• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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• pp.353-358
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• 1996

Hot cell에서의 활용을 전제로 한 용접기술 개발을 목적으로 가용한 용접방식의 적용 타당성 및 용접부 특성에 대해 조사, 분석하였다. 적용한 용접방식은 Upset butt저항용접, GTAW, LBW이었다. 각 용접방식에 따른 기계적 시험에 있어서 공히 용접부가 아닌 피복관 파괴로 연료봉 봉단용 접부의 품질요건을 만족하였으며, 용접부 형상 및 미세경도 분석에 있어서는 열영향부가 GTAW, Upset butt저항용접, LBW의 순으로 작게 나타났다. 또, 미세조직상으로는 거의 유사한 조직의 martensitic $\alpha$'와 Widmanstatten조직이 혼합되어 있었다. 따라서 Upset butt 저항용접, GTAW, LBW 방식을 적용한 Zr-4 핵연료 피복관의 봉단용접은 가능했으며, Hot cell 적용을 고려시 LBW 용접방식이 적절하였다.

• Proceedings of the Korean Society of Propulsion Engineers Conference
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• 2006.11a
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• pp.228-231
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• 2006

In general, burning time is not considered with a factor of an empirical relation on the combustion characteristic in hybrid propulsion system. So, The effect of burning time on hybrid combustion characteristics and propulsion characteristics was studied. As results, regression rate is decrease with burning time, but fuel mass flux is maintained nearly constant with burning time at given oxidizer mass flux.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2001.11a
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• pp.400-405
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• 2001

Nozzle of the double-plated grid plays the role of the spring to support a fuel rod as well as to provide the coolant path in grid. The nozzle was known to be necessary to reduce the spring stiffness for supporting performance. In this study the contact analysis between the fuel rod and the nozzle type spacer grid was performed by using ABAQUS standard to propose the preferable shape in tenn of spring performance. Two small cuts at the upper and lower part of the nozzle appeared to have a minor effect in decreasing the nozzle stiffness. A long slot at the center of the nozzle was turned out not only to decrease the spring constant as desired but also to increase the elastic displacement.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2003.04a
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• pp.431-437
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• 2003

KAERI has contrived 14 kinds of spacer grid shapes of its own since 1997 and applied for Korean and US patents. To date. KAERI has obtained US and Korean patents for 6 kinds of spacer grid shapes among them. Tn this study. performance test on two spacer grid shapes that are assumed to be the most effective candidates for the spacer grid of the next generation nuclear fuel in Korea was carried Qui through the mechanical/structural test and analysis. The test result has shown thai the performances of the candidates are better or not worse than that of the current spacer grid.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2003.11a
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• pp.1297-1302
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• 2003

KAERI has contrived 15 kinds of spacer grid shapes of its own since 1997 and applied for domestic and foreign patents. To date, KAERI has obtained US and ROK patents for 6 kinds of spacer grid shapes among them and the others are under review in USA, EC, China, and ROK. In this study, mechanical/structural performance analysis and test on two spacer grid shapes that are assumed to be the most effective candidates for the spacer grid of the next generation nuclear fuel in Korea was carried out. The result has shown that the performances of the candidates are better or not worse than those of the current spacer grid.

• Tribology and Lubricants
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• v.25 no.4
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• pp.250-255
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• 2009

Oxidation characteristics of Zirlo and Zircaloy-4 tubes, which are widely used as nuclear power fuel cladding, are studied in steam environment up to $1200^{\circ}C$. Oxidation resistances are compared in terms of the mass increase due to the absorption of oxygen. The evolution of microscopic structure accompanied with the oxidation process is investigated. Also, the influence of oxidation on the fretting wear characteristics of the tubes is studied. Piezo-electrically actuated rig is employed to fret the tubes with cross-contacting arrangement. Wear scar is observed and measured, by using microscopes and a 3D-profiler. The results of fretting wear are quantified in terms of scar size, wear volume and wear coefficient, and compared for the three different tube materials of oxidated Zirlo, virgin Zirlo and Zircaloy-4.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.707-712
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• 1998

