• 대한기계학회논문집A
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• 제40권5호
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• pp.437-447
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• 2016

원자력 발전소의 반응로에 핵연료 봉으로 이루어진 집합체가 있으며 핵 연료의 연소를 통한 열을 이용하여 발전을 한다. 핵연료 봉은 핵연료와 그를 감싸는 피복관으로 이루어졌으며 연소되는 동안 서로의 상호작용에 대한 해석은 안전성을 평가함에 있어 중요한 사실이다. 본 논문에서는 핵연료와 피복관의 연소 상태에서 기계적 상호작용에 대한 해석 방법에 대하여 제시한다. 온도 해석에 있어서 핵연료와 간극 사이에서의 열전도도가 중요하며 간극 거리와 접촉여부에 따른 접촉 압력이 또한 중요 요소이다. 이에 간극 열전도도는 비결정론적이기 때문에 이를 해결할 수 있는 방법에 대하여 제시했다. 핵 연료의 열팽창에 따른 피복관과의 접촉을 해결하기 위한 계산을 수행하였고 그에 따라 접촉 시 발생하는 응력이 항복함수를 넘어 소성 변형이 일어날 경우 또한 고려하였다. 핵연료의 열팽창에 따라 피복관과 접촉에 의한 소성 변형을 해석하므로 핵연료 봉의 안정성을 평가할 수 있다. 이를 적용하기 위해 3차원 유한요소 모듈을 FORTRAN90을 이용하여 개발하였다. 핵연료와 피복관의 접촉에 의한 탄소성 변형을 주로 다루며 두꺼운 실린더를 통한 간단한 이론 모델을 제시하여 코드에 대해 검증을 실시하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제20권3호
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• pp.189-196
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• 1988

핵연료소결체의 편심이 정상상태에서 핵연료봉 열적 성능에 미치는 영향을 조사하였다. 지배방정식은 핵연료소결체와 피복관영역에 대해 2차원 원통좌표계 (r, $\theta$)로 각각 세우고 유한요소법으로 풀었다. 갭(gap)영역에서 방위각 의존적인 열전달계수를 사용하여 동심구조는 그대로 두는 반면 갭크기의 비대칭성을 고려하였다. 재료물성치는 온도의 함수로 사용되었으며 체적 열발생은 반경의 함수로 고려하였다. 핵연료 소결체의 편심으로 인해 피복관 외부 표면에서 최대국부열속은 증가하였고, 핵연료 소결체의 최대온도와 핵연료 평균온도는 감소하였다. 전자는 최소 DNBR계산시 불확실도에 영향을 미칠 것으로 생각되며, 후자의 두현상은 핵연료 소결체의 용융 가능성과 사고시 핵연료 잠재에너지를 줄어들게 할 것으로 예상된다. 또한, 핵연료 소결체의 편심으로 인해 핵연료 소결체의 온도분포는 비대칭을 이루고 최대온도의 위치는 변동되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제20권1호
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• pp.19-26
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• 1988

저누출 장전 모형은 새 연료를 안에서부터 넣는 in-out 형태를 취하여 격납 용기의 fluence를 줄이고 중성자 경제성을 높이고자 하는 것으로, 이 경우에는 노심내의 전체적인 중성자 경제성은 좋아지지만 노심 중앙부에서의 새연료의 과다 반응도 때문에 안전성 여유를 줄이게 되므로 많은 수의 가연성 독붕봉을 사용하여 첨두 인자를 조절해야만 한다. 본 논문에서는 가연성 독붕봉 연소에 따른 출력 변화를 섭동으로 취급하며, 이를 출력감도 계수(Power Sensitivity Coefficient)로 표시한다. 최적화된 가연성 독붕봉의 분포를 구하기 인하여 알고 있는 주기말상태로부터, 노심 내의 출력과 과다 반응도를 제어하면서 주기초로 추적해 나가는 역연소법(Reverse Depletion Method)의 도입에 대한 타당성을 출력 민감도 계수개념과 선형 계획법을 이용하여 원자력 7호기 제1주기에 응용하여 검증했으며, 가연성 독붕봉의 추정량과 실제량과의 차이는 최대 4.5%의 오차를 보였다.

