• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권1호
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• pp.1-12
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• 2019

One of proposed Accident Tolerant Fuel (ATF) concept is fully ceramic micro-encapsulated fuel (FCMF). FCMF using uranium mononitride (UN) has better safety aspects than $UO_2$ pellet fuel although it might not have a better neutronic performance due to the presence of matrix and high neutron-induced interaction of $^{14}N$. Before implementing UN-FCMF technology in Small-PWR, further research must be taken place to make sure the proposed design of fuel assembly has inherent safety features and maintain the fuel performance. This study focusses on the neutronic analysis of UN-FCMF based fuel assembly using Serpent and SCALE codes. It is shown in the proposed fuel assembly design has inherent safety features with respect to the fuel temperature reactivity coefficient, void reactivity coefficient, and moderator temperature reactivity coefficient. It is noted that the use of FCMF leads to a lower ratio of burnup to $^{235}U$ enrichment ratio compared to the $UO_2/Zr$ fuel.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2007년도 춘계학술대회B
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• pp.2488-2493
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• 2007

A gap conductance is very important factor which can affect nuclear fuel temperature. Especially, in case of an annular fuel, a gap conductance effect can lead an unexpected heat split phenomena which is caused by a large difference of an inner and outer gap conductance. The gap conductance mechanism is very complicated behavior due to the its strong dependency on microscopic factors such as a contact surface roughness, local contact pressure and local temperature. In this paper, for the decision of test temperature and pressure range, a procedure and calculation results of in-reactor fuel temperature and pressure analysis are summarized which can be applied to test equipment design and determination of test matrix. Based upon analysis results, it is concluded that the minimum and maximum test temperature are $300^{\circ}C$ and $530^{\circ}C$ respectively, and the maximum pellet/cladding interfacial contact pressure should be observed up to 45MPa.

• 청정기술
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• 제24권4호
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• pp.323-331
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• 2018

실험실 규모 기포 유동층 반응기를 이용한 하수 슬러지와 석탄 및 우드 펠렛의 혼소 실험 및 회분 분석을 통한 슬래깅 성향을 살펴보았다. 연료는 일반 건조 및 수열탄화를 통해 제작된 하수 슬러지와 아역청탄, 우드 펠렛이 적용되었다. 연소 실험은 당량비 및 산화제 유량, 초기 온도를 고정하고 2종의 하수 슬러지 연료와 석탄 또는 우드 펠렛을 발열량 기준 50 : 50 비율로 혼합한 총 4개의 조건에 대해 반응기 온도 및 배가스 조성을 측정하였다. 배가스 중 $NO_x$는 모든 조건에서 대부분 NO의 형태로 400 ~ 600 ppm 범위에서 측정되었다. $SO_2$는 원료 내 황 함량을 고려하면 하수 슬러지의 투입량이 큰 영향을 미쳤을 것으로 예상되는 가운데 수열탄화 연료가 일반 건조 연료에 비해 다소 낮은 경향을 보였다. 비산 회분 조성 분석 결과 하수 슬러지 연료가 슬래깅/파울링 가능성을 높일 것으로 생각되며, 수열탄화 연료가 일반 건조 연료에 비해 상대적으로 양호한 결과를 보일 것으로 예상되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권6호
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• pp.2206-2214
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• 2023

The existing wet reconversion processes for the recovery of scraps generated in manufacturing of nuclear fuel are complex and require several unit operation steps. In this study, it is attempted to simplify the recovery process of high-quality fuel-grade UO₂ powder. A novel wet reconversion process for uranyl nitrate hexahydrate solution is suggested by using a newly developed pulsed fluidized bed reactor, and the resultant chemical characteristics are evaluated for the intermediate ammonium uranate hydrate product and subsequently converted UO₂ powder, as well as the compliance with nuclear fuel specifications and advantages over existing wet processes. The UO₂ powder obtained by the suggested process improved fuel pellet properties compared to those derived from the existing wet conversion processes. Powder performance tests revealed that the produced UO₂ powder satisfies all specifications required for fuel pellets, including the sintered density, increase in re-sintered density, and grain size. Therefore, the processes described herein can aid realizing a simplified manufacturing process for nuclear-grade UO₂ powders that can be used for nuclear power generation.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 추계학술발표회 발표논문집
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• pp.1035-1036
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• 2004

• 한국분말야금학회:학술대회논문집
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• 한국분말야금학회 2004년도 춘계학술강연 및 발표대회 강연 및 발표논문 초록집
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• pp.61-62
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• 2004

• 한국분말야금학회:학술대회논문집
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• 한국분말야금학회 2005년도 추계학술강연 및 발표대회강연 및 발표논문 초록집
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• pp.25-26
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• 2005

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 요약집 춘계학술발표대회
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• pp.308.2-308.2
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• 2004

• 융합신호처리학회논문지
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• 제15권1호
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• pp.15-22
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• 2014

본 논문에서는 '저탄소 녹색성장'의 세계적 추세에 따라 탄소 중립적 에너지원인 우드펠릿(wood pellet)을 사용하는 난방보일러 제어시스템 구현을 제시한다. 본 시스템은 공중전화망 및 이동통신망을 통해 원격으로도 제어 가능한 홈 네트워크 기반의 제어 및 관리시스템 구현도 포함한다. 구현된 시스템은 온도조절기능, 연료공급기능, 점화기능, 화력조절기능, 그을음제거기능 등을 수행하는 보일러 주제어부와 주제어부와의 RS-485 통신링크를 통해 각 방의 개별 온도를 제어 할 수 있는 온도조절기 모듈 및 보일러의 원격제어 및 모니터링이 가능한 공중전화망 및 이동통신망 인터페이스 부분으로 구성된다. 구현된 시스템은 기본동작시험과 원격제어시험을 통해 난방면적 $172m^2$에서 열효율 93.6%, 난방출력 20,640kcal/hr, 연료소모량 5.54kg/hr 으로 나타났다. 이러한 성능지표는 기존 개발된 펠릿보일러에 비해서 우수한 결과로써 기존 보일러에서는 적용하지 않았던 3단계의 점화과정과 그을음제거 기능과 함께 $C_dS$ 센서를 통한 불꽃감지기능 및 셔터개폐의 미세 조정을 통한 화력조절기능을 새롭게 적용한 결과이다.

• 자원리싸이클링
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• 제11권4호
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• pp.3-10
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• 2002

핵연료 원료인 $UO_2$ 분말을 사용해 원자로에서 연소된 사용후 핵연료 소결체를 모의 제조하여 1회 산화ㆍ환원처리하여 분말로 만든 후, 건ㆍ습식 attrition 분쇄에 따른 분말의 특성 및 소결성을 조사하였다. 분쇄에 의한 분말의 평균입자크기는 건식분쇄의 경우에는 1 $mu extrm{m}$ 이하인 미분말이 쉽게 생성되었으나, 습식분쇄에서는 그 이상의 분말만이 생성되었다. 그리고 분쇄분말의 비표면적은 건식분쇄한 경우가 습식분쇄한 경우 보다 높았다. 분말의 미세구조는 건식분쇄에 의해서는 느슨한 응집체가 형성되었으며, 습식분쇄 분말은 압분성이 낮은 불규칙적이고 각진 입자형태를 나타내었다. 건식분쇄에 의해서 압분체 밀도는 크게 증가하며 소결체 요구 조건을 만족하는 이론밀도의 95%이상이 되고 평균 결정립 크기가 8 $\mu\textrm{m}$이상인 소결체를 얻을 수 있었다.