• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.687-692
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• 1995

중수로용 핵연료봉의 주요 파손부위는 피복관 원주방향 주름부위와 봉단마개-피복관 용접 부위로 알려져 있다. 중수로용 개량핵연료인 CANFLEX 핵연료 개발시, 이러한 핵연료봉 부위들에 대한 건전성이 입증되어야 한다. 이에따라 CANFLEX-NU 핵연료봉의 피복관 원주 방향 주름부위 및 피복관-봉단마개 용접부위에 대한 정상상태 운전시의 건전성을 평가한 결과, 정상상태 운전시는 핵연료봉의 건전성이 유지가 됨을 알 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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• pp.447-452
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• 1996

본 연구에서는 7개의 PWR 사용후핵연료집합체를 운반할 수 있는 KSC-7 수송용기의 건식수송조건에 대한 열적 건전성을 평가하였다. 수송용기 축소모델을 제작하여 열시험을 수행하였고 또한, 시험조건과 동일한 조건으로 열전달해석을 수행하여 두가지 결과를 비교 분석함으로써 시험 및 해석결과에 대한 신뢰성을 검증하였다. 신뢰성이 검증된 해석방법을 이용하여 수송용기 본체 및 핵연료집합체에 대한 열전달해석을 수행함으로써 방사선차폐체 및 핵연료봉에 대한 열적 건전성을 입증하였다. 또한, 수송용기의 온도상승에 따른 구조적 건전성을 평가하기 위한 열응력해석을 수행하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.851-856
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• 1998

국내에서 상업운전중인 월성 원자로는 캐나다에서 개발한 CANDU형 원자로로 핵연료를 지지하는 핵연료 압력관이 사용되며, 핵연료 압력관은 원자로의 1차기기로 건전성확보가 매우 중요하다. 가동중 검사시 압력관에서 결함이 검출되면, 지속적인 사용을 위해서 결함의 건전성을 확보하여야하나, 그 평가절차가 매우 복잡하다. 본 연구에서는 핵연료 압력관 평가를 보다 신속하고 효율적으로 수행하기 위한 건전성 평가시스템을 개발하였다. 개발된 평가시스템은 예리한 결함 및 둔한 함에 대한 평가를 수행할 수 있으며, 피로균열평가, 지체수소균열평가, 불안정파괴평가, 파단전누설평가, 소성붕괴평가모듈을 수록하고 있다. 또한 개발된 시스템을 검증하기 위하여 캐나다 ECL에서 제시한 평가결과와 비교함으로서 본 시스템의 효용성을 검증하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.525-530
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• 1996

1000 MWe 국내 표준발전소의 증기관 파단사고에 대한 초기 노심 유량의 영향과 감속재 반응도 값의 영향을 증기관 파단사고시의 핵연료 건전성 관점에서 고찰하였다. 최대 핵연료 손상은 원자로 정지 후 약 2.5초 정도에 발생하였으며, 초기 노심 유량이 클수록 더 많은 핵연료 손상이 예측되었다. 또한, 감속재 반응도 값에 대한 분석 결과, 최소 핵비등이탈률 발생 싯점에서의 감속 재 반응도 계수를 사용한 해석 방법이 타당한 것으로 나타났다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05b
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• pp.651-657
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• 1995

고리원자력1호기에서 각각 2주기, 4주기동안 연소한 핵연료봉 G33-N2(평균연소도:3464MWD/MTU) 및 G23-14(평균연소도:13917MWD/MTU)에 대하여 와전류시험을 수행한 결과 G33-N2 핵연료봉 하단으로부터 각각 2290mm, 2878mm 위치에 관통결함신호와 내부결함신호를 얻었다. 또한 G23-l4 핵연료봉에서는 ridge 와전류신호를 획득하였다. 비파괴적 와전류시험을 통하여 관통결함 및 내부결함으로 예측된 위치에서 파괴적 금속조직시험을 수행하여 얻은 결과는 와전류시험결과와 잘 일치하였다 G23-l4 핵연료봉에서 획득한 ridge 와전류신호는 직경측정시험결과와 비슷한 경향을 보여 주었다. 따라서 와전류시험을 통하여 핵연료봉에 대한 건전성 평가 도구로서의 그 신뢰성이 양호함을 실증하였으며 핵연료봉의 ridge 정보도 제공할 수 있음을 입증하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05b
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• pp.268-273
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• 1997