• 청정기술
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• 제14권1호
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• pp.61-68
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• 2008

연료전지기술은 환경적으로 유해한 오염물질을 발생시키지 않으려, 높은 에너지 밀도를 가지는 청정에너지기술이다. 특히 고분자전해질 연료전지(Polymer electrolyte membrane fuel cell, PEMFC)는 넓은 응용분야로 인해 최근 큰 관심을 받고 있으며, 폭넓은 연구가 진행되고 있다. 본 연구에서는 단위전지 내 연료극(anode) 및 공기극(cathode) 촉매 층을 대상으로 고분자전해질연료전지의 운전시간 경과에 대한 성능변화 및 안정성을 예측하는 모델링을 수행하였다 촉매층에서 발생하는 단위전지의 주요한 성능감소 원인으로 연료극에서의 일산화탄소 피독 현상을 고려하였다. 전지의 장기간 운전모델링 결과 연료극에 공급되는 기체 내의 일산화탄소 비율이 클수록 단위전지성능의 안정성이 크게 감소되는 것으로 나타났다. 또한 장기 운전시 공기극의 느린 산소환원반응과 백금의 용해와 소결에 의해 전지의 성능이 감소되는 것으로 나타났다. 이들을 극복하는 방안으로 연료극에 공급되는 수소의 비율을 높이고 공기극의 촉매층 내에 있는 백금양을 높이는 것을 제안하고자 한다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제10권2호
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• pp.117-124
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• 2016

본 연구에서는 디지털 의료용 X선을 이용하여 소듐냉각고속로 금속연료봉 내부의 소듐 충전상태를 평가하고자 하였다. 의료용 X선은 디지털방사선(digital radiography, DR)시스템을 사용하였다. 최상의 공간분해능을 도출하기 위해 X선관의 초점크기와 디지털영상후처리 방법을 변화시켰다. 이때 텅스텐을 이용한 에지방법의 변조전달함수(modulation transfer function, MTF)를 사용하여 선예도(0.5 MTF)와 해상도(0.1 MTF) 를 평가하였다. 그 결과 소초점에서 영상후처리의 대조도를 강화시킨 조건에서 3.871 lp/mm (0.1 MTF)와 3.290 lp/mm (0.5 MTF)의 공간분해능을 얻었다. 결론적으로 이러한 결과는 디지털 의료용 X선을 이용하여 소듐냉각고속로 금속연료봉 내부의 소듐 충전상태를 관찰할 수 있었다.

• 한국추진공학회:학술대회논문집
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• 한국추진공학회 2007년도 제28회 춘계학술대회논문집
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• pp.203-207
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• 2007

하이브리드 추진 시스템에서의 HTPB 연료의 연소특성에 관한 연구를 수행하였다. 본 실험에서는 연료는 HTPB, 산화제는 GOX를 사용하였다. 산화제의 유량은 직경이 다른 여러개의 쵸킹 오리피스로 제어했고, 산화제 공급 유량범위는 $13.8{\sim}42.7g/sec$ 이었다. 본 실험의 HTPB 결과와 외국의 연구 결과를 비교하였으며, PE와의 연소성능을 비교 분석하였다. 하이브리드 추진 시스템의 고체연료로서 HTPB가 PE보다 연소율 및 효율이 높음을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제22권1호
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• pp.66-74
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• 1990

