도(deposition rate)는 증착층의 두께를 알파스템($\alpha$-step)으로 측정하여 결정하였으며, 이로부터 증착속도가 압력 및 바이어스 전압의 증가에 따라 증가함을 알 수 있었다. 또한 바이어스 전압 300V 이상에서 $CO_2$량 증가가 증착속도를 촉진시킨다는 사실도 확인하였다. 그리고 EPMA(electron probe micro-analyser) 및 Raman 스펙트럼분석을 통하여 증착층의 구조가 DLC 임을 확인하였다.

방사성물질의 수송 및 저장용기 등에 사용되는 실리콘고무계 및 수소 첨가된 비스페놀-A형 에폭시수지계 중성자 차폐재들의 인장강도, 압축강도, 비중, 무게, 수소함량 등에 방사선이 미치는 영향을 검토하였다. 방사선 조사선량의 증가에 따라 실리콘고무계 중성자 차폐재(KNS-101 및 102)들의 인장강도, 압축강도, 비중 등이 증가하는 경향을 나타내었으며, 차폐재의 무게는 거의 변화가 없었으나, 수소함량은 약간 감소하는 경향을 나타내었다. 또한 에폭시수지계 중성자 차폐재(KNS-201 및 202)들의 인장강도 및 압축강도는 0.1 MGy까지는 방사선 조사선량의 증가에 따라 증가하다가 0.1MGy 이상에서는 감소하는 경향을 나타내었으며, 조사선량의 증가에 따른 차폐재들의 비중, 무게 및 수소함량은 크게 변하지 않는 것으로 나타났다.

The ultimate object of our study is to minimize the release of radioactive material into the environment and to maximize the treatable amount of the generated wastes. In planning the practical operation of the system, however, the operating cost, Process economics and technical flexibility must also be considered. For dealing with these multiple criteria decision making Problems, we used a foal programming which is a kind of multi-objective linear programming. This method requires the decision maker to set goals for each objective that one wishes to attain.

드럼 속의 폐기물 안에 포함되어있는 방사성 물질의 함량을 비파괴적으로 측정하는 방사성폐기물 핵종분석시스템을 개발하여 고리원자력발전소 제4폐기물 저장고에 설치하였다. 시스템은 그 기능에 따라 상위레벨과 하위레벨로 나누어지는데, 상위레벨인 중앙감시 및 제어시스템 Part에서 전체 시스템을 원활하게 운전되도록 감시 제어를 하고, 하위 레벨에서는 드럼을 운반하는데 사용하는 크레인 운전 Part, 측정위치에 올려진 드럼을 분석하는 핵종분석 Part, 드럼 핵종분석 결과를 회전하면서 드럼 표면에 인쇄하는 Ink-jet Printer Part 로 구분된다. 상위레벨의 제어실내 감시제어 PC는 하위레벨과 RS-232C 멀티포트를 사용하여 통신을 하는데, 드럼의 반입에서 반출까지의 전 과정은 자동화되어 운전된다.

중수로형(PHWR) 원자력발전소는 감속재와 냉각재로 중수를 사용하고 있어 방사성 수소동위원소인 삼중수소 생성량이 경수로에 비해 크며 계통내 삼중수소 축적량은 운전년수에 따라 증가하게 된다. 중수로형 원전에서 삼중수소 저감화를 위한 장기 대책으로 Tritium Removal Facility를 적용하는 경우, 우선적으로 괴려하여야 할 사항은 적절한 TRF의 용량을 결정하는 것이다. 이는 초기 시설 투자비뿐만 아니라 설비 및 운전의 신뢰도와 이용율에도 영향을 미치므로 연속운전이 가능하도록 용량을 결정하는 것이 중요하다. 이를 위해 감속재를 대상으로 삼중수소 농도 목표치, 삼중수소 농도 목표치 도달기간, 탈 삼중수소율, TRF 적용시점이 TRF 처리량과 촉매탑 높이에 미치는 영향을 분석하였다. 삼중수소 농도 목표치는 5~15Ci/kg, 도달기간은 3~8년, 탈 삼중수소율은 0.05~0.4, TRF 적용시점은 가동 후 10~20년이 적절한 것으로 확인되었다.

국내 원전의 사용후핵연료를 경제적으로 수송할 수 있는 대형 수송용기의 국내개발을 위하여 10년의 냉각기간을 갖는 28다발의 PWR 사용후핵연료를 수송할 수 있도록 기본 설계기준을 설정하였다. 이 대형 수송용기에 대하여 개념설계로부터 결정된 차폐두께와 칫수를 기준으로 기본구조를 결정하고 정상수송조건 및 가상사고 조건에 대한 구조해석을 수행하였다. 대형 수송용기는 내부에 많은 양의 PWR 사용후핵연료를 담고 있으므로 이들 핵연료의 중량은 구조설계에 큰 영향을 미치게 된다. 본 연구의 목적은 28다발의 PWR 핵연료를 담은 대형 수송용기가 9m 높이에서 자유낙하하여 충돌사고를 일으켰을 때의 안전성을 파악하기 위한 것이다. 수송용기가 충돌시 충격면에 발생하는 충격력으로 인한 충격완충체의 변형과 충격흡수, 수송용기에 발생하는 응력, 가속도, 충돌력 등의 동적거동을 파악하여 안전성을 입증하였다.

금속형 사용후핵연료 관리모형으로 직경 3 cm, 길이 248.5cm인 금속봉을 19개 장전한 캐니스터가 x-y 방향으로 무한 격자배열된 경우에 대해 캐니스터의 두께, 간격 및 외부의 공기중 수분농도의 변화에 따른 핵임계도 분석을 수행하였다. 미임계한계치(k$_{eff}$=0.95) 근방에서 최대 핵임계도를 나타내는 각 인자값을 구하고, 미임계 상태를 유지하는 조건을 제시했다. 그 결과, 캐니스터의 두께가 7mm인 경우의 최대 핵임계도 값은 0.94401 $\pm$ 0.00050으로서, 공기중 수분농도가 0.34 g/㎤이고 간격이 4.8 cm인 경우에 나타났다. 8 mm인 경우의 최대 핵임계도 값은 0.91182 $\pm$0.00050이며, 캐니스터간의 간격이 4.4cm이고 공기중 수분농도가 0.35 g/㎤일 때 나타났다. 8 mm 캐니스터의 금속저장체 저장은 미임계 상태를 유지할 것으로 추정되었다.

사용후핵연료는 장기간 강한 방사선과 붕괴열이 방출된다. 따라서 사용후핵연료를 안전하게 운반하기 위하여 수송용기는 방사선차폐의 건전성, 격납경계의 유지 및 내부 붕괴열의 적절한 제거 등의 설계기준을 만족하도록 설계되어야 한다. 본 연구에서는 28개의 PWR 사용후핵연료집합체를 운반할 수 있는 KSC-28 수송용기의 적절한 열전달 특성을 갖는 copper 냉각핀 및 aluminum 전열판을 설정하였다. 또한, 정상수송조건 및 화재사고조건에 대한 열전달해석을 수행하여 수송용기의 열적 건전성을 평가하였고 여기에서 얻어진 온도를 열하중으로 고려하여 열응력해석을 수행함으로써 수송용기의 온도변화에 따른 구조적 건전성을 평가하였다.

Breakthrough curves for separation of cesium and strontium binary components from aqueous solutions in fixed bed by chabazite and 13X were experimentally obtained and simulated the breakthrough curves for binary component adsorption. It is shown that agreements between model predictions and experimental data are relatively good although some deviations are observed. From engineering point of view, the simple model used here can be applied to simulate adsorption breakthrough curves satisfactorily.

