• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제18권2호
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• pp.37-42
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• 2022

An influence analysis on multiple steam generator tube rupture (mSGTR) followed by an unmitigated station blackout is performed to compare the plant responses according to the number of ruptured u-tubes under the assumption of a total of 10 ruptured u-tubes. In all calculation cases, the transient behaviour of major thermal-hydraulic parameters, such as the discharge flow rate through the ruptured u-tubes, reactor header pressure, and void fraction in the fuel channels is found to be overall similar to that of the base case having a single SG with 10 u-tubes ruptured. Additionally, as the conditions of low-flow coolant with high void fraction in the broken loop continued, causing the degradation of decay heat removal, the peak cladding temperature (PCT) would be expected to exceed the limit criteria for ensuring nuclear fuel integrity. However, despite the same total number of ruptured u-tubes, because of the different connection configuration between the SG and pressurizer, a difference is foud in time between the pressurizer low-level signal and reactor header low-pressure signal, affecting the time to trip the reactor and to reach the PCT limit. The present study is expected to provide the technical basis for the accident management strategy for mSGTR transient conditions of CANDU-6 plants.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제20권1호
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• pp.1-6
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• 2024

Crud is a corrosion deposit that forms in equipments and piping of nuclear reactor's primary systems. When crud circulates through the reactor's primary system coolant and adheres to the surface of the nuclear fuel cladding tube, it can lead to the Axial Offset Anomaly (AOA) phenomenon. This occurrence is known to potentially reduce the output of a nuclear power plant or to necessitate an early shutdown. Consequently, worldwide nuclear power plants have employed ultrasonic cleaning methods since 2000 to mitigate crud deposition, ensuring stable operation and economic efficiency. This paper details the system configuration of ultrasonic nuclear fuel cleaning equipment, outlining the function of each component. The objective is to contribute to the local domestic production of ultrasonic nuclear fuel cleaning equipment. Additionally, the paper introduces a method for accurately measuring the weight of removed crud, a crucial factor in assessing cleaning effectiveness and providing input data for the BOA code used in core safety evaluations. Accurate measurement of highly radioactive filters containing crud is essential, and weighing them underwater is a common practice. However, the buoyancy effect during underwater weighing may lead to an overestimation of the collected crud's weight. To address this issue, the paper proposes a formula correcting for buoyancy errors, enhancing measurement accuracy. This improved weight measurement method, accounting for buoyancy effects in water, is expected to facilitate the quantitative assessment of filter weights generated during chemical decontamination and system operations in nuclear power plants.

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권1호
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• pp.11-19
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• 2015

원자력발전소 증설에 따라 핵연료 피복관의 생산량이 증가 할 것으로 예상되며, 튜브 제조 시 발생되는 지르코늄(Zr) 스크랩 역시 증가 할 것으로 판단된다. 지르코늄(Zr) 정련기 대용량화와 회수율 향상을 위한 사전 연구로서 LiF-KF-ZrF₄ 불화물의 염에서 다전극을 이용하여 전해정련실험을 실시하였다. LiF-KF-ZrF₄염에서는 -0.8 V(vs.Ni)에서 환원전위가 관찰되었으며, 분극 거동 관찰 결과 전극의 개수가 증가할수록 셀의 저항이 낮아져 인가전류량이 증가하였다. 6개의 다 전극을 이용하여 정련 실험을 한 결과 가장 낮은 전류밀도인 25.64 mA/cm²조건에서 98%의 회수율로 가장 높은 회수율은 보였다. XRD 및 TG 분석 결과 순수한 Zr이 회수되었으며, ICP 분석결과 양극재의 기본 불순물 함량을 포함한 순도 97.8% 보다 낮은 불순물의 함량을 포함한 순도 99.92%의 Zr을 나타내었다. 폭 20 mm 높이 65 mm의 전극 6개를 사용시 전력소모율은 7.15 kWh/Kg으로 크롤 공정대비 39.7% 전력을 소모하게 된다. 다 전극 사용 시 단일 전극 사용에 비해 인가전류와 셀 효율 및 회수율 증대로 대용량화를 위한 효율적인 기술로 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제17권3호
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• pp.211-215
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• 1985

온도 및 연신율 변촤가 Zircaloy-4의 요드 응력부식 거동에 미치는 영향을 30$0^{\circ}C$에서 일정 하중법과 300, 350, 40$0^{\circ}C$에서 일정 연신율법으로 ($10^{-5}$sec~$10^{-6}$ sec) 3.34mg $I_2$/㎤의 요드분위기에서 연구하였다. 요드 응력부식균열에 대한 저항성은 온도가 상승하거나 변형속도가 감소하면 감소했고 파손 시간과 응력과의 관계는1/tｆ∝exp (0.3$\sigma$/$\sigma$uTs-31.5)로 표시할 수 있었다. 30$0^{\circ}C$에서 요드 응력 부식 균열에 대한 저항성을 불활성 분위기에서의 파손에너지에 대한 요드분위기에서의 파손 에너지의 비율로 표시할 때 변형속도가 7.6$\times$$10^{-6}$ sec 부근에서 저항성이 가장 낮았고 온도가 35$0^{\circ}C$, 40$0^{\circ}C$ 로 증가함에 따라 보다 높은 변형속도에서 최저 저항성을 나타내는 경향을 보였다. 요드 응력부식 균열의 파단면에서 준-벽계 파면(quasi-cleavage fracture)을 관찰했다. 전술한 결과에 의하면 Zircaloy-4의 요드 응력부식균열의 기구에 있어서 보호 피막파손단계 (film rupture step)가 중요한 과정으로 추정된다.

• 자원리싸이클링
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• 제26권6호
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• pp.29-37
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• 2017

핵연료 피복관은 필거링 및 열처리 공정에 의해 제조되며, 핵연료 피복관 표면의 불순물 및 산화층을 제거하기 위해 산세 공정이 진행된다. 산세 공정 중 산세 용액으로 지르코늄이 용해되어 포화상태가 될 시 폐 산세 용액은 전량 폐기 되며 용액 내 지르코늄 또한 폐기된다. 그러므로 지르코늄을 재활용하기 위해 $BaF_2$를 폐 산세 용액에 첨가하여 공침 반응에 의해 $Ba_2ZrF_8$을 형성시켰다. 한편, 전해제련을 통해 Zr을 회수하기 위해서는 $Ba_2ZrF_8$을 전해질로 사용해야하지만, 용융점이 $1053^{\circ}C$로 높다. 따라서 $ZrF_4$를 첨가하여 용융점을 낮추어야한다. 본 연구에서는 $Ba_2ZrF_8$을 진공 증류를 통해 $BaF_2$ 및 $ZrF_4$로 분리하는 연구를 진행하였다. 먼저, $BaF_2$ 입자크기($1{\mu}m$, $35{\mu}m$, $110{\mu}m$)에 따른 침전 특성을 실험하였다. 그리고 진공 증류를 통해 수득된 $BaF_2$를 볼밀링을 통해 분쇄하였으며, 침전 공정을 거치지 않은 $BaF_2$와 침전 효율을 비교하였다.