원자력 7, 8호기에 장전된 17$\times$17 최적 핵연료집합체의 열수력학적 특성을 원자력 5, 6호기에 장전된 17$\times$17표준 핵연료집합체와 비교하여 분석하였다. 분석된 열수력학적 특성은 정상상태와 과도출력상태에서의 최소 DNBR, 연료봉 중심온도, 출구 기포율등이며, 아울러 연료봉의 중심이 용융되는 국부선출력과 원자로 운전변수들에 대한 DNBR 민감도 계수도 계산하였다. 사용된 코드는 COBRA-IV-I이며, 임계열속 계산에는 R형 그리드에 대해 수정된 W-3 상관식을, 기포율계산에는 drift-flux model을 이용하였다. 계산결과, DNB가 발생할 확률은 최적 핵연료집합체가 더 높았으나, 연료봉의 중심이 용융되는 국부선출력은 표준 핵연료집합체와 거의 동일한 것으로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제22권1호
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• pp.75-81
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• 1990

핵연료봉내의 온도 분포를 결정하는데 있어서 중요한 핵연료소자와 피복판 사이의 접촉 열전도도를 결정하기 위한 실험을 수행하였다. 이 실험에 사용된 측정장치는 접촉압력을 임의로 변화시켜 줄 수 있는 가압기와 열전대, 진공펌프, 핵연료소자, 봉형태의 피복관, 그리고 두 개의 히터 등으로 구성되어 있다. 접촉 열전도도는 $UO_2$ 소자와 Zircaloy-2 피복관 사이의 접촉 압력과 표면 조도를 변화시키면서 측정하였다. 그 결과 두 물체사이의 접촉압력이 증가함에 따라, 그리고 표면이 매끄러울수록 접촉 열전달계수는 증가하였다. 실험에서 얻은 값을 가지고 상관식을 만들었으며 일반적으로 사용되고 있는 상관식과 비교하였다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제40권12호
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• pp.815-824
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• 2016

가압경수로에 장전되는 핵연료집합체는 연료 봉 다발과 지지격자 및 상하단 고정체로 구성되어 있다. 고온 고압의 냉각수는 원자로 하부로 유입되어 연료 봉 사이로 형성된 부수로를 따라 노심 상부로 흐른다. 경수로핵연료의 주요 열수력 성능인자는 정상운전시 압력강하 및 임계열속이며 사고시에는 급랭 시간이다. 한국원자력연구원에서는 경수로핵연료의 성능을 향상시키고 국산화를 위해 고성능 경수로핵연료, 이중냉각 핵연료 및 사고저항성 핵연료를 개발하였다. 경수로핵연료의 열수력 핵심기술을 개발하기 위해 압력강하 실험, 난류 유동혼합/열전달 실험, 임계열속 및 급랭 시험을 수행하였으며 전산유체역학 방법도 활용하였다. 더불어 사용후핵연료의 임시저장을 위한 건식저장 용기의 열유동에 대한 전산유체해석을 수행하였다. 한편, 경수로핵연료의 열수력 기반기술을 개발하고 실용화를 위해 대학 및 산업체와 협력연구도 진행하였다.

• 한국소음진동공학회논문집
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• 제13권5호
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• pp.384-392
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• 2003

The fuel rods in the Pressurized water reactor are continuously supported by a spring system called a spacer grid which is one of the main structural components for the fuel rod cluster(fuel assembly). The fuel rods vibrate within the reactor due to coolant flow. Since the vibration, which is called flow-induced vibration(FIV) can wear away the surface of the fuel rod, it is important to understand it's vibration characteristics. In this paper, the vibration analyses and the tests for the dummy rods supported by New Doublet(ND) spacer grids are described. A new FE model which reflects the contact area between the rod and ND spacer grid spring is developed to replace the previous one by which a good agreement could not be obtained with the vibration test. The natural frequency and mode shape calculated by both the Previous FE model and the new one are compared with those of experiment for a single-spanned rod supported by two ND spacer grids. The results of the new model showed good agreement with the experiment compared with those of previous model. In addition. the new FE model is applied to the vibration analysis for the dummy rod of 2.189 mm tall continuously supported by five ND spacer grids. It is also obtained that the analysis results of the new FE model well agreed to experiment ones as the single-spanned rod.