고 준위 방사성 액체 패기물의 옥살산 침전 공정을 통하여 침전여액이 발생된다. 이 침전여액에는 옥살산과 같은 유기 물질이 함유되어 있으며 이 물질의 제거는 방사성 폐기물의 긍극적인 처리 처분에 대단히 중요하다 본 연구는 모의 침전여액을 제조하고 이로부터 옥살산 제거 연구가 두 가지 방법으로 수행되었다. 첫째 과산화수소를 이용한 제거 법으로서 침전여액 내 Ru$^{+4}$ 와 Fe$^{+3}$ 는 과산화수소를 자체 분해시키기 때문에 옥살산 제거를 방해함을 알 수 있었다 둘째는 NaOH를 용액 내 첨가하는 방법으로 pH증가에 따라 침전이 발생되면서 COD는 상당히 감소함을 보여주었다. 침전물은 $Na_2$C$_2$O$_4$로 확인되었고 pH9 이상에서 99%이상 감소함을 보여 주었다.다.

우라늄 염화물의 생성을 위한 U$_3$O$_{8}$ 분말의 염화반응에 대한 열역학적 해석을 수행하여 실험조건을 도출하였고 이를 실험적으로 확인하였다. U$_3$O$_{8}$ 분말의 탄소, 염소와의 염화반응은 비가역 발열반응으로서 아르곤 기체분위기에서는 옥시염화물의 생성이 억제된 우라늄 염화물들을 생성할 수 있었다. 염화반응 적정온도 범위는 863～1065k로서 이 온도범위에서의 반응종결시간은 U$_3$O$_{8}$ 분말 60g을 기준으로 약 4시간 이내였고, 반응온도가 높을수록 반응속도가 빠르게 나타났다. 우라늄 염화물의 비휘발 회수율은 생성된 우라늄 염화물 총량의 30% 이내로 낮게 나타났다.

백금족 원소인 Rhodium 과 Palladium 담지 SDBC 고분자촉매를 제조하여 삼중수소 분리반응 특성을 실험하였다. 수중에서도 고활성을 유지하는 소수성촉매 제조를 위하여 고수율의 벌크중합법에 의한 SDBC 고분자담체를 합성하였다. 삼중수소 분리반응실험은 수소유속과 반응온도를 촉매물질에 따라 변화 시켜서 반응효율을 측정함으로써 수행하였다. 실험결과 Rhodium-SDBC 와 Palladium-SDBC 공히 삼중수소 분리반응에 활성이 있는 것으로 나타났으며, 특히 Rhodium은 유망한 백금대체 촉매물질로 개발될 수 있음이 밝혀졌다.

추출제 di-(2-ethylhexyl)phosphoric acid건의 Zr 염으로 $^{241}$Am 및 $^{152}$Eu의 상호분리를 위한 용매추출공정에 대한 화학적 특성을 규명하였다. 추출공정에서 질산농도 0.5M, Zr 농도 8.7g/L, 추출제 HDEHP/n-dodecane 농도가 1M 일때 Am 및 Eu은 각각 92.3%와 99.1%가 추출되었으며, Zr 농도에 비례하여 Am, Eu의 추출율이 증가하는 상승효과를 나타내었다. pH가 3인 0.05M DTPA와 1M lactic acid 혼합 역추출용액으로 Am을 선택적으로 역추출한 결과 Am의 역추출율은 38.1% 이며, 이때 Am과 Eu의 상호분리비는 14.2 였다. 그리고 유기상에 남아 있는 Eu은 6M 질산용액으로 역추출한 결과 94.4%의 Eu가 역추출되었다.

원자력시설의 콘크리트 표면제염 및 절단을 효과적으로 수행하기 위해서는 먼저 방사성물질이 제염구역의 외부로 누출되지 않도록 작업구역을 비방사성 구역과 분리하고, 국부적으로 오염된 콘크리트 표면을 제염하는 기술, 해체 절단하는 기술 및 경제적인 방법으로 방사성물질의 확산을 최소화하는 분진제거 기술 등이 개발되어야 한다. 따라서 본 논문에서는 원자력시설의 콘크리트 표면제염 및 절단시 발생되는 콘크리트 분진처리 필터시스템을 개발하기 위하여, 중량 및 고밀도 콘크리트 내부로의 세슘 및 스트론튬 핵종의 침투깊이 실험을 수행하였으며, 다중 사이클론을 이용하여 DOP 에어로졸 및 콘크리트 표면절단 장비인 scabbier에 의해 발생한 중량 및 고밀도 콘크리트 분진의 특성을 분석하고 포집효율 성능시험을 수행하였다. 또한 사이클론 성능평가 프로그램을 작성하여 사이클론의 포집효율을 예상하였으며 이를 실험값과 비교하였다.

방사성 금속폐기물을 재활용하기 위한 제염기술로서 SC ( Sulfuric acid - Cerium) 제염의 기본특성을 파악하기 위해 Ce$^{4+}$ Ce$^{3+}$ 이온쌍의 산화환원 특성을 cyclic voltammetry 방법으로 연구하였다. 황산용액 내에서 Ce$^{4+}$ Ce$^{3+}$ 이온쌍의 산화환원 특성 조사를 위해서는 백금전극이 효과적이었다. 이중 실린더형 전해셀의 백금전극에서 Ce$^{4+}$ Ce$^{3+}$ 이온쌍의 산화환원에 대한 전달계수, 확산계수 및 비균일 속도상수 둥을 구하였으며, 각각 0,63 $\pm$ 0.05, (2.09$\pm$0.49) x $10^{-5}$ $\textrm{cm}^2$/sec 및 (2.53 $\pm$ 1.33) * $10^{-4}$ cm/sec 의 값을 나타내었다.

석탄화력발전소의 부산물인 석탄회를 이용한 DUPIC dirty scrap waste의 유리고화체에 대한 내침출성을 분석하였다. Fly ash, SiO$_2$, NaNO$_3$, B$_2$O$_3$에 DUPIC 핵연료 제조공정으로부터 발생되는 모의 dirty scrap waste를 15 wt% ~ 30 wt% 혼합하여, 115$0^{\circ}C$ 에서 3시간 용융시킨 후 서서히 냉각시켜 얻은 유리고화체의 침출성을 온도, 침출액의 종류, 폐기물의 함량 등에 따라 평가하였다 침출실험결과 석탄회유리고화체는 양호한 내침출성을 보였다. 석탄회유리고화체의 침출율은 합성지하수, 합성해수, 증류수의 순으로 감소하였으며, 폐기물함량의 증가에 따라 증가하였다.

이트리아와 RuO$_2$의 반응특성 및 반응생성물의 고온안정성 등을 DTA(Differential Thermal Analysis), TGA(Thermo-Gravimetric Analysis)를 이용하여 분석하였고 반응생성물은 XRD(X-ray diffractometry)와 XPS(K-ray photoelectron Spectroscopy), 주사 전자현미경를 이용하여 분석하였다. 이트리아와 RuO$_2$의 혼합물은 약 95$0^{\circ}C$ 이상에서 표면이 거친 $Y_2$Ru$_2$O$_{7}$를 형성하였고 생성된 $Y_2$Ru$_2$O$_{7}$은 공기분위기하에서 140$0^{\circ}C$까지 가열하여도 무게변화가 없는 안정한 물질이었다.이었다.

