• 방사성폐기물학회지
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• 제4권1호
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• pp.87-93
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• 2006

제2차 전력수급기본계획에 의거 2017년까지 계획된 원자로만을 대상으로 심지층 처분시스템 설계 시 필요한 국내 사용후핵연료의 발생량, 제원적 특징, 초기농축도 및 방출연소도 등에 대하여 현재 및 미래 현황을 파악하고 예측하였다. 2057년까지 PWR 및 CANDU 사용후핵연료 발생량은 각각 20,500 및 14,800 MTU로 나타났다. 초기 농축도에 대해서는 4.5 wt.% 이하를 갖는 사용후핵연료가 96.5%를 차지하는 것으로 나타났다. 사용후핵연료의 평균 방출연소도는 90년대 후반에는 36 GWD/MUT 전도, 2000년대 초반에는 40 GWD/MTU를 나타냈으며, 2000년대 중 후반부터는 45 GWD/MTU가 될 것으로 나타났다. 광범위한 분석 및 예측 결과, 총 처분물량을 대표할 수 있는 가상적인 기준 사용후핵 연료는 16 6 한국표준형연료, 단면적 $21.4cm\times21.4cm$, 길이 453cm, 무게 672 kg, 초기 농축도 4.5 wt.%, 방출연소도 55 GWD/MTU로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제23권3호
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• pp.352-362
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• 1991

가압 경수로의 노심 설계에 있어서 제한된 우라늄 자원의 효율적인 이용을 위한 다양한 방안으로 장주기 운전, 고연소도 및 저누출 장전 모형 통을 강구하고 있는 추세이다. 이러한 노심들은 원자로 운전 주기 전반에 걸친 공간적 출력 분포 제어와 잉여 반응도 제어를 위해 가연성 독물질을 사용하고 있다. 이와 관련하여 가연성 독물질 관리의 최적화 연구가 다각도로 진행되고 있다. 본 연구에서는 1990년도부터 국내 가압 경수로에 국산 핵연료가 장전되기 시작하면서 가도리니아 독봉을 사용하고 있으며 장차 주된 가연성 독물질로 쓰일 예정이므로 이에 대해서 분석을 수행하였다. 분석 결과 가도리니아 독봉은 열중성자 흡수 단면적이 매우 큰데서 기인한 특이한 연소 특성을 보이고 있다. 특히 집합체 내에서의 가도리니아 독봉의 위치에 따라 매우 다양한 출력 분포를 보이고 있다. 이러한 다양한 출력 분포 중에서 노심의 반경 방향 첨두 출력을 가능한 낮게하는 집합체 내에서의 가도리니아봉 위치 최적 선정을 위한 방법론을 제시하였다.

• 한국산학기술학회:학술대회논문집
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• 한국산학기술학회 2008년도 추계학술발표논문집
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• pp.407-410
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• 2008

원소분석 결과 평균값은 "화합물 및 화학제품 제조업"의 경우 C 33.06wt%, H 4.34wt%, O 24.81wt%, N 5.18wt%, S 0.72wt%로 나타났으며, "코크스, 석유 정제품 및 핵연료 제조업"의 경우 C 36.58wt%, H 4.74wt%, O 26.79wt%, N 5.09wt%, S 0.49wt%로 나타났다. 열중량분석 결과, B사에서 배출되는 슬러지는 $700^{\circ}C$ 이상에서 그리고 F와 N 사에서 배출되는 슬러지는 $600^{\circ}C$ 정도의 온도에서도 연소가 가능할 것으로 판단된다. 연소테스트 결과, 산화반응과 동시에 열분해 반응이 일어나 고농도의 일산화탄소가 배출된다.

• 분석과학
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• 제17권4호
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• pp.355-362
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• 2004

하나로 원자로에서 조사된 최대 선출력이 121 kW/m이고, 63 at%의 평균 연소도를 갖는 $U_3Si-Al$ 원심 분무 고출력 핵연료를 EPMA를 이용하여 파단면 관찰 및 반응층에 대한 핵분열 생성물을 분석 하였다. 조사된 고출력 $U_3Si-Al$ 핵연료를 EPMA로 화학 조성을 분석하기 위해 선행조건은 방사능 허용 한도가 $3{\times}10^{10}Bq$ 이하로 제한되는 EPMA 기기에 부합 될 수 있게 시험 시편을 최소화 하기 위한 작업이다. 시험 조건에 부합될 수 있는 시편의 제조를 위해 핵연료 천공 장치를 제작하였으며, 천공 장치를 사용하여 ${\Phi}1.57{\times}2mm$의 크기를 갖는 시료를 만들었다. 천공 된 시료를 파단 시편과 연마 시편으로 제조하여 파단면의 관찰 및 반응층(Inter-reaction layer)과 산화층에 대한 EPMA 분석을 수행하였다. 두께가 $16{\mu}m$인 반응층에 대한 평균값은 $UO_2$를 표준 시편으로 calibration한 경우의 조성은 $U_{2.84}$ Si $Al_{14}$ 이였으며, 시험 시편으로 calibration한 경우의 조성은 $U_{3.24}$ Si $Al_{14.1}$ 였다. 또한 반응층에서 핵분열 생성물의 조성을 분석하였으며, 반응층에서의 금속 석출물(metallic precipitates)의 생성은 확인할 수 없었다. 시험 시편의 산화층 조성은 $Ai_2O_3$ 임을 확인했다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제9권6호
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• pp.1745-1753
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• 2008

