• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권3호
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• pp.999-1008
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• 2023

Deformed fuel rods can cause a partial blockage of the flow area in a subchannel. Such flow blockage will influence the core coolant flow and further the core heat transfer during the reflooding phase and subsequent severe accidents. Nevertheless, most of the system analysis codes simulate the accident process based on the assumed flow blockage ratio, resulting in inconsistencies between simulated results and actual conditions. This paper aims to study the influence of flow blockage in severe accident scenario of the CAP1400 reactor. First, the flow blockage model of ISAA code is improved based on the FRTMB module. Then, the ISAA-FRTMB coupling system is adopted to model and calculate the QUENCH-LOCA-0 experiment. The correctness and validity of the flow blockage model are verified by comparing the peak cladding temperature. Finally, the DVI Line-SBLOCA accident is induced to analyze the influence of flow blockage on subsequent CAP1400 reactor core heat transfer and core degradation. From the results of the DVI Line-SBLOCA accident analysis, it can be concluded that the blockage ratio is in the range of 40%-60%, and the position of severe blockage is the same as that of cladding rupture. The blockage reduces the circulation area of the core coolant, which in turn impacts the heat exchange between the core and the coolant, leading to the early failure and collapse of some core assemblies and accelerating the core degradation process.

• 한국재료학회지
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• 제29권4호
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• pp.271-276
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• 2019

Oxide-dispersion-strengthened (ODS) alloy has been developed to increase the mechanical strength of metallic materials; such an improvement can be realized by distributing fine oxide particles within the material matrix. In this study, the ODS layer was formed in the surface region of Zr-based alloy tubes by laser beam treatment. Two kinds of Zr-based alloys with different alloying elements and microstructures were used: KNF-M (recrystallized) and HANA-6 (partial recrystallized). To form the ODS layer, $Y_2O_3$-coated tubes were scanned by a laser beam, which induced penetration of $Y_2O_3$ particles into the substrates. The thickness of the ODS layer varied from 20 to $55{\mu}m$ depending on the laser beam conditions. A heat affected zone developed below the ODS layer; its thickness was larger in the KNF-M alloy than in the HANA-6 alloy. The ring tensile strengths of the KNF-M and HANA-6 alloy samples increased more than two times and 20-50%, respectively. This procedure was effective to increase the strength while maintaining the ductility in the case of the HANA-6 alloy samples; however, an abrupt brittle facture was observed in the KNF-M alloy samples. It is considered that the initial microstructure of the materials affects the formation of ODS and the mechanical behavior.

• 한국안전학회지
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• 제37권4호
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• pp.129-138
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• 2022

A new method for injecting cooling water into the Korean research reactor (KRR) in the event of beam tube rupture is proposed in this paper. Moreover, the research evaluates the risk to the reactor core in terms of core damage frequency (CDF). The proposed method maintains the cooling water in the chimney at a certain level in the tank to prevent nuclear fuel damage solely by gravitational coolant feeding from the emergency water supply system (EWSS). This technique does not require sump recirculation operations described in the current procedure for resolving beam tube accidents. The reduction in the risk to the core in the event of beam tube rupture that can be achieved by the proposed change in the cooling water injection design is quantified as follows. 1) The total CDF of the KRR for the proposed design change is approximately 4.17E-06/yr, which is 8.4% lower than the CDF of the current design (4.55E-06/yr). 2) The CDF for beam tube rupture is 7.10E-08/yr, which represents an 84.1% decrease compared with that of the current design (4.49E-07/yr). In addition to this quantitative reduction in risk, the modified cooling water injection design maintains a supply of pure coolant to the EWSS tank. This means that the reactor does not require decontamination after an accident. Thermal hydraulic analysis proves that the water level in the reactor pool does not cause damage to the nuclear fuel cladding after beam tube rupture. This is because the amount of water in the chimney can be regulated by the EWSS function. The EWSS supplies emergency water to the reactor core to compensate for the evaporation of coolant in the core, thus allowing water to cover the fuel assemblies in the reactor core over a sufficient amount of time.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제17권1호
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• pp.18-27
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• 2021