석탄화력발전소 폐기물인 석탄회로 포집한 세슘의 환원분위기(He+4% H$_2$)하에서 고온안정성 분석을 위하여 몰비를 0.1에서 1.5까지 변화시켜 제조한 시료를 머플로에서 열처리 및 XRD로 분석하였다 Cs/Al의 몰비가 증가할 수록 세슘 포집량이 증가하였다. 세슘 포집량 0.48(g-Cs$_2$O/g-fly ash) 이상에서 부터 pollucite 상 이외에 CsAlSiO$_4$상이 나타나기 시작하였고 세슘 포집량이 증가할 수록 CsAlSiO$_4$ 상이 증가하였다. 세슘 포집량 0.15(g-Cs$_2$O/g-fly ash) 까지 세슘의 휘발로 인한 무게감량은 없었고, 포집량 0.32(g-Cs$_2$O/g-fly ash)부터는 포집량이 증가할 수록 무게감량이 증가하였다. 이는 세슘 포집량이 증가할 수록 세슘 증기압이 큰 CsAlSiO$_4$상이 증가하기 때문인 것으로 사료된다.

원전에서 발생하는 방사성 세탁폐액을 환경방사능 Zero Release 개념하에 완전히 처리하는 공정으로서 역삼투막을 이용한 방법이 연구되고 있는데 이에 앞서 역삼투막 공정의 주요 장애요소인 계면활성제 및 현탁물에 의한 탁도 제거를 위한 전처리 공정으로 활성탄과 한외여과막 결합장치를 제작하여 운전하였으며 실험 결과 90% 이상의 높은 세제 제거율과 60% 이상의 탁도 제거율을 얻을 수 있었다.

A vitrification process is under development in KEPRI for the treatment of low-and medium-level radioactive waste. Although the project is for developing and building Vitrification Pilot Plant in Korea, one of KEPRI's concerns is the quality control of the vitrified glass. This paper discusses a methodology for the estimation of glass composition by on-line measurement of molten glass properties, which could be applied to the plant for real-time quality control of the glass product. By remotely measuring viscosity and density of the molten glass, the glass characteristics such as composition can be estimated and eventually controlled. For this purpose, using the database of glass composition vs. physical properties in isothermal three-component system of SiO$_2$-Na$_2$O-B$_2$O$_3$, a software TERNARY has been developed which determines the glass composition by using two known physical properties(e.g. density and viscosity).

고준위 방사성 액체폐기물에서 얻어지는 백금족 금속(Pd, Rh, Ru) 들의 분리 및 정제방법으로 강염기성 음이온교환수지를 사용하여본 결과 상용 수지중에서 Dowex 1 $\times$ 8 이 IRN-78 에 비하여 저 농도의 질산 농도에서 Pd(II) 의 분리 및 정제시 우수한 흡착성을 보여 주었으며 Rh(III) 의 흡착은 Pd(II) 의 것보다 훨씬 낮은 값을 보여 주었다. 이 수지들의 백금족 금속에 대한 흡착성을 문헌에 보고된 실험 결과들과 비교 검토하여 본 바 이온 그룹으로 3급 및 4급 Benzimidazole을 가지는 수지에 비하여 훨씬 낮은 값을 나타내었다. 따라서 실용성이 큰 강염기성 음이온수지로서는 Benzimidazole과 같은 혼합 아민 그룹을 지닌 수지가 가장 접합할 것으로 전망되었다.

가압중수로(PHWR)형 원자력발전소의 저장수조에 보관중인 사용후핵연료를 대상으로 하는 핵물질 보장조치(safeguards) 이행에 필요한 핵연료다발 수중검증장치를 개발하였다. 본 장치는 CdTe 감마선검출기, 차폐체 및 시준기등으로 구성된 검출부와 이를 지지 및 구동하기 위한 구동부로 구성되어 있다. 검출부에 대하여 감마선 표준선원 및 사용후핵연료 시료를 사용하여 성능시험을 수행한 결과 현장검증시의 요건을 만족하였고, 구동부의 경우 건식조(dry pit)에서 수행한 예비실험 결과 검증목적에 적합하였다. 따라서, PHWR형 원자력발전소인 월성 1 호기의 수중저장조에 있는 사용후CANDU핵연료에 대한 현장성능시험을 현재 준비중에 있으며 그 결과를 바탕으로 하여 국가사찰시에 본 장치를 사용할 예정이며, 향후 IAEA의 공인을 획득하여 IAEA 사찰용 장비로도 활용할 계획이다.

DUPIC 공정의 핵연료에 대핀 핵물질 보장조치(safeguards)를 이행하여 핵투명성(nuclear transparency)을 검증하기 위한 중성자측정장치를 개발하였다. 본 장치를 사용한 보장조치 원리 및 기술적 사항, 장치 설계 개념 등에 관해서는 본 논문의 전편$^{[1]}$ 에서 기술하였고 여기서는 제작된 측정장계에 대한 성능시험 내용을 중심으로 나타내었다. 즉, 일반시설(cold lab.)내에서 실시한 성능시험 결과로부터 장치의 각 부분별 기능이 정상적으로 작동되고 있음을 확인할 수 있었으며 이것은 현재 후속과정으로 핫셀(hot cell)내에서 사용후핵연료를 이용하여 수행중인 성능시험 결과를 분석하는 기본자료로 활용될 것이다. 본 장치 개발을 통하여 확보한 중성자측정 기술은 앞으로 고준위감마선방출 핵물질을 사용하는 후행핵연료주기 시설에 대한 핵물질 통제 및 계량관리에 필요한 보장조치 기술로 활용될 수있을 것으로 기대된다..

이 연구의 목적은 밀도측정 및 수분함량측정용 RI 계기의 개발에 있다. 방사성동위원소를 이용하여 성토시공의 현장다짐 밀도 및 수분함량 측정에 이용되곤 있는 RI 계기는 중성자 검출부분, 감마선 검출부분, 고전압 공급부분, 마이크로 컴퓨터 부분으로 크게 나눌 수 있다. 감마선을 검출하는 G-M 검출기는 그 특징으로 인해 방사선검출 전기회로가 간단하다. 그러나 열중성자를 검출하는 He-3 검출기는 검출기에서 발생하는 신호원이 매우 작아서 검출회로의 상호 간섭으로 인한 전기적 잡음이 발생한다 이 잡음을 제거하는 것이 He-3 중성자 검출기로 열중성자를 검출하는데 중요한 문제이다. 본 연구에서 제작하는 RI 계기는 원자력법에서 제한하는 방사능 이하를 (100$\mu$Ci 의 밀봉선원) 사용하므로 종래의 RI 계기에 비해 방사선의 검출수가 줄어든다. 이에 따라 검출기의 개수를 늘려서 방사선을 검출해야 한다. 또한 본 연구에서는 He-3검출기의 검출 스펙트럼을 분석하여 적정한 방사선 검출 측정영역을 결정하였다.

시험가동중인 다목적연구용 '하나로'를 이용하여 근접치료용으로 사용되는 $^{192}$ IR seed 제조실험을 하였다. '하나로'의 특성을 고려하여 제작된 조사표적용기에 표적용 Ir seed를 넣고 밀봉한 후 He 누출시험을 통과한 표적만 원자로의 HTS 조사공에서 중성자 조사시켰다. HTS 조사공의 평균 열중성자속은 측정결과 원자로출력 15 MWt일 때 2.54 $\times$ $10^{13}$ n/$\textrm{cm}^2$.sec였다. 5회에 걸쳐 5개의 조사표적을 사용하여 총 200개의 $^{192}$ Ir seed를 제조, 실험하였으며 2시간 조사후 14일간 냉각시킨 Ir seed의 r-ray spectrum을 분석한 결과 $^{l92}$Ir외의 불순핵종은 검출되지 않았다. Ir seed의 방사능은 이온전리함을 사용하여 측정하였으며 방사능 측정결과 개별 $^{192}$ Ir seed의 방사능값은 평균 방사능값으로부터 $\pm$5 % 이내오차의 방사능 균일도를 갖는 것이 확인되었다.차의 방사능 균일도를 갖는 것이 확인되었다.

