• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.435-440
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• 1996

PHEBUS FPT0 노내실험의 핵연료 다발에 대한 실험후 비파괴 검사 및 파괴 검사 결과를 분석하여 노심손상 후기과정을 정alf 분석하였다. 분석한 비파괴 검사결과는 gamma scanning, radiography, tomographies 였으며 파괴 검사 결과는 정밀사진, metallography, Electron Probe Micro Analysis(EPMA)였다. 그 결과, PHEBUS-FPT0 실험에 사용한 핵연료다발은 기존에 수행된 어떤 다른 노내실험의 핵연료다발보다 많이 용융되었으며 용융 pool 및 피막충의 형성, 용융물 내부의 자연대류 열전달과 이에 따른 shroud 물질 손상, 핵연료다발 물질들간의 eutectic 형성 등을 보여주었다. 특히 Ag-In-Cd 제어봉 물질과 stainless-steel이 핵연료봉 물질과 반응하여 이들의 용융온도를 낮게하여 실험 예측값보다 많이 핵연료다발이 손상되어 기존 중대사고 해석 전산코드의 개선이 요구되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11b
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• pp.500-505
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• 1996

고온의 정상상태에서 조사된 후 재조직(restructuring)과 균열(cracking)이 일어난 핵연료 내에서 결정립 외부 공극의 을 결정할 수 있는 퍼콜레이션(Percolation) 모델을 개발하였다. 핵연료 펠렛은 다수의 작은 정육각형 결정립들로 구성된 큰 정육각형으로 모의한다. 핵연료봉은 형상과 열적 특성이 다른 네 개의 영역으로 구분하고 각 경계 위치를 임계온도로부터 계산한다. 공극의 상호연결분율은, 몬테카를로 방법으로써 싸이트(Site)의 채워짐 여부를 점검하고 Hoshen-Kopelman 방법으로써 자유 공간에 연결된 클러스터(Cluster)에 포함된 싸이트들의 수를 계산하여 채워진 싸이트의 총 개수에 대한 연결 싸이트들의 개수의 비로써 구한다. AECL-2230, CBX 핵연료봉 실험의 기체 방출분율 자료에 대하여, FASTGRASS 코드의 상호연결분율 함수를 영역별로 계산한 상호연결분율로 대치하여 계산한 결과와 비교하였다. 균열과 재조직은 핵분열 기체 방출에 상당히 영향을 미치는 것으로 나타났다. 이 모델의 주요 장점은 결정립계에서의 상호연결현상을 단순 상호연결분율보다 좀더 사실적으로 모의하며 결정립의 성장과 균열을 고려할 수 있다는 점이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.26 no.1
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• pp.100-107
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• 1994

A statistical methodology is developed for calculating the nuclear fuel pod internal pressure of Korean PWR fuel in order to reduce over-conservatism of the current KAERI deterministic methodology. The developed statistical methodology employs the response surface method and Monte Carlo calculation. The simple regression equation for the rod internal pressure is derived by taking into account the various fuel fabrication-related and fuel performance model-related parameters. The validity of the regression equation is examined by the F-test, $R^2$-method and Cp-test The internal pressure predicted by the regression equation is in good agreement with that calculated by he computer code using the KAERI deterministic methodology. The distribution of the internal pressure from the Monte Carlo calculation is found to be normal. Comparison of the 95/95 rod internal pressure predicted by the developed statistical methodology with the maximum rod internal pressure by the deterministic methodology shows that the developed statistical methodology reduces significantly over-conservatism of the deterministic methodology.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.34 no.1
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• pp.49-54
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• 2010

Fretting wear behavior under elastic deformable contacts was experimentally examined by using a simulated dual cooled fuel rod and its supporting structure. As this fuel rod has larger outer diameter than the typical solid rod to accommodate sufficient internal flow, new supporting structure geometries should be designed and their reliabilities (i.e. vibration characteristics, fretting wear resistance, etc.) are also examined with both analytical and experimental methods. In this study, the supporting structure characteristics and fretting wear behaviors are analyzed and examined by using one of the supporting structure candidates which has an embossing shape. The supporting structure characteristics were examined by using a specially designed test rig and their results were compared with that of analytical method. Based on the test results, the relationship between the supporting structure characteristics and their fretting wear behaviors was discussed in detail.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.6
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• pp.811-824
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• 1995