This study aims to develop an improved evaluation technology for assessing CANDU-6 safety. For this purpose, the multiple steam generator tube rupture (mSGTR) followed by an unmitigated station blackout (SBO) in a CANDU-6 plant was selected as a hypothetical event scenario and the analysis model to evaluate the plant responses was envisioned into the MARS-KS input model. The model includes logic models for controlling the pressure and inventory of the primary heat transport system (PHTS) decreasing due to the u-tubes' rupture, as well as the main features of PHTS with a simplified model for the horizontal fuel channels, the secondary heat transport system including the shell side of steam generators, feedwater and main steam line, and moderator system. A steady state condition was successfully achieved to confirm the stable convergence of the key parameters. Until the turbine trip, the fuel channels were adequately cooled by forced circulation of coolant and supply of main feedwater. However, due to the continuous reduction of PHTS pressure and inventory, the reactor and turbine were shut down and the thermal-hydraulic behaviors between intact and broken loops got asymmetric. Furthermore, as the conditions of low-flow coolant and high void fraction in the broken loop persisted, leading to degradation of decay heat removal, it was evaluated that the peak cladding temperature (PCT) exceeded the limit criteria for ensuring nuclear fuel integrity. This study is expected to provide the technical bases to the accident management strategy for transient conditions with multiple events.

• 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.

• 자원리싸이클링
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• 제21권5호
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• pp.18-30
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• 2012

Zr은 고온에서의 높은 치수안정성, 내식성은 물론 낮은 중성자 흡수단면적을 지녀 원자력산업용 소재 중 1차 방사능 차폐재인 핵연료 피복관으로 사용되며 현재까지 다른 소재로 대체 불가능하다. 하지만 Hf을 정제한 Zr sponge 제조기술은 미국, 프랑스, 러시아만 가지고 있어 원자력의존도가 높은 한국에서는 국가전략물자로 분류 철저히 관리되고 있다. 국내 유통되는 Zr의 대부분은 원자력산업에 사용되어 지며 유통구조는 정제된 Zr합금을 국외로부터 수입하여 tube로 가공 후 핵연료집합체로 제조되고, 그 외 소량이 합금첨가원소 및 폭약재 등 고부가가치 일반산업에 사용된다. 본 논문에서는 Zr 제조기술에 대한 현재산업현황 및 정련기술을 살펴보고, 최근 연구되고 있는 Electrolytic reduction process와 Molten oxide electrolysis와 같은 신 제련기술에 대한 소개 및 Zr recycling의 전반적인 기술소개도 포함하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제11권1호
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• pp.55-61
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• 2013

본 논문에서는 염소화 반응을 통해 Zircaloy-4 (Zry-4) 피복관으로부터 Zr의 회수 연구를 수행하였다. 피복관의 Zr을 전부 $ZrCl_4$로 전환시키기 위해, Zry-4 피복관을 380도에서 70 cc/min $Cl_2$ + 70 cc/min Ar 기체를 이용하여 8시간 동안 반응시켰다. 피복관의 초기 무게는 51.7 g이었으나, 8 시간 반응 후에는 0.49 g만이 잔류물로 남아있는 것을 확인하였는데 이는 초기 무게의 0.95wt%에 해당하는 값이다. 반응 생성물의 무게는 121.7 g 이었으며, Zr의 순도는 99.80wt%였다. 주요 불순물로는 Fe (0.18wt%)와 Sn (0.02wt%)를 확인할 수 있었다. 실험 결과를 통해 확인한 Zr의 회수율은 96.95wt%였으며, 실험상 손실은 2.34wt%로 확인되었다. 반응 잔류물의 관찰을 통해 염소화 반응이 길이 방향으로 주로 일어나며, 표면의 산화층이 반응 잔류물로 남는다는 것을 확인할 수 있었다. 본 연구를 통해 확인된 Zr의 높은 순도와 회수율은 염소화 공정이 폐 피복관 처리 방법으로 매우 유망한 기술임을 의미한다고 볼 수 있다.

• 한국재료학회지
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• 제11권5호
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• pp.405-412
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• 2001