삼중수소화 중수로부터 삼중수소를 가스상의 중수소로 이동시키기 위한 촉매교환 공정에는 친수성 촉매를 사용한 기상촉매교환공정과 소수성 촉매를 사용한 액상촉매교환공정이 있다. 소수성 촉매를 이용한 기상촉매교환공정은 기존의 두 가지 공정과는 설계 개념이 달라서 방사선 안전성과 설비의 규모면에서 독특한 특성을 가질 수 있으므로 촉매교환공정의 개발을 위한 첫 단계로 공정해석을 시도하였다. 소수성 촉매를 사용한 기상촉매교환공정은 액상촉매교환공정과 유사하게 1atm, 80~10$0^{\circ}C$에서 운전이 가능하므로 2.7atm, 20$0^{\circ}C$에서 운전되는 기존의 그것에 비해 방사선 안전성이 뛰어나나, 촉매층의 단수가 35%정도 증가됨을 알 수 있었다. 반면에 액상촉매교환공정에 필요한 촉매층의 단수보다는 훨씬 적음을 알 수 있었다.

고분자 촉매 담체인 스티렌-디비닐벤젠의 제조시 중합반응 개시제의 함량에 따른 영향과 반응기의 재질에 따른 영향을 수소흡착실험을 통하여 확인하였다. 담체의 중합반응시 제조조건이 동일하다 할지라도 개시제의 함량에 따라서 담체의 기공 특성이 달라지므로 개시제의 함량은 모노머 양의 1%를 사용한 시료가 수소흡착능이 가장 좋은 것으로 나타났다. 반응기의 재질은 teflon으로 직접 제조한 것보다는 teflon으로 코팅 처리한 것이 더 수소흡착능이 좋은 것으로 확인되었다.

국내 원전연료 생산시설에서 발생되는 페지르칼로이를 이용하여 수소의 흡수ㆍ저장 가능성을 확인하였으며 $600^{\circ}C$에서 수소원자대 금속원자의 비율이 약 2.0으로 되는 것을 측정하였다. 지르칼로이의 수소화반응을 위해서는 100$0^{\circ}C$ 이상에서, 금속의 활성화 과정에 의한 금속 표면의 oxide film의 제거가 필요한 것으로 나타났으며 수소화반응은 15분 이내에 이루어지는 것으로 관찰되었다.

중수형 발전소에서 삼중수소 제거나 중수분리와 관련된 수소동위원소 교환반응에 이용되는 백금담지 고분자촉매제조시 환원과정 이전의 열처리 조건이 백금분산도에 미치는 영향을 관찰하였다. 고분자 담체(SDBC)에 함침법을 이용하여 백금을 담지시켰으며, 8$0^{\circ}C$의 공기중에서 그리고 15$0^{\circ}C$의 산소흐름하에서 열처리하여 제조한 Pt/SDBC촉매의 열적 안정성을 TGA와 BET 실험결과로부터 확인할 수 있었다. 백금담지량이 커지면 백금분산도가 감소하였으며, 가능한 한 고온의 산소로 열처리하면 고분자촉매의 백금분산도가 향상됨을 수소흡착 실험을 통하여 입증하였다.

This paper presents preliminary results on the degradation of BJTs(Bipolar Junction Transistors) and MOSFETs(Metal Oxide Semiconductor Field Effect Transistors) by 1MeV electron beam. Exposure experimental results show that the change of minority-carrier life time in base region dominates the behavior of BJTs and that the buildup of charges in oxide region can affect the value of threshold voltage for MOSFETs. It was possible to correlate the decrease of the minority-carrier life time of BJTs with irradiation dose, while the shift of MOSFETs' threshold voltage was not only a function of charge buildup in oxide region.

The predictive results between a dynamic food-chain model (DYNACON) and an equilibrium model (NRC model) were compared to show the physical validity of DYNACON. Although the mathematical formulations and transport processes of radionuclides in the environment are different between two models, the comparative study shows good agreement for deposition events that occur during the growing season of plants.

하나로 재료 조사시험용 표준형 계장캡슐 개발의 일환으로 캡슐 mock-up (96M-01K)을 제작하여 노외에서 승온 성능실험을 수행함으로써, 실제 하나로내 장입시의 거동 및 안전성을 평가하고자 하였다. 본 실험을 통하여 표준형 계장캡슐의 설계/제작기술, 열적조절성능, 그리고 열설계용 컴퓨터 code (GENGTC) 둥을 평가할 수 있었다. 캡슐의 진공 및 micro-heater system은 만족할만한 성능을 보였으며, 캡슐의 공기중 승은거동은 계산치와 약간의 차이는 있으나, 이는 가공/조립상의 내부 gap 변화, 캡슐표면에서의 온도측정상의 오류, 그리고 상하부로의 열손실 등에 기인하는 것으로 추정된다. 본 실험을 통하여 표준형 계장캡슐의 하나로내 건전성을 추정할 수 있었으며, 향후 하나로 장입시의 승온 및 하강절차 등을 설정할 수 있었다. 현재 본 실험 결과들을 토대로 하나로 조사시험공의 (CT, IR1, IR2) 핵적특성 평가용 표준형 계장캡슐을 (97M-01K) 설계ㆍ제작 중이다.

'96년 중반 포괄적 핵실험 금지조약(Comprehensive Test Ban Treaty:CTBT)의 체결이후 전세계적으로 핵실험 감시장치망을 구축하고 있는데, 이에 대응하여 한국원자력연구소에서는 국제기술사양에 만족하는 원거리 대기핵종 감시 시스템을 개발하였다. 본 시스템은 원거리에서 날라온 공기중 부유입자를 포집하여 핵실험시 누출될 수 있는 방사성 핵종의 농도를 측정하는 장치이다. 그 운용을 위해서는 포집 및 분석능력의 척도라고 할 수 있는 시스템의 최소검출 방사능농도 (minimum detectable concentration:MDC)의 결정이 필요하다. 따라서 본 연구에서는 최적화된 시료붕괴시간(decay time)에서의 MDC값을 결정하기 위하여 sampling time을 48시간, counting time을 6시간으로 하고, 6시간의 다른 decay time에 따라 실험을 수행하였다. 국제기술사양에서 요구하는 13개 핵종에 대해 decay time에 따른 각각의 MDC값을 구하였으며, 국제기술사양 권고치와 비교하였다. 비교결과 decay time이 12시간일 때 가장 국제기술사양 권고치를 만족한다는 것을 확인하였다.

Boron neutron capture therapy(BNCT) is a binary treatment modality that can selectively irradiate tumor tissue. More is known now about the radiation biology of BNCT, which has reemerged as a potentially useful method for preferential irradiation of tumors. We design a square reactor (that can easily be reconfigured into polygonal reactors as the need arises) with four slab type assemblies to produce high quality epithermal neutron beans and thermal neutron beams jot use in neutron capture therapy. With a low operating power of 300kW, the heat generated in the core can be removed by natural convection through a pool of tight water. The proposed design in this study could be constructed for a dedicated clinical BNCT facility that would operate very safely.

It Is necessary to calculate radwaste effluent due to change in the fuel defect rate to see the overall change in radwaste effluent md, at present, for this type of calculation DAMSAM code is being used. However, often, one can not access easily to this code with many reason and so we have chosen this case, in this paper, to show a very simplified but quite accurated calculation method without the solving equations. The physical meanning of the parameters in the equations used in DAMSAM have been reviewed to simplify the equations and the result calculated with this method have been compared with that of DAMSAM.