사용후핵연료는 장기간 강한 방사선과 붕괴열이 방출된다. 따라서 사용후핵연료를 안전하게 운반하기 위하여 수송용기는 방사선차폐의 건전성, 격납경계의 유지 및 내부 붕괴열의 적절한 제거 등의 설계기준을 만족하도록 설계되어야 한다. 본 연구에서는 28개의 PWR 사용후핵연료집합체를 운반할 수 있는 KSC-28 수송용기의 적절한 열전달 특성을 갖는 copper 냉각핀 및 aluminum 전열판을 설정하였다. 또한, 정상수송조건 및 화재사고조건에 대한 열전달해석을 수행하여 수송용기의 열적 건전성을 평가하였고 여기에서 얻어진 온도를 열하중으로 고려하여 열응력해석을 수행함으로써 수송용기의 온도변화에 따른 구조적 건전성을 평가하였다.

• Journal of KSNVE
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• v.6 no.6
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• pp.827-834
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• 1996

The effect of pipe breaks in the secondary side is investigated as a part of the fuel assembly qualification program. Using the detailed dynamic analysis of a reactor core, peak responses for the motions induced from pipe breaks are obtained for a detailed core model. The secondary side pipe breaks such as main steam line and economizer feedwater line braksare considered because leak-before-break methodology has provided a technical basis for the elimination of double ended guillotine breaks of all high energy piping systems with a diameter of 10 inches or over in the primary side from the design basis. The dynamic responses such as fuel assembly shear force, bending moment, axial force and displacement, and spacer grid impact loads are carefully investigated. Also, the stress analysis is performed and the effect of the secondary side pipe breaks on the fuel assembly structural integrity under the faulted condition is addressed.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.339-343
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• 1995

PWR 사용후핵연료 집합체를 운반할 수 있는 수송용기를 개발하기 위하여 단면이 수송용기의 실제 크기인 slice 모델을 사용하여 법규에서 규정하고 있는 정상조건인 주변온도 38$^{\circ}C$에서 냉각 매체로 nitrogen 과 helium 인 경우에 대하여 열시험을 수행하여 수송용기의 열전달 특성 및 핵연료봉의 건전성을 평가하였다. 열시험결과 내부핵연봉의 최대 은도는 각각 448$^{\circ}C$ 와 416$^{\circ}C$로 측정되었다. 이 값들은 핵연료봉의 건전성 유지에 필요한 허용치 이내 만족하는 것으로 수송 용기의 열전달성능이 우수함을 입증하는 것이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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• pp.65-70
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• 1996

중수로용 핵연료봉의 봉단마개 부위는 열.기계적 작용에 의해 핵연료봉 파손이 쉽게 발생할 수 있는 취약 부위로 알려져 있다. 따라서, 핵연료봉 설계시 봉단마개 부위의 열.기계적 거동을 해석하고, 이 결과를 설계에 반영하여 파손 가능성이 없음을 확인하여야 한다. 여기에서는 중수로용 개량 핵연료인 CANFLEX-NU 핵연료봉 봉단마개에서의 열.기계적 거동을 해석하였는데, 이 결과 CANFLEX-NU 핵연료봉은 출력이 매우 낮아서 열중성자속 집중을 고려하더라도 봉단마개 부위 건전성을 충분히 유지하는 것으로 나타났다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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• pp.470-475
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• 1996

사용후핵연료 장기 건식저장시 여러가지 저장조건에서 사용후핵연료 피복관 및 사용후핵연료 ($UO_2$)에 대한 장기 건전성을 종합적으로 평가할 수 있는 SIECO 코드를 개발하였다. 건식저장 시스템은 사용후핵연료를 헬륨 및 공기분위기하에서 TN-24P 건식 저장용기에 장기 저장할 경우로 하였으며 피복관의 최대 표면온도는 COBRA-SFS코드를 사용하여 계산하였고, 열유동 해석결과를 바탕으로 SIECO코드를 이용하여 핵연료 연소도 및 냉각기간, 냉각매체에 따른 최대 건식저장 허용온도를 피복관의 열화 및 $UO_2$ 산화의 관점에서 계산하였다.