• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 요약집 춘계학술발표대회
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• pp.173.2-173.2
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• 2004

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권6호
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• pp.932-937
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• 1995

1990년 12월 카나다의 Darlington 2호기에서 발생한 핵연료 다발의 양쪽 지지판에 있는 지지 금속판의 파손은 펌프 날개 통과 압력 충격파가 Acoustic 성격으로 중폭되어 연료봉지지판의 파손을 일으킨 것으로 추정되었고 이에 따른 주열수송계통에 대한 ABAQUS를 이용한 Acoustic 해석과 수많은 실험을 거쳐 Acoustic 압력 충격파가 핵연료 다발의 연료봉 지지판 파손 원인임이 입증되었다. 이러한 Acoustic 해석과 실험의 결과로써 Darlington 발전소의 열수송 펌프를 5 날개 펌프에서 7 날개 펌프로 교체시키게 되었으며 그 결과 핵연료 스트링의 축방향 진동을 감소시켜 연료봉 지지판의 파손을 방지하게 되었다. 이러한 사례로 인하여 최근 CANDU형 원자로 열수송 계통의 Acoustic 해석에 대한 연구가 AECL의 Chalk River Laboratory와 COG(CANDU Owners Group)에서 활발하게 진행되고 있다. 이 기고문에서는 매우 새로운 분야로써 현재 이루어지고 있는 CANDU형 원자로 열수송 계통의 Acoustic 해석을 위한 해석 이론과 해석 방법을 간단히 요약 정리하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권6호
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• pp.811-824
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• 1995

CANDU 핵연료봉의 휨 열적 휨 멘트와 수력학적 견인력 및 기계적 하중에 기인하는 휨 모멘트에 의하여 일어난다. 여기서, 연료봉 휨은 연료봉 축방향 중심선으로부터의 측면 처짐으로 정의한다. 본 논문에서는 연료봉 축방향 중심선에 대한 비대칭 온도불포에 의해 핵연료 피복관 자체와 피복관과 소결체의 상호작용 부위에서 발생하는 열적 휨만을 취급한다. 이를 위해 1).소결체와 피복관사이의 기계적 상호작용을 무시한 조건에서의 핵연료 피복관의 휨과 2) 소결체와 피복관의 온도 변화에 기인하여 발생하는 소결체와 피복관 사이의 기계적 상호작용을 고려한 조건에서의 연료봉 휨을 혼합 고려하고, 각각에서 피복관의 비대칭 온도분포가 (i) 냉각재의 불완전한 혼합에 따른 비균질 냉각재 온도, (ii) 핵연료 피복관과 냉각재 사이의 비균질한 열전달 계수, (iii) 핵연료내 반경 방향으로의 중성자속 감쇄에 의한 비대칭 열 발생 등의 복합적효과에 의해 발생되는 것으로 고려하여 피복관의 대칭온도 분포까지 포함 할 수 있는 열적 휨의 일반적 해석 공식을 제시하였다. 본 휨 공식에 사용되는 모든 변수에 대한 민감도 분석을 통해, 핵연료봉 길이, 피복관 내경, 냉각재 평균 온도 및 변화 인자, 소결체 -피복관 기계적 상호 작용 인자, 중성자속 감쇄 인자, 핵연료 열팽창 계수, 피복관-냉각재 열전도 계수 등의 변화가 피복관 두께, 피복관-냉각재 열전달 계수, 피복관 열팽창 계수, 핵연료-피복관 열전달 계수 등의 변화보다 핵연료봉의 열적 휨에 상대적으로 더욱 영향을 미치는 것으로 밝혀졌다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제41권5호
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• pp.375-380
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• 2017

본 논문은 한국원자력연구원에서 개발 중인 소듐냉각 고속로 핵연료의 연료봉 하단 마개에 있는 관통구멍과 마운팅 레일의 원기둥 형상과의 접촉부에 발생하는 접촉 손상을 예측하기 위한 가속시험 방법을 연구한 것이다. 가속시험 조건으로서 연료봉의 유체유발진동수 및 진폭을 유한요소 해석을 통하여 구하였다. 약 35000 시간의 연료봉 수명기간을 고려한 가속시험 시간을 결정하기 위해 일반 기계부품류의 신뢰성 평가 방법을 적용하였으며, 이때 가장 보수적인 형상 모수와 원자로 내에서의 연료봉 파손허용 개수 기준 및 연료봉 피복관 재료인 HT-9강의 피로수명 데이터를 이용하였다. 시편의 개수를 5개로 하였을 때, 최종적으로 계산된 가속 시험시간은 각 시편 당 16.5시간이었다. 가속시험 후 전체 시편에 어떠한 접촉손상도 관찰되지 않을 때 연료봉의 수명기간 중 $B_{0.004}$ 수명이 신뢰수준 99%로 보장되는 것으로 평가하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권4호
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• pp.287-297
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• 2014