본 연구에서는 $360^{\circ}C$ 물 및 $360^{\circ}C$, 70ppm LiOH 수용액 분위기의 static autoclave를 이용하여 새롭게 개발한 Zr 신합금 (Zr-0.4Nb-0.8Sn-xFeCrMn, Zr-0.2Nb-1.1Sn-xFeCrMn, Zr-1.0Nb-xFeCu) 의 부식 특성을 평가하였다. 합금의 미세구조를 광학현미경과 TEM을 이용하여 관찰하였고, 부식시험 중에 생성된 산화막은 SEM과 XRD를 이용하여 단면 및 결정구조를 조사하였다. 부식시험 결과, 3종의 합금 모두 $360^{\circ}C$ 물 분위기보다 $360^{\circ}C$, 70ppm LiOH 수용액 분위기에서의 부식저항성이 감소하였으며 특히, High Nb 합금의 경우 급격한 가속 부식현상을 나타내었다. 합금원소 첨가량과 관련하여 Nb의 함량을 고용도 이내로 줄이고 Sn을 적절히 첨가한 조성의 합금이 Sn을 첨가하지 않고 고용도 이상의 Nb을 가진 합금보다 우수한 부식저항성을 나타내었다. 또한 최종열처리가 부식에 미치는 영향의 경우에, 완전재결정 조직의 합금이 부분재결정 조직을 가진 합금보다 부식저항성이 감소되었는데 이는 기지조직에서 석출하늘 제 2상의 크기 및 분포에 의한 영향으로 사료된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제21권2호
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• pp.89-98
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• 1989

지르칼로이 -4 피복관에 대해서 3가지 변형 속도로(1.2$\times$10E-7/s, 2.0$\times$10E-6/s, 3.2$\times$10E -5/s), 553-873K의 온도 구간에서 구리 맨드렐 팽창 시험법을 공기와 진공(5$\times$10E-5 torr) 분위기에서 수행했고, 변형 속도의 변화는 시편의 가열 속도를 조절함으로써 얻을 수 있었다. 각각의 변형 속도에서 항복 응력 피크와 변형 속도 감도 최저값 그리고 활성화 부피 극대값이 나타나는 이유는 동적변형시효 현상 때문이라고 설명된다. 항복 응력 피크가 나타나는 온도와 변형속도로부터 얻어진 동적변형시효의 활성화 에너지는 196(KJ/mol)이었고 이 값은 $\alpha$-지르코니움과 지르칼로이-2에서 활성화 에너지(207-220 KJ/mol)값과 잘 일치한다. 그러므로 573-673K의 온도 구간에서 나타나는 동적변형시효 현상은 산소원자 때문이라고 생각된다. 산화에 의한 항복 응력의 증가는 공기중 실험과 진공 실험으로 얻어진 항복 응력값을 비교함으로서 얻었고, 그것은 항복 응력의 증가 분율로 표시했다. 결과는 변형속도가 느릴 수록 증가 분율은 더욱 더 커짐을 알 수 있었다. 그리고 산소 침투량과 항복 응력 증가 사이의 관계가 직선적이라는 가정하에 공기와 수중에서의 산화 속도를 비교하여 수중에서의 항복 응력 값을 계산해 보았다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제7권2호
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• pp.113-119
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• 2006

중수로형 핵연료 제조공정 중 연료봉 피복관에 간격체와 지지체 등의 부착물이 브레이징으로 접합된다. 본 연구에서는 베릴륨을 물리 증착법(PVD)으로 접합될 부착물의 표면에 증착한 것과 비정질 용가재[$Zr_{1-x}Be_{x}(0.3{\le}x{\le}0.5)$]를 사용하여 브레이징된 접합부의 미세조직과 경도 등의 특성을 비교하고 브레이징 온도가 접합부에 미치는 영향 조사하였다. 비정질 용가재에 의한 접합층의 두께는 PVD-Be의 경우와 비교하여 더 얇았고, Be 함량이 감소할수록 접합층의 두께는 감소하였으며 모재의 침식은 거의 없었다. PVD-Be의 경우 공정 반응, 액상 출현, 모세관 현상과 확산으로 브레이징 되나 비정질 합금은 용가재 만이 용융되어 액상 접합되는 것으로 사료된다. PVD-Be 접합부의 미세조직은 계면에서 수지상이 형성되어 내부로 성장하나, 비정질 합금에 의한 접합부는 석출된 제2상들이 구상으로 구성되며 브레이징 온도가 증가할수록 구상은 더욱 커졌다. 비정질 합금 접합부의 경도는 Be 함량이 감소할수록 경도는 증가하였다. 본 연구에 사용된 비정질 합금 중 $Zr_{0.7}Be_{0.3}$ 합금은 접합부에서 Be의 모재로의 확산이 적어 부드러운 계면과 모재의 침식이 없었고 높은 경도 때문에 핵연료 피복재 접합에 가장 적합한 용가재로 사료된다.