• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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• pp.553-558
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• 1996

가압 경수로형 핵연료에 대한 장기 저장거동을 연구하기 위하여 모의 사용후핵연료(SIMFUEL) 및 조사 핵연료에 대한 산화시험을 공기중에 수행하였다. 연소도가 15,33 및 50 GWD/MTU로 모의한 핵연료를 300-375$^{\circ}C$ 구간에서 산화 시험한 결과, 모의 사용후핵연료는 미조사 $UO_2$시편과 같이 S-형 곡선의 무게증가 특성을 보여 주었으며, 미조사 $UO_2$시편에 비해 산화가 느리게 일어났으며, 모의 사용후핵연료는 연소도가 높을수록 산화속도가 느리다. 고리 2호기에서 2주기 연소한 우라늄 및 가돌리니아 핵연료를 275$^{\circ}C$에서 산화 시험한 결과, 조사 $UO_2$는 연소도가 증가할수록 산화가 느리게 일어나며, 우라늄 핵연료는 가돌리니아 핵연료에 비해 산화가 빨리 일어난다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.340-341
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• 2004

최근에는 경수로 핵연료의 연소도를 높이고 있으며 연소도가 증가함에 따라서 핵분열생성물(불순물)의 양은 증가하게 된다. 핵분열생성물의 함량은 산화속도 및 분말특성에 영향을 주는 것으로 알려져 있다. 소결성을 갖는 분말의 제조 및 특성 실험은 사용후 핵연료가 고방사능을 가져 실험수행상에 제한이 많아 실제 사용후 핵연료를 모사한 모의 사용후 핵연료를 사용하여 수행하고 있다. 본 연구에서는 연소도가 35,000 MWD/MTU 및 60,000 MWD/MTU인 모의 사용후 핵연료를 제조하여 연소도에 따른 산화ㆍ환원처리 분말 및 미분쇄 분말의 분말특성, 소결온도 및 성형압력에 따른 소결성을 조사하였다.(중략)

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05b
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• pp.695-700
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• 1995

최근 일부 PWR 원전에서는 냉각수 유동유발에 의한 집합체 진동에 기인한 것으로 보이는 핵연료 손상이 잇달아 발생하고 있다. 본 시험에서는 모의 핵연료 집합체에 대해 원전운전시 유량(유속)에 따른 집합체외 진동특성을 규명하기 위해 모의 집합체에 대한 유동시험을 수행하였다. 시험결과 매져 모의 연료는 발전소 운전 유동영역 범위내에서 냉각수 유동에 기인한 집합체의 진동현상이 발생함이 확인되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.644-649
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• 1995

중수로용 개량핵연료인 CANFLEX핵연료다발 시제품을 고온/고압의 원자로 운전조건에서 시험하여 CANFLEX핵연료다발의 압력강하 특성을 조사하였다. CANFLEX핵연료다발의 최빈 압력강하량은 현재 월성발전소에 사용중인 CANDU 37봉핵연료봉다발의 값과 거의 동일하였으며 핵연료 채널의 압력강하 설계기준을 만족하였다. CANDU 37봉핵연료다발이 장전된 핵연료채널에 새로운 CANFLEX핵연료다발을 일부 교체하는 것을 모의한 천이채널에서의 실험결과도 압력강하 설계기준을 만족하였다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.39 no.1
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• pp.117-123
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• 2015

To remove heat generated during a burn-up test of nuclear fuels, the heat generation rate of nuclear fuels should be calculated accurately, and a coolant should be circulated in the test loop at an adequate flow rate. HANARO is an open pool-type reactor with an independent test loop for the burn-up test of nuclear fuels. A test rig is installed in the test loop, and a coolant is circulated through the test loop to maintain the temperature of the nuclear fuel rods within a desired temperature during an irradiation test. The components and sensors in the test rig can be broken or malfunction owing to the flow-induced vibration. In this study, a coolant flow simulation system was developed to verify and confirm the soundness of components and sensors assembled in the test rig with a high flow rate of the coolant.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11b
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• pp.500-505
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• 1996

고온의 정상상태에서 조사된 후 재조직(restructuring)과 균열(cracking)이 일어난 핵연료 내에서 결정립 외부 공극의 을 결정할 수 있는 퍼콜레이션(Percolation) 모델을 개발하였다. 핵연료 펠렛은 다수의 작은 정육각형 결정립들로 구성된 큰 정육각형으로 모의한다. 핵연료봉은 형상과 열적 특성이 다른 네 개의 영역으로 구분하고 각 경계 위치를 임계온도로부터 계산한다. 공극의 상호연결분율은, 몬테카를로 방법으로써 싸이트(Site)의 채워짐 여부를 점검하고 Hoshen-Kopelman 방법으로써 자유 공간에 연결된 클러스터(Cluster)에 포함된 싸이트들의 수를 계산하여 채워진 싸이트의 총 개수에 대한 연결 싸이트들의 개수의 비로써 구한다. AECL-2230, CBX 핵연료봉 실험의 기체 방출분율 자료에 대하여, FASTGRASS 코드의 상호연결분율 함수를 영역별로 계산한 상호연결분율로 대치하여 계산한 결과와 비교하였다. 균열과 재조직은 핵분열 기체 방출에 상당히 영향을 미치는 것으로 나타났다. 이 모델의 주요 장점은 결정립계에서의 상호연결현상을 단순 상호연결분율보다 좀더 사실적으로 모의하며 결정립의 성장과 균열을 고려할 수 있다는 점이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2004.10a
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• pp.1049-1050
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• 2004

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.497-502
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• 1998

후행핵연료주기 정책 미결정국형 사용후핵연료 관리기술 개발을 위하여 자원으로서 가치가 있는 PWR 사용후핵연료를 대상으로 새로운 관리개념을 설정하였으며 본 개념을 뒷받침하는 요소기술들에 대한 비방사성 검증시험을 수행하였다. 본 논문에서는 이와 관련한 사용후핵연료 차세대관리 공정개념을 소개하고 모의 PWR 사용후핵연료의 금속전환 시험결과와 금속전환체의 관리상에 필수적으로 검토되어야할 핵임계안전성과 열안전성에 대한 예비해석 결과를 소개코자 한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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• pp.476-482
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• 1996

사용후핵연료 관리 및 후행핵연료주기 시설에서 요구되는 사용후핵연료 연료봉 인출기술을 확보하기 위하여 연료봉 인출장치를 제작하였으며, 모의 연료봉을 사용하여 이를 인출하는 실험을 수행하여 장치의 성능을 시험하였다. 인출장치는 컴퓨터로 제어할 수 있도록 함으로서 대부분의 인출공정을 자동으로 수행할 수 있도록 하였다. 실험 결과를 분석하여 장치의 개선점을 제시하였고, 또한 향후 실제 사용후핵연료 시설에 적용할 경우에 대비한 보완책도 제시하였다.

• Journal of Energy Engineering
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• v.10 no.3
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• pp.278-285
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• 2001

In this study, the effects of the variables on sintering of simulated fuel to simulate the spent fuel are described. Mainly, the effects of compaction pressure, sintering temperature and time on the density of pellet are described. The experimental is performed with compaction pressure of 1 ton/$\textrm{cm}^2$~4 ton/$\textrm{cm}^2$, sintering temperature of 167$0^{\circ}C$, 173$0^{\circ}C$ and 178$0^{\circ}C$ and sintering time of 4 hr, 8 hr and 24 hr. The green density of simulated fuel is proportional to the one third power of compaction pressure and the sintered density is 90.5~99.6% of theoretical density. The grain growth exponent and activation energy of simulated fuel is 2.5 and 287.97 kJ/mol, respectively.