• 원자력산업
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• 제5권9호통권31호
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• pp.18-22
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• 1985

• 원자력산업
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• 제6권3호통권37호
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• pp.44-52
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• 1986

• 원자력산업
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• 제4권1호통권17호
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• pp.70-71
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• 1984

지난해 11월 4일 국내 각 신문은 캐나다의 토론토발 연합통신의 기사를 연재, $\ulcorner$캐나다 정부는 캔두(CANDU)형 원자로 압력관의 안전도에 대한 우려가 고조되고 있는 가운데 고위관계자들로 구성된 긴급기술조사단을 구성, 캐나다와 한국을 비롯한 외국에 설치된 모든 캔두형 원자로의 안전여부를 조사하기로 했다$\cdots$$\cdots$$\lrcorner$고 크게 보도하여 물의를 일으킨바 있다. 이에 대하여 당사자인 캐나다 원자력공사는 같은 11월 17일자로 해명서를 발표, $\ulcorner$동기사는 월성원자력 발전소의 안전성을 진단하기 위하여 캐나다로부터 조사반을 파견하는 것으로 되어 있으나 이는 전혀 사실과 다르다. 캐나다 원자력공사는 $\ulcorner$픽커링$\lrcorner$원자력발전소의 사고와 관련하여 캔두원자로 보유국에 그 사고내용을 설명하고 최신 원자로의 안전성을 설득시키기 위하여 관계자를 파견할 계획이었으며 이번 우리들의 방한은 그 목적을 위해서 이루어진 것이다$\lrcorner$라고 말하고 다음과 같이 해명하고 있는데 그 요지는 다음과 같다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
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• pp.260.1-260
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• 2002

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 요약집 춘계학술발표대회
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• pp.320.2-320.2
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• 2004

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2004년도 춘계학술대회
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• pp.54-59
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• 2004

In this paper probabilistic fracture mechanics(PFM) approach is employed to evaluate the integrity of CANDU Zr-2.5Nb pressure tubes. Modified failure assessment diagram(Jr-FAD), plastic collapse, and critical crack length(CCL) approach are used for evaluating failure probability of the tubes. Jr-FAD was extended from the Kr-FAD because fracture of pressure tubes occurs in brittle manner due to hydrogen embrittlement of material by deuterium fluence. For developing the probabilistic integrity evaluation module, AECL procedures and fracture toughness parameters of EPRI were used.

• 대한기계학회논문집A
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• 제27권3호
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• pp.455-463
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• 2003

The aim of this study is to investigate the hydrogen embrittlement of Zr-2.5Nb CANDU pressure tube at room temperature. The transverse tensile and fracture toughness tests were performed at various hydrogen concentrations using transverse tensile specimens and CCT (curved compact tension) specimens. These specimens were directly machined from the pressure tube retaining original curvatures. Based on the results of these tests. the hydrogen embrittlement phenomenon was clearly observed and fracture toughness parameters of Zr-2.5Nb pressure tube materials such as, $K_{J(0.2)}$.$J_{ML}$.dJ/da, were dramatically decreased with the increasement of the hydrogen concentration. From microscopic observation by SEM and TEM, it was also revealed that various shapes dimples, fissures and quasi-cleavage were found at the hydrogen-absorbed materials with hydrides while traditional shape dimples were generally located at the as-received materials Through the comparison of the hydride and fissure lengths with the hydrogen concentration the new evaluation method of hydrogen embrittlement was suggested.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제22권2호
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• pp.119-125
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• 1997

가압중수로는 감속재와 냉각재로 중수를 채택함으로써 높은 중성자 경제성을 달성하는 대신 중수소의 중성자 포획반응 때문에, 경수로에 비해, 다량의 삼중수소가 발생한다. 한편 원자로심에서, 삼중수소의 ${\beta}$-붕괴결과 발생된 $^3He$는, 열중성자를 포획하여 다시 삼중수소로 변환된다. 중수로에서 삼중수소의 생성에 대한 기존의 계산모형은, $^3He$가 상대적으로 낮은 용해도를 가지므로, 그 기여도를 무시해왔다. 그러나 $^3He$의 중성자 포획단면적은 중수소의 그것에 비해 $1.6{\times}10^7$ 배가 된다. 즉 $^3He$가 중수내에 0.03 ppm만 녹아있다 하더라도 $^3He$에 의해 생성되는 삼중수소의 양은 전체 중수에 의한 삼중수소의 양에 필적하게 된다. 본 연구에서는 월성1호기를 대상으로, 중수로에서 $^3He$가 삼중수소의 생성에 미치는 영향을 평가하였으며 결과를 실측치와 비교하였다. 연구의 결과, 감속재에서는 $^3He$의 용해도가 낮고 $^4He$ Cover gas 때문에 $^3He$의 기여도는 무시할 수 있음이 밝혀졌다. 반면 냉각재의 경우 $^3He$ 삼중수소의 생성에 지대한 영향을 미치는 것으로 나타났다. 또한 본 연구의 계산방법은 원전 운전초기의 냉각재내 삼중수소 생성량은 과대평가 하는 것으로 나타났으나 운전기간이 증가함에 따라 실측치와 잘 일치하는 것으로 나타났다.