In order to investigate organic association of fallout cesium, strontium and plutonium in the soil, soil samples influenced by fallout from nuclear weapon testings were treated with alkali (0.1 M-sodium hydroxide solution) to extract organic acids. After extraction, the resultant three fractions (sedimentary residue, humic and fulvic acid fractions) were subjected to the r-ray spectrometric analysis for $^{137}$ Cs, and radiochemical analysis for gosr and $^{239,240}$Pu. Alkali extraction experiments showed that a lot of $^{ 239,240}$Pu was extracted to organic acids from the soil samples, whereas most of $^{137}$ Cs and $^{90}$ Sr remained in residual fraction. Less than 10% of the total $^{137}$ Cs and $^{90}$ Sr was found in the organic fraction. The concentrations of $^{137}$ Cs and $^{90}$ Sr associated with humic fractions were higher than those with the corresponding fulvic fractions. It was found that more than 40% of the total $^{239,240}$Pu was associated with the organic fraction of soils. In contrast with $^{137}$ Cs and $^{90}$ Sr, $^{239,240}$Pu associated with vulvic fractions was much higher than in humic fractions.

Self-Powered Neutron Detectors(SPNDs) are currently used to estimate the power generation distribution and fuel burn-up in several nuclear power reactors in Korea. In this paper, Monte Carlo simulation is accomplished to calculate the escape probability of beta particle as a function of their birth position fur the typical geometry of rhodium-based SPNDs. Also, a simple numerical method calculates the initial generation rate of beta particles and the change of generation rate due to rhodium burn-up. Using the simulation and the numerical method, the burn-up profile of rhodium density and the neutron sensitivity are calculated as a function of burn-up time in the reactor. The sensitivity of the SPNDs decreases non-linearly due to the high absorption cross-section and the non-uniform burn-up of rhodium in the emitter rod. In addition, for improvement of some properties of rhodium-based SPNDs which are currently used, this paper presents a new material. The method used here can be applied to the analysis of other types of SPNDs and will be useful in the optimum design of new SPNDs for long term usage.

각 사업소의 교정용 팬톰에 대한 유효성 여부를 판정하고, 측정결과의 정확도와 조직적 오차의 발생여부를 확인할 목적으로 현재 국내 원전에서 사용중인 In Vivo 시스템에 대한 성능 시험을 수행하였다. 성능시험의 내용과 절차는 미국의 관련 지침인 ANSI N13.30에 기초를 두었다. 전신 측정에 대한 성능시험 결과, 시험핵종의 편중, 정밀도 및 최소검출방사능은 ANSI N13.30에서 정한 용인한도 이내로 나타났으며, 또 폐, 하복부 및 갑상선 측정에 대한 성능시험결과에 있어서도 성능평가 항목의 값은 모두 용인한도 이내였다. 각 사업소의 교정용 팬톰과 성능시험용 팬톰이 기하학적 구조에서 다소 차이가 있다 할지라도 측정결과의 편중이 용인한도 이하였다는 사실로부터 각 사업소에서 보유하고 있는 교정용 팬톰의 유효성을 간접적으로 입증할 수 있었다.

원전에서 정상가동시 또는 사고시 대기중으로 방출된 방사성 물질에 의한 주변환경 및 주민들의 영향을 보다 정확히 평가하기 위해 월성원전을 대상으로 부지 주변지역의 해륙풍 등과 같은 국지순환을 세밀하게 모사할 수 있는 삼차원 미세 격자계 해륙풍 모델을 개발하였다. 개발된 모델을 이용하여 봄철 약한 북풍이 부는 밝은 날에 대해 월성원전 주변지역의 해륙풍 발달ㆍ소멸, 해풍의 내륙 진입거리 및 해륙풍의 연직구조 등을 모사하고, 모사 결과를 관측값과 비교하여 모델의 특성을 파악하였다.

우리나라 원전이 위치하고 있는 해안지역에서 빈번히 발생하는 해륙풍 둥과 같은 국지순환을 고려할 수 있는 삼차원 라그랑지 입자확산모델을 개발하였다. 개발된 모델을 이용하여 월성원전 부지를 대상으로 봄철 약한 북풍이 부는 밝은 날에 대해 방사성 물질의 대기확산을 모델링하였다. 모델링 결과를 통해 해륙풍에 의한 방사성 입자의 시ㆍ공간적 분포와 일주기적 확산 양태를 규명하고, 해륙풍의 풍향변화에 의한 방사성 입자의 재순환의 중요성을 확인하였다.

본 논문에서는 국제공동연구로 수행중인 화련 대형내진모델시험 사업에서 계측지진기록을 이용한 모델구조물의 지진응답해석을 수행한 결과를 기술하였다. 지진응답해석은 3차원 유연체적 부구조법을 사용하는 지반-구조물 상호작용해석 전용 전산프로그램인 SASSI를 이용하여 수행하였으며, 지반 특성은 지반조사 결과 제시된 두 가지 지반모델과 계측지진 지반운동으로부터 직접 유도해 낸 지반모델의 지반 특성값을 사용하였다. 또한 본 연구에서는 지반과 구조물 특성값의 변화에 대한 구조물 지진응답의 민감도 및 지반의 비선형 특성이 구조물의 응답에 미치는 영향을 분석하였다.

Safe shutdown earthquakes (SSE) of four existing nuclear power plant sites were evaluated by using a probabilistic method. It turned out that the SSE's of the two sites are smaller than those of the rest. Site-specific response spectra were developed for two sites of which SSE's show a comparatively large difference. The result shows that the site-specific response spectrum of one site is higher by a factor of 1.5 than that of the other. The comparison of uniform hazard spectrum and site-specific response spectrum at one of the two sites shows that the both spectra are consistent with each other.

원자력발전소 가압기 밀립배관은 원자로냉각재계통 압력을 제어하는 기능을 가진 가압기와 원자로냉각재계통을 연결하는 ASME 1등급 기기로서 건전성 확보가 필수적이다 그러나 현재 운전중인 국내ㆍ외 원전의 가압기 밀림배관은 설계시 열성층화(Thermal Stratification) 현상발생 뿐만 아니라 동 현상이 배관 건전성에 미치는 영향이 전혀 고려되지 않아 본 연구에서는 국내 운전중인 원전 가압기 밀림배관에서 발생하는 열성층화 정도를 확인하고. ASME 코드에 입각한 평가방법론을 정립 설계조건과 운전조건에 대한 평가를 수행하므로써 건전성에 미치는 영향을 평가하였다.

주조 스테인레스강으로 제작된 원자로 냉각재배관은 고온에서 장기간 운전됨에 따라 열취화의 영향을 받을 수 있다. 장기간의 열취화는 재료의 연성 및 파괴인성을 저하시킬 수 있으며, 배관에 균열이 존재하는 경우 건전성을 위협할 수 있다. 따라서 본 논문에서는 원전수명연장을 위한 타당성 검토 측면에서 Chopra의 방법 등을 이용한 원자로 냉각재배관의 열취화 평가 및 민감도 분석을 수행하였다. 이를 통해 원자로 냉각재배관의 열취화 수준을 정량화하였고, 건전성 평가에 활용될 수 있는 J$_{IC}$ 값을 예측하였으며, 열취화에 영향을 미치는 주요 인자를 도출하였다.

변위형 유한요소해에 기초하고 공액근사개념 및 Loubignac의 변위장 개선방법을 국부영역에 적용하여 국부영역에서의 응력장의 정확도를 향상시킬 수 있는 방법을 제안하였다. 제안된 방법에서 계산된 국부영역의 응력장은 전체영역에 대한 응력장 개선 결과에 근접하며 유한요소 평형방정식을 잘 만족하친 있을 뿐만 아니라 수회 이내의 반복계산내에 수렴하고 있어서 계산시간이 크게 줄어들 수 있어서 국부영역에 대한 상세응력해석에 적절하게 이용될 수 있다.