사용후핵연료 또는 고준위폐기물의 안전한 처분을 위하여 지난 수십 년 동안 많은 나라들이 다양한 처분대안을 연구하여 왔다. 본 논문에서는 심지층처분기술에 있어서 사용후핵연료를 직접 처분하는 방안으로서 처분효율 향상을 위한 다양한 방안 중의 하나로 고려할 수 있는 PWR 사용후핵연료 집합체를 해체하여 연료봉을 밀집한 경우에 대한 처분 효율을 분석하였다. 이를 위하여, 우선 사용후핵연료 연료봉 밀집개념과 관련 처분용기 및 심지층처분 개념을 설정하였다. 이 개념에 근거하여 심지층 처분시스템의 공학적방벽 설계에 있어서 가장 중요한 요건인 완충재의 온도 제한요건을 만족시키는지 여부를 확인하기 위하여 각 처분개념 별로 열해석을 수행하였다. 그리고, 처분공 간격, 처분터널 간격 및 처분용기 열발산 면적에 따른 열해석 결과를 바탕으로, 단위처분면적 관점에서의 처분효율을 비교/분석하고 평가하였다. 또한, 사용후핵연료봉을 밀집시킨 경우에 있어서 냉각기간에 따른 처분개념을 분석하였다. 분석결과에 따르면 사용후핵연료봉을 밀집하여 심지층처분하는 경우 처분효율 측면에서 불리한 것으로 판단되었다. 다만, 사용후핵연료의 냉각기간을 70년 이상으로 장기화 할 경우 처분효율은 향상될 것으로 예상되지만, 사용후핵연료의 내구성 및 장기저장에 따른 조건 등 추가적인 분석이 필요하다.

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
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• 한국에너지공학회 1993년도 추계학술발표회 초록집
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• pp.109-109
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• 1993

CANDU 원자로 지역별 대표 핵연료봉 1개에 대하여 열행태를 해석할 수 있는 '평균 단일 핵연료(ASF : Averaged Single Fuel)' 모델을 우선 제안하였다. 핵 연료봉 하나를 12 개 동일 체적의 환형 격자로 나누고 시공간을 고려하는 전진 유한 미분 해석을 적용하여 핵연료봉내에서의 열적 변이를 모사 하였다. 핵연료의 전도도 및 비열은 온도에 종속함이 가정되었다. 주어진 열출력에 대하여, 핵연료와 피복관내의 정상상태 온도분포를 산출하였고 주어진 냉각재 온도 및 표면 열 전달 계수에 대하여 핵연료봉 단위 길이당 저장열을 계산하였다. 초기 온도 분포의 임의 값에 대하여, 시간 단계별 열출력 및 열전달 계수 변이에 따른 저장열, 온도 분포, 냉각재료의 출력과 피복관 온도 변이를 계산하였다. 이후 ASF 모델을 CANDU 14개 지역 출력 특성의 실제적 모사 및 해석이 가능하도록, 14개 지역 대표 핵연료봉모델 모두를 동시에 포함하는 '다영역 핵연료(MZF : Multi Zone Fuel)' 모델로 확장하였다.

• 대한설비공학회:학술대회논문집
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• 대한설비공학회 2005년도 동계학술발표대회 논문집
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• pp.300-305
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• 2005

The present experimental study investigates single-phase heat transfer coefficients downstream of support grid in $6{\times}6$ rod bundles. Support grid with split mixing vanes enhance heat transfer in rod bundles by generating it make turbulence. But this turbulence is confined to short distance. Support grid with LSVF mixing vanes enhanced heat transfer to longer distance. The corresponding Reynolds number investigated in the present study is Re=30,000. The heat transfer coefficients are measured using heated and unheated copper sensor.

• 설비공학논문집
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• 제12권11호
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• pp.1004-1011
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• 2000

Experimental and computational studies were carried out to confirm the turbulent enhancement of the cooling system of nuclear reactor by large scale vortex generation in nuclear fuel bundle. The large scale vortex motions were generated by rearranging the inclination angles of mixing vanes to the coordinate directions. Axial development of mean and turbulent velocities in the subchannels were measured by the 2-color LDV system. Eddy diffusivity heat flux model and $k-varepsilon$ model were employed to analyze the turbulent heat and fluid flows in the subchannel. The turbulence generated by split mixing vanes has small length scales so that they maintain only about $10 D_H$ after the spacer grid. On the other hand, the turbulences generated by the large scale vortex continue more and remain up to $25 D_H$after the spacer gird.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 추계학술발표회 발표논문집
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• pp.953-954
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• 2004

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2011년도 추계학술대회 논문집
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• pp.40-41
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• 2011