• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.630-635
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• 1995

장차 우리나라에서 미래형 핵연료의 한 종류로서 사용될 가능성이 있는 경수로용 혼합핵연료가 기존의 $UO_2$ 핵연료와 노내거동에서 어떤 차이를 야기시키는가를 물리적 성질변화 및 반경방향 출력변화의 관점에서 예비적으로 분석하였다. 분석 결과 혼합핵연료는 $UO_2$ 핵연료에 비해 (1) 열전도도가 작아 핵연료 온도가 높았고 (2)증가된 핵연료 온도로 인해 핵분열기체 방출률도 증가하여 핵연료봉 내압의 관점에서는 불리하였으나 (9)증가된 핵연료 내압으로 인해 냉각수 압력과 핵연료봉 내압의 차이가 감소하여 피복관 변형도가 감소하므로써, PCI 판점에서는 $UO_2$ 핵연료에 비해 유리하였다.

• Ceramist
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• v.1 no.2
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• pp.63-73
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• 1998

현재 원자력발전에 사용되는 핵연료는 산화물 핵연료가 그 주종을 이루고 있다. 특히, 고속증식로용 핵연료로는 최근까지 혼합산화물 핵연료가 개발, 사용되어 왔다. 그러나 이 산화물 핵연료 못지 않게 경제성 및 안전성 관점에서 이를 능가할 수 있는 핵연료 재료로서 탄화물 및 질화물 등의 비산화물 세라믹 핵연료도 그 동안 꾸준히 연구되어 왔으며, 최근 들어서는 새로운 개념의 Pu 혹은 Minor Actinide burning용 핵연료 후보재료로도 각광을 받고 있다. 이들 비산화물 세라믹 핵연료는 산화물 핵연료에 비해 증식능력이 좋아, 특히 8~12년의 증배시간을 갖는 고속증식로 개발의 가능성을 보여준다. 이는 그 특성이 산화물 핵연료의 경우에 비해 더 높은 중금속(Heavy Metal) 밀도와 열전도도를 갖는 장점 때문이며, 이로 인해 높은 선출력(linear power)을 낼 수 있어 소형 노심의 설계가 가능하다. 본 고에서는 고속증식로 뿐만 아니라 다른 형태의 원자로에의 사용에서도 그 응용가치와 개발의 여지가 충분히 있는 비산화물 세라믹 핵연료의 기초특성, 제조기술, 그리고 그 성능에 대하여 비교, 분석함으로써 앞으로의 핵연료 개발연구에 보다 효율적이고 다양한 방향을 제시하고자 하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.644-649
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• 1995

중수로용 개량핵연료인 CANFLEX핵연료다발 시제품을 고온/고압의 원자로 운전조건에서 시험하여 CANFLEX핵연료다발의 압력강하 특성을 조사하였다. CANFLEX핵연료다발의 최빈 압력강하량은 현재 월성발전소에 사용중인 CANDU 37봉핵연료봉다발의 값과 거의 동일하였으며 핵연료 채널의 압력강하 설계기준을 만족하였다. CANDU 37봉핵연료다발이 장전된 핵연료채널에 새로운 CANFLEX핵연료다발을 일부 교체하는 것을 모의한 천이채널에서의 실험결과도 압력강하 설계기준을 만족하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.693-698
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• 1995

원자로 조사 핵연료의 제원거동을 조사하기 위하여 고리원자력1호기 핵연료(평균연소도:17,000-38,000MWD/MTU, 농축도: 2.122-3.199 wt.%) 대한 제원을 측정하였다. 핵연료 연소도에 따른 핵연료봉의 길이신장률과 집합체 길이신장률이 각각 0.4-0.6sc, 0.1-0.2%였다. 조사 핵연료의 길이신장과 핵연료 집합체의 휨은 주로 핵연료 연소도에 의존하였으나 핵연료집합체의 비틀림은 핵연료 연소도와 거의 무관하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.171-176
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• 1997

Th-232를 Fertile로 사용한 핵연료는 U-238을 Fertile로 사용한 핵연료보다 핵확산 저항성, 방사성 폐기물 생성면에서 유리하다. 본 연구에서는 MHTGR의 핵연료에 사용된 탄소피막 입자 기술을 토륨 핵연료에 적용하여 새로운 가압경수로용 핵연료로 개념 설계하였다. 핵연료의 설계안을 울진 3,4호기 집합체 설계안에 적용하여 해적 타당성을 살펴보았다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.25 no.2
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• pp.285-291
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• 1993

국내 기술로 설계, 제조된 경수로핵연료가 고리 2호기를 시작으로 국내 8기의 경수로형원자력발전소에서 사용되어 경수로핵연료의 국내 기술수준을 향상시킬 수 있게 되었으나 운전중 결함이 발생된 핵연료를 재사용가능케 함으로써 핵연료비를 절감할 수 있는 핵연료수리기술분야의 연구개발은 상대적으로 매우 뒤져 있는 실정이다. 따라서 본 기고문에서는 외국의 핵연료수리기술들과 국내 원자력발전소에서 운전중 발생한 결함핵연료의 수리현황을 정리하여 향후 국내에서 수행할 핵연료수리기술의 연구에 도움이 되고자 하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.285-290
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• 1998