The effect of rotary inertia of concentrated masses on the natural vibration of the simply supported-simply supported fluid conveying pipe has been studied. For the analysis Galerkin's method is used fer transformation of the governing equation to the eigenvalue problem and the natural frequencies and mode shapes for the system have been found. Introduction of rotary inertia results in lots of change on the natural frequencies and mode shapes and its effect is highly noticed at the higher natural frequencies and mode shapes. Consideration of rotary inertia results in much decrease on the natural frequencies and its neglect could lead to erroneous results.

원자력발전소 수명관리(Plant Lifetime Management, PLIM) 업무중 기기의 피로수명 평가는 중요하면서도 시간이 많이 소요되는 작업중의 하나이다. 고리원전 1호기 주요기기의 피로수명 평가를 위해 운전기간중 발생한 과도현상에 대한 운전기록을 일일이 분석하여 과도현상의 종류와 횟수를 기록하였다. 운전기간중 발생한 과도현상을 근거로 주요기기의 피로를 계산하여 설계피로계수와 비교ㆍ평가한 결과, 향후 발전소 수명연장운전을 위한 잔여피로수명은 충분한 것으로 판단되었다.

The purpose of this study is to reduce the fast neutron fluence at the reactor pressure vessel(RPV) and to provide a basis for plant-life extension. In this study, different neutron absorbers were employed in the core outer assemblies of Kori Unit 1 Cycle 14. The modified assemblies were used to calculate fast neutron fluence at the RPV and to evaluate reduction of outer assembly power and total power in core. By comparison with the case of no suppression fixture, the fast neutron fluence of a case with two rows stainless steel around the assembly with natural uranium pins is decreased by 85.8%. It is noted that the modification of outer assembly is more efficient than the previous low leakage loading pattern (LLLP) applied to Kori Unit 1. Also, compared fast neutron fluence in Cycle 1 with Cycle 14, fast neutron fluence at the RPV between Cycle 1 and Cycle 14 is not significantly different. It is found that LLLP applied to the Kori Unit 1 has not contributed to fast neutron fluence reduction at the RPV.

액체금속로의 안전성과 경제성을 향상시키는데 중요한 요소로 부각된 면진설계기술을 개발하기 위하여 고감쇠 면진베어링의 축소모델을 제작하고, 성능확인을 위한 다양한 시험을 실시하였다. 면진베어링의 성능을 나타내는 전단강성, 감쇠특성, 항복하중특성값, 전단변형능력 등에 대한 시험결과 전단강성은 목표값에 비하여 작았지만 감쇠값과 전단변형은 목표값에 근접하였다. 이를 이용한 면진 원자로건물의 지진응답을 분석한 결과 면진베어링은 건물의 지진응답 가속도를 대폭 줄여주는 것으로 나타났다.

기존의 발전소 피로수명 평가 프로그램들은 On-Line Fatigue Analysis애 중점을 두고 개발되어 운전 초기부터 Transient모니터링 프로그램이 설치되는 시점까지의 Transient 데이터가 확보되지 않은 오래된 발전소의 경우 전 수명기간 동안의 피로수명 계산에 어려움이 많다. 따라서 본 연구에서는 특별한 경우를 제외하고는 Off-Line 계산을 하는 것이 경제적이고 피로수명 평가에 문제가 되지 않는다고 판단하여 Transient 모니터링을 용해 Transient 종류를 파악하고 이를 데이터베이스화 한뒤 충분한 시간을 가지고 Transient 이력 과 응력데이타를 조합하여 CUF를 계산하는 등 프로그램 기능의 모듈화를 시도하여 필요한 기능을 지속적으로 보완 개발해 나갈 수 있도록 하였다. 본 Software는 국내 원전이 Transient Counting이나 피로분석의 전산화와 관련한 경험이 부족하고 또 외국 프로그램을 도입하여 사용하기에는 과거 데이터가 부족하여 활용에 어려움이 많을 것을 고려하여 기존의 수작업에 의한 Fatigue Evaluation 의 불편함을 보완하고 On-Line Analysis의 필요성과 Off-Line Analysis외 경제성을 적절히 조합하여 현재 발전소 환경에서 가장 적절히 사용할 수 있도록 개발 을 추진하였고 향후 필요한 기능은 지속적으로 보완함으로써 발전소 수명관리에 유용하게 사용될 것이다.

최근 세계 각 국에서는 노후된 원전의 연장운전과 관련하여 주요기기의 손상진단 또는 수명평가를 통한 지속적인 안전성 보장과 원전의 정비계획 수립, 효율적인 원전이용 등을 위하여 기기의 손상평가 및 성능감시를 수행할 수 있는 각종 감시시스템을 개발하고 있다. 국내의 경우도 발전소 가동년수 증가와 함께 안정적인 전력수급을 위해 연장운전에 대한 타당성 검토를 수행한 바 있으며, 그 후속연구도 진행될 예정으로 있어 발전소를 구성하고 있는 주요 기기의 안전성 확보와 신뢰도 향상이 요구되고 있다. 이러한 측면에서 Prototype 형태로 기기 건전성 평가에 활용할 수 있는 과도상태, 조사취화, 피로손상, 균열성장 및 부식손상 평가모듈을 개발하고, 이를 통합하여 원자력 발전소 종합 진단감시시스템을 구축하였다.

기기 및 각종 지지부의 정착을 위해 사용되는 콘크리트 확장형 앵커(CEA Concrete Expansion Anchor)인 PRH Wedge, Selfdrilling 및 Hilti KBII, HSLG에 대해서 최근 Canada의 Mcmaster 대학과 Switzerland 의 Schann 연구소에서 앵커 성능시험이 수행되었다. 본 시험결과를 토대로 월성원자력 2,3,4호기 설계앵커인 PRH Wedge, Selfdrilling 및 Hilti KBII와 대체앵커인 HSLG 앵커의 사용범위에 대해서 살펴보았다. 또한 동일한 앵커에 대해서 수행된 성능시험이라 할지라도 시험결과는 시편크기, 콘크리트강도 등 시험적용 변수에 따라 달라질 수 있는데 보고에서는 시험시편(Concrete Structural Member)의 크기에 따른 앵커링 파괴강도 및 콘크리트 파괴형태의 고찰을 통해 기존의 앵커시험 및 사용기준인 ASTM E488-90 [5], ACI 355.1R [6] 둥 제규정과의 차이점에 대해 고찰하고자한다.

원자력발전소 중기발생기 전열관 sleeve의 레이저 보수용접은 원자로 외부의 레이저 광원을 sleeve 내부의 용접 head까지 광섬유로 수백 미터를 전송하여 수행된다. 전열관 레이저용접은 용접 중의 레이저출력, 레이저 전송 광학계의 파손여부, 광학계의 정렬상태 등을 정확히 감시하여 수행하여야 하지만, 작업공간의 협소함과 방사능 구역이라는 어려움 때문에 실시간 감시가 쉽지 않다. 본 연구에서는 광섬유 전송 광학계와 지시용 레이저를 이용하여, 광섬유의 끝단에서 반사된 레이저 빔을 이용하여 광섬유 상태를 실시간 감시할 수 있음을 실험적으로 확인하였다. 실험은 core 직경 800um 의 step index 레이저 전송용 광섬유를 사용하였으며, 광섬유 끝단에 물등의 불순물이 있을 경우와 광섬유가 파손되었을 경우의 감시결과를 얻어, 광섬유 광학계의 실시간 감시가 가능함을 보였다.