The CANDU element bowing is attributed to actions of both the thermally induced bending moments and the bending moment due to hydraulic drag and mechanical loads, where the bowing is defined as the lateral deflection of an element from the axial centerline. This paper consider only the thermally-induced bending moments which are generated both within the sheath and the fuel and sheath by an asymmetric temperature distribution with respect to the axis of an element The generalized and explicit analytical formula for the thermally-induced bending is presented in con-sideration of 1) bending of an empty tube treated by neglecting the fuel/sheath mechanical interaction and 2) fuel/sheath interaction due to the pellet and sheath temperature variations, where in each case the temperature asymmetries in sheath are modelled to be caused by the combined effects of (i) non-uniform coolant temperature due to imperfect coolant mixing, (ii) variable sheath/coolant heat transfer coefficient, (iii) asymmetric heat generation due to neutron flux gradients across an element and so as to inclusively cover the uniform temperature distributions within the fuel and sheath with respect to the axial centerline. As the results of the sensitivity calculations of the element bowing with the variations of the parameters in the formula, it is found that the element bowing is greatly affected relatively with the variations or changes of element length, sheath inside diameter, average coolant temperature and its variation factor, pellet/sheath mechanical interaction factor, neutron flux depression factor, pellet thermal expansion coefficient, pellet/sheath heat transfer coefficient in comparison with those of other parameters such as sheath thickness, film heat transfer coefficient, sheath thermal expansion coefficient and sheath and pellet thermal conductivities.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.25 no.2
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• pp.292-299
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• 1993

원자로 노심내 핵 연료봉의 정확한 온도 분포를 구하기 위해서는 핵 연료봉 주위의 난류 유동장에 대한 해석이 필요하다. 난류 유동장의 특성을 파악하기 위해 실험적 연구와 해석적 방법에 의한 연구가 함께 수행되고 있다. 본 기고문은 현재까지 보고된 난류 유동장의 특성을 알아보고 해석적 방법의 연구 동향과 문제점을 분석하여 이 분야에 대한 연구 활동에 도움이 되고자 한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05b
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• pp.147-152
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• 1997

핵연료의 노내 성능에 영향을 미치는 주요 제조 인자중의 하나인 소결체 밀도의 최적화 연구를 국내 제조 소결체에 대해 소결체 밀도와 수분 함유량 및 봉내압 평가를 통해 수행하였다. 연구 결과 원자로내 연소에 따른 봉내압 증가를 줄이기 위해서는 이론밀도 96% 이하의 밀도가 바람직하나 소결체내의 과다한 수분 함량을 피하기 위해서는 95% 이상의 밀도가 필요한 것으로 나타나 핵연료 소결체의 밀도는 이론밀도의 95% - 96.2%가 최적값으로 평가되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.15 no.1
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• pp.57-69
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• 1983

The LWR fuel performance analysis computer code, FRAPCON-1, are evaluated to investigate the performance of CANDU fuel elements loaded in Wolsung-1 reactor. The FRAPCON-1 models of neutron flux depression in fuel and of fuel-to-cladding heat transfer are modified, and the validity of fission gas release model for CANDU fuel is evaluated. And the heavy water properties are provided in calculating the heat transfer coefficient between cladding and coolant. By using the modified code, FRAPCON-1-CSK, the sensitivity studies are carried out for Wolsung-1 fuel element design parameters. The performance analysis is also performed for Wolsung-l fuel elements. The calculated results are discussed in terms of. LWR fuel design criteria because of unavailability of CANDU fuel design criteria.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.210-215
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• 1998

본 연구는 핫셀(Hot-cell)에서의 활용을 전제로 핵연료 봉단용접기술로 개발되고 있는 래이저(Laser) 용접기술을 핵연료봉 퍼복재인 Zircaloy-4에 적용하여 그 용접성에 대한 기초적 특성을 분석하고, 관련 용접변수들의 용접성에 미치는 영향을 알아보고자 하였다. 사용된 용접기는 평균출력 150W급인 펄스형 Nd:YAG 레이저 용접기였으며, 보호가스 (shielding gas) 종류와 유량(flow rate), 용접속도(travel speed), 초점위치(focus position), 빔 파워(beam power), 시편의 표면거칠기(specimen surface roughness) 등의 용접변수가 용입 깊이와 용접비드 폭, 기계적 특성, 그리고 용접결함에 미치는 영향을 조사하였다. 그 결과 용접변수로 범 파워 125W이상, 초점위치 2mm, 그리고 보호가스로는 He가스가 적절하였으며, 시편의 표면거칠기가 거칠수록 용입깊이가 깊었다. 본 연구를 통해 핵연료봉 피복재 Zircaloy-4의 레이저 용접시 신뢰성 있는 용접조건을 확립하기 위한 기초자료를 얻을 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.10a
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• pp.227-227
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• 1998