• Nuclear Engineering and Technology
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• v.25 no.3
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• pp.424-429
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• 1993

Numeric characters are printed at the end part of nuclear fuel rod containing nuclear pellets. Fuel rods are discriminated and managed systematically by these characters in the process of producing fuel assembly. The characters are also used to examine manufacturing process of fuel rods in the survey of burnup efficiency as well as in inspection of irradiated fuel rod. Therefore automatic character recognition is one of the most important technologies in automatic manufacture of fuel assembly. In this study, character recognition system is developed. In the developed system, mesh feature extracted from each character written in the fuel rod has been compared with reference feature value stored in database, and the character is thus identified. In the result of experiment, 95.83 percent recognition rate is achievable.

• Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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• v.18 no.4 s.70
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• pp.347-360
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• 2005

The fuel rod instability can be occurred because of the axial and cross flow due to the flow anomaly and/or flow redistribution in the lower core plate region of the pressurized water reactor. The fuel rod vibration due to the hydraulic instability is one of the root causes of fuel failure. The verification on the fuel rod vibration and instability is needed for the new fuel assembly design to verify the fuel rod instability. In this study, the fuel rod vibration and stability analyses were performed to investigate the effect of the grid height, fuel rod support condition, and span adjustment on the fuel rod vibration characteristics for the advanced $16{\times}16$ fuel assembly design. Based on the analysis results, the grid height and grid axial elevation of the advanced $16{\times}16$ fuel assembly design were proposed.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2005.11a
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• pp.97.1-97.1
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• 2005

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.30 no.4
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• pp.324-329
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• 2010

Fuel rods using in nuclear power plants consist of uranium dioxide pellets enclosed in zirconium alloy(zircaloy) tubes. It is vitally important for the pellet surface to remain free from pits, cracks and chipping defects after it is loaded into the tubes to prevent local hot spots during reactor operation. This paper investigates the feasibility study for detecting surface flaws of pellets contained within nuclear fuel rod through X-ray tomography simulation. Reconstructed images used by parallel and fan-beam filtered back projection method were presented and confirmed the accessibility between simulation data and MPS(missing pellet surface) image data.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.10 no.2
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• pp.79-86
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• 1978

The object of this study was to obtain data on air-distributions in two-phase up flow in vertical rod-bundle test-section. The test-section in this study was a hexagonal shaped 61-rod bundle where each rod was wrapped with helical spacers. The variables were flow rates of air and water and air inlet positions. Experimental data were obtained at the outlet of the test-section. The experiments were performed in two parts. Firstly, data were taken at increasing flow rates of air keeping water flow rates constant, and secondly, at simultaneous increase of air and water flow rates. At each flow condition, air supply position could be changed to 4 different positions. Data obtained by electrical void-needle technique were analyed and are presented here in graphical forms for comparison. The results of this study demonstrate qualitatively that air-distribution tends to be more uniform as water flow rates are increased. The air supply positions have noticeable effects on the pattern of air-distribution.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.291-296
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• 1998

노내에서 지지격자 스프링의 잔류 탄성변위는 시간(연소도)에 따라 변하게 된다. 이는 격자판의 중성자 조사에 의한 길이방향의 성장으로 지지격자 셀 크기의 증가와 피복관의 크리프에 의한 직경의 감소 및 중성자 조사에 의한 지지격자 스프링력의 이완으로 인한 것이다. 만일 지지격자 스프링의 거동이 변하여 연료봉을 탄성적으로 지지하지 못할 경우 이것은 연료봉의 유체에 의한 진동을 가속시키게 되며, 연료봉과 지지격자 스프링이나 딤플간의 반복적인 고주기의 충격하중은 연료봉의 지지부와 봉간(grid-to-rod)의 프레팅 마모의 원인이 될 수 있다. 따라서 시간에 따라 변하는 변수들의 영향을 고려한 지지격자 스프링의 잔류 탄성변위를 예측할 수 있는 방법론을 정립하여 새로운 지지격자체의 개발시 건전한 연료봉의 지지거동을 평가할 수 있는 도구로 활용하고자 하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.204-209
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• 1998

핵연료 펠렛이 장입되어 있는 원전연료봉 피복관은 핵분열성 물질의 외부 유출에 대한 일차 방호벽 역할을 하므로 원전의 안전성을 위해서는 피복관의 구조건전성 확보가 매우 중요하다. 고온, 고압의 운전 조건 속에서 연료봉 피복관은 산화막이 생성 상장하여 연료봉을 취성 파괴시킬 가능성이 있으므로 이를 가동중에 비파괴적으로 측정할 수 있는 방법을 개발할 필요가 있다. 산화막이 존재하는 지르칼로이 피복관에 대한 음파의 공명산란을 이론적으로 모델링하고 수치해석을 수행하였다. 산화막이 피복된 원통형 쉘의 공명산란에서 공명 원주파의 전파 특성은 산화막의 존재 여부와 그 두께 증가에 따라 크게 변화한다. 수치 해석 결과 제 1차 반대칭 (A$_1$) 원주파의 특정 부분파의 경우에는 산화막의 존재에도 불구하고 위상속도가 일정한 특이성을 보였다. 이러한 위상속도 특성을 실험을 통하여 확인하였으며 이 현상을 이용하여 산화막의 두께를 측정할 수 있는 새로운 비파괴 평가 방법을 제안하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2002.05a
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• pp.71.1-71
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• 2002

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2016.10a
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• pp.177-178
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• 2016

전처리 공정장치 구축에 앞서 정확한 설계와 검증이 선행되어야 한다. 우선 디지털 목업 기술을 통해 설계검증을 철저히 함으로써 공정의 품질을 높이고 공정하자를 최소화 할 수 있다. 전처리 공정 중 사용후핵연료봉 인출 핵심장치의 유지보수를 쉽게 하고, 원격제어 효율을 높이기 위한 모듈화와 그에 대한 모듈화 방안분석을 수행하였다. 이를 위해해 전처리 디지털 목업 시스템 검증 대상과 사용 후핵연료봉 인출 핵심장치 주요모듈을 선정하였으며, 주요 모듈의 모듈화 방안 과 모듈 탈착 시간 검증하였다. 그 결과, 사용후핵연료봉 인출 핵심장치에서는 5개의 주요 모듈로 구성하였으며, 모듈 탈착 시간 검증에서 작업시간은 클램프모듈이 약 190초, 언볼팅, 푸셔 모듈이 140초, 인출 모듈이 160초, 연료봉 밀집 모듈이 80초 소요될 것 분석되었다. 향후 전처리장치별 모듈 분석과 LAYOUT 운영을 포함해서 MSM 시뮬레이터의 디바이스 및 시뮬레이터 시스템 구축을 수행할 것이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.05a
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• pp.56.2-56
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• 2001