원자력발전소의 전열관 보수용접기술은 원전시설의 수명연장을 목적으로 개발된 기술이며, 손상된 Inconel 600 전열관 내부에 Inconel 690 재질의 sleeve tube을 삽입한 후 용접을 하는 방법으로 수행된다. 증기발생기 전열관 sleeve 레이저 용접의 기본개념은 방사능지역 외부의 발진기로부터 발진된 레이저빔을 광섬유를 이용하여 장거리(200미터 이상) 전송하여 전열관 내부의 광학계 및 회전장치를 이용하여 전열관을 용접하는 방법이다. 본 연구에서는 펄스형 레이저의 용접 변수인 펄스폭, 반복율, 첨두출력 및 용접속도를 변화시키면서 용입상태를 측정하였고, 용접된 시편에 열처리 여부와 부식실험을 위한 C-ring 시편을 제작하여 caustic test를 위해 auto-clave vessel에서 1,000 시간 실험을 실시하였다.

증기발생기 전열관 보수를 위하여 sleeve pipe를 삽입하여 레이저 용접을 하는 과정에서 전열관과 sleeve pipe 의 간격을 최소한으로 줄여 용접 품질을 높이고, 균등하게 하기 위하여 sleeve pipe에 대하여 확관이 수행된다. 확관은 sleeve pipe의 상단부와 하단부에 각각 수행되는데 정확한 확관규격을 유지하기 위하여 컴퓨터로 확관압력의 미분치를 비교분석하여 압력펌프를 제어하였다. 압력신호의 변화가 크고 안정되지 못하여 전후신호와 비교분석하여 안정화시킨 후 미분치를 추출하여 제어함으로써 전열관의 확관이 0.02mm 이내가 되도록 하여 전열관의 과도한 확관을 방지하였다.

The effect of average gamma energy on the external radiation dose has been analyzed. Cloud- and groundshine have been calculated according to the average gamma energy. Monte Carlo integration method was used for the calculation of cloudshine and Romberg quadrature method was adopted for groundshine. The analysis shows that the external gamma exposure is strong]y dependent on the gamma energy and the distribution of radiation sources.

비원형 토카막 플라즈마의 위치, 형상 및 평형상수들을 신경망 해석법을 이용하여 계산하고 그 결과를 평가하였다. KT-2 토카막에서 가능한 245개의 평형계산 결과에 의해 학습된 신경망은 32개의 자장탐침과 15개의 자속 루프(flux loop)데서의 자장 값들이 입력으로 주어지면, 그에 따른 플라즈마 위치, 형상 및 평형관련 상수들의 값들을 즉시 구해낼 수 있다. 계산결과의 정확성과 앞으로의 연구 방향 등에 대하여 논의한다.

KSTAR 토카막$^1$플라즈마의 전류구동을 위한 RF 안테나 설계시 최적 조건을 2차원 파동 코드와 안테나 모듀울(module)을 이용하여 연구하였다 최적 조건을 얻기 위해 플라즈마와 안테나 매개변수 각각에 대한 부하와 전압정재파비(VSWR)의 관계를 살펴보았다. 계산결과로부터, 송전선의 특성저항 $R_{c}$=50$\Omega$, 안테나 폴로이달(poloidal) 길이 $A_{pl}$ =1.0m, 안테나 사이의 간격 $w_{d}$=4$^{0}$ 근처에서 최적의 안테나 조건을 갖음을 알 수 있었다.

For the efficient current drive, the structure of ICRF wave propagation and absorption in a tokamak plasma should be first investigated. In this paper, two dimensional study on FWCD as well as ICRF minority ion heating for the KSTAR [Korea Superconducting Tok Amak Research] [1] plasma was performed using the full wave code of TORIC [2]. The ICRF wave propagation and absorption structures, the competitive power absorption between electrons and ions and the coupling of antenna/plasma are investigated.

천연 및 저농축 우라늄 가공시설은 취급하는 핵 물질의 민감도가 고농축 우라늄이나 플루토늄에 비하여 상대적으로 낮기 때문에 원자력발전소, 연구용 원자로 등과 같은 시설보다 국제원자력기구의 보장조치 적용 방법이 단순하다고 생각하기 쉽다. 그러나 가공시설은 취급되는 핵 물질이 UF6, 우라늄 분말, 소결체 등과 같이 계량하기 쉽지 않는 형태로 존재하는 중량시설(bulk handling facility)이기 때문에 오히려 핵연료집합체 만이 존재하는 계수시설( item facility) 보다 더 다양하고 정밀한 계량방법이 적용되고 있다. 이 때문에 국제원자력기구에서는 일반 원자력발전소의 4-5배에 달하는 사찰량을 가공시설에 투입하고 있으며, 동 시설에 대한 보다 효과적이고 효율적인 사찰방법을 개발하고 있다.

IAEA에 의한 프로그램 93.2의 시행은 기존의 보장조치 체제에 커다란 변화를 가져올 것으로 예측된다. 이에 대비하여 지금까지의 Committee 24에서의 토의 내용을 바탕으로 한 프로그램 93+2 Part 2 시행을 위한 의정서의 내용을 살펴보고 이 중 중요한 요소를 추출함으로써 프로그램 93+2에 관한 이해를 돕고 이에 대한 대비책을 마련 할 수 있도록 제안을 하였다.

냉전 종식 후에도 동북아시아지역의 불안정 상황은 여전히 지속되고 있다 특히 핵군비와 관련하여 역내 각 국의 동향은 매우 민감한 상태이다. 이런 면에서 이 지역의 비핵지대화는 이 지역의 불안요인에 대한 안전보장 장치가 될 수 있다. 이해 당사국들이 대체로 소극적인 태도를 보이고 있기는 하나, 객관적 상황은 비핵지대화 논의에 유리하다. 논의를 본격화하기 위해서는 첫째, 핵보유국들의 비보유국들에 대한 소극적 안보 약속, 둘째, 핵보유국 상호간의 핵 선제 불사용 합의, 셋째, 핵보유국의 핵감축 의지 표명, 넷째, 일본의 핵투명성 제고 등의 충족이 요구된다. 현재까지 논의되고 있는 구상들로는 북한 핵문제에 대한 우려가 한창 고조되던 당시에 거론되었던 한반도 비핵지대화안, 동북아 비핵지대화안, 제한적 비핵지대화안 등이 있다. 5개 핵보유국들의 협조가 없는 한 비핵지대의 실현은 어렵다. 또한 역내에 3개 핵보유국을 가지고 있는 동북아 지역의 특성에 비춰 비핵지대화의 효과를 높이기 위해서는 첫째, 집단안보라는 보다 큰 틀을 전제로 하는 접근이 필요하며, 둘째, 핵보유국들의 거부반응을 괴려한 점진적 방식의 채택이 요구된다. 그러나 무엇보다도 역내 국가들 간의 신뢰 조성 및 평화와 안정의 증진이 우선해야 하며, 그 후 지역국가들 스스로의 주도로 논의를 이끌어 나가야 할 것이다.