KALIMER 고속로의 기본 핵연료인 U-l0Zr 핵연료봉의 노내 성능시험을 위해, 러시아의 BR-10 연구용 고속원자로에서 핵연료노내조사 Program이 1997년부터 수행되고 있다. 1 차년도에는 핵연료 시편의 설계 및 제조와 금속합금 핵연료의 균질도, 밀도, 열전도도 등의 노외 특성 시험이 수행되었다. U-l0Zr 핵연료심은 Arc 용해로 제조되었는데, 합금의 구성 원소들은 비교적 균일하게 분포되었다. 핵연료 시편은 2 개가 제작되었는데, BR-10 원자로에서 각각 연소도 1.08 % 및 2.15 %까지 연소된 후, 조사 후 검사가 수행될 것이다. 금속핵연료는 대개 낮은 연소도에서 급격한 변화틀 보이기 때문에, 본 핵연료 노내조사시험 Program의 결과는 금속핵연료봉의 성능해석 모델 개발에 활용될 수 있을 것이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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• pp.311-316
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• 1996

제어봉이탈사고시의 핵연료봉 거동을 연구로에서의 반응도사고 모사실험 결과와 기존의 핵연료 손상기준을 비교하여 분석하였다. 반응도사고시 고연소도 핵연료의 손상은 주로 PCMI 기구로 발생하는데, 고연소도에서의 피복관의 부식 및 수소화 그리고 방사선조사에 의한 연성감소와 산화층 박리로 인한 수소화합물의 국부적인 집중화로 인한 피복관의 현저한 연성감소가 주요 원인이었다. 기존의 핵연료 손상 기준에서 DNB가 일어날때 핵연료 손상이 발생한다는 가정은 낮은 핵연료엔탈피에서 핵연료 손상이 일어나는 것과 동일함을 확인하였으며, 현재까지 발표된 실험자료와 핵연료손상기구의 분석을 통해 연소도에 따른 반응도사고시의 핵연료손상기준을 예비적으로 유도하였다. 핵연료손상은 낮은 연소도에는 DNB로 발생하고 고연소도에서는 PCMI로 발생할수 있기 때문에, 과도상태에서의 고연소도 핵연료의 건전성 유지를 위해서는 피복관 산화층의 박리로 인한 수소화합물의 집중화로 피복관의 연성이 감소되는 것을 방지할 필요가 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.1
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• pp.105-111
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• 1995

현재 10년분의 사용후 핵연료를 저장할 수 있도록 설계된 영광 3, 4호기 사용후 핵연료 저장시설을 구조변경이나 reracking없이 핵연료 저장밀도를 변경함으로써 그 저장용량을 약 3년 정도 늘릴 수 있음을 보였다. 영광 3, 4호기 사용 후 핵연료 저장시설의 경우 열수력해석, 구조해석, 방사선해석은 이미 100% 저장밀도를 가정하여 설계가 되어 있으므로 여기에서는 임계안전 측면에서 100% 저장밀도가 가능한가를 분석하였다. 사용후 핵연료 저장시설중 일정 기준 이상으로 연소된 사용후 핵연료만을 저장할 수 있게 설계된 영역 2의 핵연료 저장밀도는 현재 75% 인데, 이 영역의 저장밀도를 중성자 흡수체를 쓰지 않고도 100%로 높일 수 있는가를 알아보기 위해 먼저 영역 2에 100%의 저장밀도로 저장할 때 임계안전을 만족하는 사용후 핵연료의 최소연소도를 핵연료의 초기농축도에 따라서 계산하였다. 이렇게 계산된 저장 가능 최소연소도를 노심에서 연소된 후 방출되는 핵연료의 예상연소도와 비교하여 노심에서 연소된 후 정상적으로 방출되는 사용후 핵연료는 영역 2에 100%의 저장밀도로 안전하게 저장될 수 있음을 확인하였다.

• Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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• v.12 no.4
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• pp.583-589
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• 1999

본 논문에서는 MDO기법에 의한 핵연료교환장치의 구조해석 단계 중 핵연료교환장치의 휨 변형을 구하는 재료역학해석을 수행하였다. 이는 액체 금속로(LMR) 핵연료교환장치의 기본설계를 위하여 매우 중요하다. 해석대상 핵연료교환장치의 정적구조는 기 수행한 핵연료교환장치의 기구 동역 학 해석 결과를 활용하였다. 네 가지 핵연료교환동작에 대하여 핵연료 봉의 무게를 100㎏에서 500㎏까지 100㎏씩 증가시켜 휨 변형의 크기를 구하였다. 그 결과 회전 중심 축에서 가장 멀리 있는 핵연료 봉을 교환하는 핵연료교환동작에서 최대 휨 변형이 발생함이 밝혀졌다. 또한 이 최대 휨 변형이 발생하는 핵연료교환장치구조에 대하여 부재의 단면두께를 축소하면서, 또 단면형상을 여러 가지로 바꾸면서 휨 변형크기를 구하여 비교하였다. 비교결과 비교대상 단면형상 중에서 중공직사각형 단면이 최소 휨 변형이 발생하는 최적단면형상임이 밝혀졌다.