• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 추계학술발표회 발표논문집
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• pp.197-198
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• 2004

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2003년도 춘계학술발표대회 요약집
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• pp.128.2-128.2
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• 2003

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.44-44
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• 1999

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.48-48
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• 1999

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 요약집 춘계학술발표대회
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• pp.88.2-88.2
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• 2004

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2005년도 춘계학술발표회
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• pp.131-132
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• 2005

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2005년도 춘계학술발표회
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• pp.5-6
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• 2005

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2005년도 추계학술발표회
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• pp.472-473
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• 2005

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제15권1호
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• pp.57-69
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• 1983

경수형원자로 핵연료봉의 거동분석을 위한 전산코드인 FRAPCON-1 코드가 월성 1호기에 장전되는 CANDU형 핵연료봉의 거동분석을 위해 적절한지를 평가하였다. 연료내의 중성자속의 감소와 연료피복재간 열전달을 계산하는 FRAPCON-1 코드의 모형들을 수정하였으며 핵분열 기체방출모형의 CANDU 핵연료에 대한 타당성여부를 검토하였고 피복재와 냉각수간의 열전달 계수 계산을 위해 중수특성을 사용하였다. 수정된 코드 FRAPCON-1-CSK를 사용하여 월성 1호기 핵연료의 각 설계변수들에 대한 민감도 분석을 수행하였다. 아울러 월성 1호기 핵연료봉의 거동특성분석도 수행하였는데 계산된 결과들은 CANDU 핵연료봉에 대한 설계기준이 알러져 있지 않는 관계로 경수로 핵연료봉 설계기준의 입장에서 검토되었다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제28권2호
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• pp.189-195
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• 2004

The pressure tubes, which contain high temperature heavy water and fuel, are within the core of a CANDU nuclear reactor, and are thus subjected to high stresses, temperature gradient, and neutron flux. Further, it is well known that pressure tubes of cold-worked Zr-2.5Nb materials result in hydrogen diffusion, which create fully-hydrided regions (frequently called Blister). Thus a proper investigation of hydrogen diffusion within zirconium-alloy nuclear components, such as CANDU pressure tube and fuel channels is essential to predict the structural integrity of these components. In this respect, this paper presents numerical investigation of hydrogen diffusion to quantify the hydrogen concentration fur blister growth of CANDU pressure tube. For this purpose, coupled temperature-hydrogen diffusion analyses are performed by means of two-dimensional finite element analysis. Comparison of predicted temperature field and blister with published test data shows good agreement.