일본은 고속증식로인 "몬쥬"의 나트륨 누설사고를 계기로 그동안 일반국민 및 지방자치 단체들에게 잠복되어 왔던 국가 원자력정책에 대한 불신이 확산되었다. 그러나 자원빈국인 일본은 원자력의 지속적 개발이 절실한 실정이기 때문에 향후 원자력개발사업을 성공적으로 추진하기 위하여 원자력에 대한 국민의 합의형성이 가장 중요한 문제로 등장하였다. 이러한 문제를 해결하기 위하여 1996년 3월 원자력위원회 소속 하에 원자력정책원탁회의가 설치되었다. 원탁회의는 그동안 11차례의 회의를 개최한 결과를 정리하여 2회에 걸쳐 원자력위원회에 정책제안을 하였으며, 원자력위원회는 이를 전면적으로 수용하였다. 한편, 국민적 합의 형성을 위한 원자력정책원탁회의의 활동에도 불구하고 원자력 개발의 중심이 중앙에서 지방으로 이전됨에 따라 원자력 행정체제의 근본적 개혁 움직임이 나타나고 있다. 따라서, "원자력장기계획"도 "원자력연구개발장기계획"으로 수정될 전망이다. 그리고 정부주도에 의하여 검토되고 있는 전력시장 자유화를 통한 전력개편은 이를 그대로 적용하기가 다소 어려울 것으로 보인다. 그리고 일본국제포럼은 유라톰과 같은 아시아지역의 원자력공동체의 설립(안)을 제시한 바가 있으며, 이러한 지역협력체를 통하여 원자력의 평화적 이용을 저해하는 여러 가지 장벽들을 어느 정도 극복할 수 있을 것이다.여러 가지 장벽들을 어느 정도 극복할 수 있을 것이다.

원자력연구개발중장기계획사업은 초대형ㆍ장기국가연구개발사업으로서 계획의 성공은 물론, 연구개발 성과가 스핀오프를 통하며 국가 산업 및 경제발전에 충실히 기여해 줄 것을 요청 받고 있다. 이러한 맥락에서 본 연구는 원자력연구개발성과가 민간부문으로 기술이전되는 스핀오프의 성과와 영향요인을 규명하고 그 성과를 증진시키기 위한 방안을 도출하기 위해서, 본 연구는 기술제공자요인, 기술도입자요인 및 상호요인으로 구성된 개념적 모형을 설정하고 12개의 사례에 대해서 심층면담과 설문을 통해서 자료를 수집하였으며, 스피어만 상관관계분석을 통해서 스핀오프 영향요인과 그 성과간의 상관관계를 검증하였다. 원자력연구개발 결과의 스핀오프는 연구결과의 활용 증진을 통한 국가발전에 기여하고, 연구조직의 연구경쟁력을 강화시킬 수 있도록 원자력기술혁신 전략의 일환으로서 체계적으로 추진되어야 한다.

최근 정부는 원자력발전분야와 비발전분야와의 균형발전을 도모하여 실질적인 원자력기술선진국을 추구하고자 방사선 및 방사성동위원소 이용분야의 활성화에 큰 관심을 가지게 되었고 이의 정책화를 위하여 $\ulcorner$방사선 및 방사성동위원소 이용진흥 종합계획$\lrcorner$을 수립하고자 하고 있음에 따라 본 이용진홍 종합계획을 수립을 위하여 고려되어야 할 사항과 방향에 대하여 논의하였다. 본 논문에서는 기술개발과 산업활성화는 항상 연계되어 추진되어야 하고 이를 제도적으로 지원할 제도개선 사항의 우선적 추진이 필요하다고 본다. 리고 이를 효과적으로 달성하기 위하여 먼저 재원의 안정적 확보와 관련 분야의 구심체 육성 및 기술개발 초기단계에서부터 산ㆍ학ㆍ연 협력을 통하도록 하는 전략이 중요하다.

본 연구에서는 원자력 선진국들의 원자력 미래기술의 예측 사례를 조사ㆍ분석하고, 이를 우리나라의 사례와 비교하였다. 조사된 미래 원자력 기술예측 및 수준 평가는 국외의 경우 일본, 독일 그리고 프랑스의 사례가 조사되었고 국내에서는 과학기술정책관리연구소와 한국원자력연구소의 사례를 원용하였다. 이들 사례에서 공통적으로 평가하고 있는 기술의 중요성, 실현시기 그리고 제약요인을 비교하였다. 기술평가 결과에 나타난 일반적인 특징은 우선 개별기술의 중요성 평가에서는 공통적으로 방사성패기물처리, 원전내진설계 그리고 원전해체기술 등과 같이 이미 활용중인 기술로서 기존 시설의 안전성을 향상시킬 수 있는 기술의 중요성을 높이 평가하고 있다. 다음으로 실현시기 평가에서는 레이저빔 이용기술과 같이 인접과학 분야의 발전에 따른 시너지 효과가 기대되는 분야의 기술이 2010년 이전에 실현될 것으로 평가하고 있다. 마지막으로 기술개발의 저해요인의 평가는 조사사례 별로 정도의 차이는 있으나 기술적 제약요인이 가장 높고, 다음으로 경제적 제약 그리고 사회적 제약의 순으로 평가하고 있다.

원자력 수출시 적용되어야 할 여러 가지 통제지침을 분석하고 원자력 수출제도상의 문제점을 살펴보았다. 한국 표준형 원자력 발전소의 해외진출에는 외적요인으로 제3국에 재 이전시 원공급국의 사전동의권과 원자력관련 국제협약이나 제도상 부과된 공급조건의 이행보장을 당사국으로부터 받아야 하는 점이다. 이에 대한 최선의 해결책은 공급국과 수입국 사이에 원자력협력협정을 체결하는 것이다. 국내 원자력 수출체제의 개선점으로는 원자력 전용품목에 대한 수출허가 절차의 개선과 원자력 통제품목의 재 이전에 대한 대비책이다. 원자력해외진출에 기존 원자력 선진국의 영향을 최소화시키기 위해서는 국제적인 원자력 통제지침의 이행을 통하여 대외 신뢰도를 구축해 나아감과 동시에 해외공동 진출을 모색하는 것이 최선이라고 사료된다.

경제성장과 생활향상에 따라 증가일로에 있는 전력에너지를 효율적으로 공급하기 위해서는 원자력발전소의 증설이 불가피하다고 판단하여 정부는 이에 대한 중장기계획을 수립하여 추진하고 있다. 아울러 원전에서 발생하는 방사성폐기물을 처분할 시설의 입지를 위해서도 수차에 걸쳐 노력을 하여왔다. 그러나, 1970년대에 건설이 이미 완료되었거나 건설을 착수한 것 외에는 원자력시설의 입지에 지금까지 성공한 것이 없다. 입지실패의 원인 중 하나는 그간 입지정책을 추진해 오는 과정에서 입지 접근방식에 대한 검토가 부족하여 입지전략이 제대로 수립되지 않았던 때문인 것으로 사료된다. 본 연구는 원자력시설을 입지시키기 위해 널리 활용되어 온 시설입지 접근방식들을 구체적으로 고찰하여 시설입지에 대한 반발현상을 체계적으로 이해함으로써 원자력시설의 성공적인 입지에 첩경이 되고자 하는데 그 목적이 있다. 연구 결과, 성공적인 시설입지를 위해서는 어느 하나의 특정 접근방식에만 주안점을 둔 전략 모색은 결코 바람직하지 못하고 입지추진단계와 절차 및 대상 등에 따라 세 가지 접근방식을 적절하게 활용하는 전략을 모색하여야만 시설입지에 대한 반발을 효과적으로 극복하고 시설을 성공적으로 입지시킬 수 있을 것으로 판단된다.

Efforts are made to examine the role nuclear energy under the international carbon emissions regulation. To do so, an econometric model for energy demand and supply is developed. Here, several scenarios on the regulation are assumed and then each scenario is analyzed by using this model. This model also makes it Possible to analyze the effect of carbon tax. The results show that share nuclear increases up to 60% in 2020 Instead 45% makes GDP rise by 1.9% while the electricity price lower by 46% in carbon emission regulation.

국제원자력기구(IAEA)에 의해 채택된 원자력안전협약이 지난 1996년 10월 24일 발효됨에 따라 안전협약의 제정배경을 재조명하고, 그 구성체계 및 내용을 분석하여 이들을 토대로 한, 협약의 구체적 이행방안을 제시하고 협약이행을 통해 예상되는 기대 및 파급효과를 추정하였다.