본 연구는 산업단지의 화학제품제조업 및 석유화학제품제조업에서 발생하는 유기성슬러지에 대하여 삼성분, 원소조성, 발열량, 열중량 분석 및 연소시험을 실시하였다. 삼성분 분석 결과 "화합물 및 화학제품 제조업"의 평균값은 수분함량 75.11, 가연분 17.42, 불연분 7.45%로 나타났으며, "코크스, 석유 정제품 및 핵연료 제조업"의 경우 평균값은 수분함량 77.54, 가연분 18.25, 불연분 4.22%로 나타났다. 원소분석 결과 평균값은 "화합물 및 화학제품 제조업"의 경우 C 33.06, H 4.34, O 24.81, N 5.18, S 0.72wt%로 나타났으며, "코크스, 석유 정제품 및 핵연료 제조업"의 경우 C 36.58, H 4.74, O 26.79, N 5.09, S 0.49wt%로 나타났다. 열중량분석 결과, B사에서 배출되는 슬러지는 $700^{\circ}C$ 이상에서 그리고 F와 N사에서 배출되는 슬러지는 $600^{\circ}C$ 정도의 온도에서도 연소가 가능할 것으로 판단된다. 연소테스트 결과, 산화반응과 동시에 열분해 반응으로 고농도의 일산화탄소가 배출되므로 이로 인한 로의 국부과열이나 파손현상에 대한 기초자료를 얻는데 이용될 수 있을 것으로 판단된다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제37권12호
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• pp.1573-1579
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• 2013

핵연료의 연소성능을 시험하기 위해서는 시험 루프에 설치된 조사리그 내에 냉각수가 순환되도록 설계되어야 한다. 이때, 조사리그 내 냉각수는 $300^{\circ}C$, 15.5 MPa 의 고온 고압으로 순환시키기 때문에 냉각수의 밀봉은 핵연료 조사리그를 제작할 때 가장 중요한 공정 중 하나이다. 특히 15 개의 계장선이 조사리그의 압력경계부위를 통과하게 되는데, 이의 밀봉을 위해 일반적으로 브레이징 공정이 적용된다. 본 연구에서는 조사리그 브레이징용 진공챔버 및 고주파 유도가열기를 포함하는 유도 브레이징 시스템을 개발하고, 다양한 실험을 통해 산화막이 발생하지 않는 공정변수를 검토하였으며, 브레이징 제품의 인장시험, 단면검사, 밀봉성능검사 등을 통해 브레이징 공정의 건전성과 밀봉성능을 검증하였다.

• 한국재료학회지
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• 제9권5호
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• pp.452-459
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• 1999

고연소도 핵연료피복관용 신합금 재료를 개발하기 위한 연구로 Zr-0.8Sn-xNb(x = 0.2,0.4,0.8, 1.0) 계 합금을 제조하여 Nb 첨가량이 Zr 합금의 미세구조 및 부식특성에 미치는 영향을 조사하였다. 미세조직 관찰결과 Nb첨가량이 증가함에 따라 결정립의 크기는 강소하였고 석출물의 량은 증가하였다. $360^{\circ}C$ 물 분위기에서 부식시험 한 결과 Nb 함량이 적을수록 부식저항성이 증가하는 경향을 나타냈으며며, Zr-0.8Sn-0.2Nb 합금이 가장 우수한 부식저항성을 보였다. 동얼 두께의 산화막에 대하여 XRD 분석한 결과, 내식성이 우수한 0.2 wt.% Nb 합금에서는 산화막내 tetra-$ZrO_2$의 분율이 높게 관찰되었다. 합금설계 관점에서 Zr-O.8Sn-xNb 합금계에 Nb올 첨가할때 Nb은 고용도 이하로 첨가되어야 한다고 사료된다.