이종 코드에 의한 CE형 발전소의 대형 냉각재 상실 사고 해석이 수행되었다. 이 연구는 상대적으로 최근에 개발된 웨스팅하우스 대형 냉각재 상실 사고 해석 코드를 사용하여 영광 3&4호기의 대형 냉각재 상실 사고를 계산해 봄으로써 CE 대형 냉각재 상실 사고 해석 코드의 개선 방향을 고찰하는 것을 목적으로 하였다. 계산은 가장 제한적인 대형 냉각재 상실 사고의 Blowdown 및 Refill 기간 동안 수행하였다. 이 기간 동안의 RCS내 열수력적 거동 및 연료봉 온도 변화는 CE 대형 냉각재 상실 사고 해석 코드를 사용하여 계산한 경우와 크게 다르지 않음을 확인하였다. 따라서 향후 CE 대형 냉각재 상실 사고 해석 코드의 성능 개설은 Reflood 해석용 코드의 개선 및 개발을 중심으로 이루어져야 한다는 결론을 얻었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.516-521
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• 1997

국내개발 액체금속로 KALIMER 노심으로 설계한 전기출력 150 MWe (열출력 392 MWth)의 U-Zr이원합금핵연료 사용 소형노심에 대하여 열수력 특성을 분석하고, 그 결과를 전기출력 333 MWe (열출력 840 MWth)의 중형노심설계 특성과 비교ㆍ분석하였다. 분석에는 국내개발 액체금속로 KALIMER 노심설계기술 개발의 일환으로서 개발한 개념설계 초기 단계에서의 노심 열수력 특성 분석 방법을 사용하였다. 열수력 특성 분석은 먼저 각 집합체의 최고 선출력에 따라 유량그룹을 설정하고, 각 집합체의 최고온도 연료봉에 대하여 냉각재 온도, 피복관 중심온도, 핵연료 중심온도 등을 계산하는 방식으로 수행하였다. 특성분석 결과 두 노심 모두 노심내 출력분포를 더욱 평탄화 하고, 노심핵연료 영역에 대한 반경방향 블랑？ 영역의 출력비율을 높이는 작업이 필요하다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.684-689
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• 1998

전기출력 150 MWe(열출력 392 MWth)의 U-Zr 이원합금핵연료 사용 소형노심인 액채금속로 KALIMER 98.03 설계 노심에 대하여 열수력 특성을 분석하고, 그 결과를 97.07 설계 노심의 열수력 설계특성과 비교.분석하였다. 분석을 위해서 냉각재 유량배분 계산에 ORFCE-F, 유량배분에 따를 온도계산에는 ORFCE-T를 사용하였는데, 이들은 현재 KALIMER 개발의 개념설계 초기 단계에서 사용하고 있는 모듈이다. 열수력 특성 분석은 먼저 각 집합체의 출력과 핵연료봉의 최고 선출력에 따라 유량그룹을 설정하고, 각 집합체의 최고온도 연료봉에 대하여 냉각재 온도, 피복관 중심온도, 핵연료 중심온도 등을 계산하는 방식으로 수행한다 열수력 특성분석 결과 98.03 설계 노심이 97.07 설계 노심에 비해 노심내 출력분포가 더욱 평탄화 되어, 노심 유량영역은 16개에서 11개로 감소되었고, 그에 따를 온도계산에서도 피복관 중심에서의 2$\sigma$ 온도가 6$65^{\circ}C$에서 628$^{\circ}C$로 낮아지는 둥 매우 향상된 설계임을 알 수 있었다.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2004.04a
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• pp.432-437
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• 2004

KAERI has contrived 16 kinds of spacer grid shapes of its own since 1997 and applied for domestic and foreign patents. To date, KAERI has obtained US and ROK patents for 11 kinds of spacer grid shapes among them and the others are under review in USA, EC, China, and ROK. In this study, detailed performance analysis and test on two spacer grid shapes that are assumed to be the most effective candidates for the spacer grid of the next generation nuclear fuel in Korea was carried out. The result has shown that the performances of the candidates are better or not worse than those of the current spacer grid.