• 한국재료학회지
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• 제9권12호
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• pp.1240-1244
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• 1999

고속중성자가 조사된 재료내에 생성된 결함이 자기적 특성에 미치는 영향을 평가하기 위해서, 대기압, $70^{\circ}C$에서 고속 중성자(조사량 : $10^0-10^{18}n/cm^2$, E>1 MeV)가 조사된 원자로 용기강재의 자기적 성질(최대 자기유도, 보자력, 잔류자기, Barkhausen noise amplitude (BNA), Barkhausen noise energy (BNE)) 및 경도를 측정하였다. $10^{17}n/cm^2$ 이하의 고속 중성자 조사에서 자기적 특성 및 경도의 변화는 없는 것으로 나타났으나, $10^{17}n/cm^2$ 이상 조사에서는 최대 자기유도, 보자력, 잔류자기, BNA, BNE는 감소하고, 경도는 증가하는 것으로 나타났다. 따라서 경도 증가에 따라 자기적 특성은 감소하는 것을 알 수 있었으며, 측정된 요소들이 전부 $10^{17}n/cm^2$ 이상에서 변화를 보이고 있어 실험결과는 일관성이 있어, 이 방법을 이용하여 중성자 조사취화를 비파괴적으로 평가할 수 있음을 알 수 있었다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제28권3호
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• pp.283-291
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• 2015

본 논문에서는 원통형 쉘에 부착된 노즐의 구조 건전성평가를 수행하고 그 결과를 비교하기 위해 2차원(2D)과 3차원(3D) 해석이 수행되었다. 현재 원자력 발전소에서 사용되는 3개의 노즐을 구조 건전성평가를 위해 선정하였고, 각각 노즐은 내부압력, 온도변화 및 외부하중을 받는다. 내부압력에 대한 2D 해석은 1.5이상의 계수 값을 이용하거나 응력집중 계수를 적용하여야 하고, 온도변화에 대한 2D와 3D 해석결과는 피복재의 유무와 상관없이 서로 거의 비슷하며, 외부하중에 대한 WRC Bulletin 297에 의한 해석결과는 3D 해석결과보다 더 보수적임을 확인할 수 있었다.

• 한국전산유체공학회지
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• 제10권3호
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• pp.9-18
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• 2005

During a hypothetical severe accident in a nuclear power plant (NPP), hydrogen is generated by the active reaction of fuel-cladding and steam in the reactor pressure vessel and released with steam into the containment. In order to mitigate hydrogen hazards possibly occurred in the NPP containment, hydrogen mitigation system (HMS) is usually adopted. The design of the next generation NPP (APR1400) designed in Korea specifies 26 passive autocatalytic recombiners and 10 igniters installed in the containment for the hydrogen mitigation. in this study, the analysis of the hydrogen and steam behavior during a total lose of feed water (TLOFW) accident in the APR1400 containment has been conducted by using the CFD code GASFLOW. During the accident, a huge amount of hot water, steam, and hydrogen is released in the in-containment refueling water storage tank (IRWST). The current design of the APR1400 includes flap-type dampers at the IRWST vents which are operated depending on the pressure difference between inside and outside of the IRWST. it was found that the flaps strongly affects the flow structure of the steam and hydrogen in the containment. The possibilities of a flame acceleration and transition from deflagration to detonation (DDT) were evaluated by using Sigma-Lambda criteria. Numerical results indicate the DDT possibility could be heavily reduced in the IRWST compartment when the flaps are installed.

• 한국분말재료학회지
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• 제23권5호
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• pp.384-390
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• 2016

Tri-isotropic (TRISO) coatings on zirconia surrogate beads are deposited using a fluidized-bed vapor deposition (FB-CVD) method. The silicon carbide layer is particularly important among the coated layers because it acts as a miniature pressure vessel and a diffusion barrier to gaseous and metallic fission products in the TRISO-coated particles. In this study, we obtain a nearly stoichiometric composition in the SiC layer coated at $1400^{\circ}C$, $1500^{\circ}C$, and $1400^{\circ}C$ with 20 vol.% methyltrichlorosilane (MTS), However, the composition of the SiC layer coated at $1300-1350^{\circ}C$ shows a difference from the stoichiometric ratio (1:1). The density decreases remarkably with decreasing SiC deposition temperature because of the nanosized pores. The high density of the SiC layer (${\geq}3.19g/cm^2$) easily obtained at $1500^{\circ}C$ and $1400^{\circ}C$ with 20 vol.% MTS did not change at an annealing temperature of $1900^{\circ}C$, simulating the reactor operating temperature. The evaluation of the mechanical properties is limited because of the inaccurate values of hardness and Young's modulus measured by the nano-indentation method.

• 비파괴검사학회지
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• 제30권5호
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• pp.451-457
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• 2010

본 연구에서는 합금강의 미세조직 특성인 결정립과 석출물이 초음파 비선형성에 미치는 영향을 실험적으로 연구하였다. 원자로 압력용기 재료인 SA508 Gr.3 저합금강을 오스테나이징과 템퍼링 조건을 변화시켜 모상의 오스테나이트 결정립 크기와 석출물 크기를 제어하였다. 결정립과 석출물 모두 크기가 조대해 짐에 따라 초음파 비선형 파라미터는 낮아지는 경향을 보이므로 초음파 비선형성이 결정립과 석출물과 밀접한 상관성이 있음을 알 수 있었다. 모상의 오스테나이트 결정립이 성장하더라도 패킷과 래스 하부업계의 영향으로 초음파 비선형 파라미터는 큰 변화를 보이지 않았다. 석출물의 영향으로 석출물의 크기 외에 정합변형을 일으키는 $Mo_2C$의 감소로 인해 초음파 비선형 파라미터가 큰 감소를 나타내었다. 본 연구결과 초음파 비선형성을 측정하므로써 결정립과 석출물의 미세조직 특성을 평가하는 것이 가능하다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제6권2호
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• pp.34-41
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• 2010

This work is concerned with the analysis of stress corrosion cracking(SCC) behavior of Alloy 600 nozzle penetration mock-up according to a residual stress induced by a dissimilar metal welding(DMW) in a nuclear reactor pressure vessel. The effects of the dimension and materials of the nozzle penetration on the deformation and the residual stress induced by DMW were investigated using a finite element analysis(FEA). The inner diameter(ID) change of the nozzle by DMW and its dependance on the design variables, calculated by FEA, were well consistent with those measured from the mock-up. Accelerated SCC tests were performed for three mock-ups with different wall thicknesses in a highly acidic solution to investigate mainly the effect of the residual stress on the SCC behavior of Alloy 600 nozzle. From a destructive examination of the mock-up after the tests, the SCC behavior of the nozzle was fairly related with the residual stress induced by DMW : axial cracks were found in the ID surface of the nozzle within the J-weld region where the highest tensile hoop stress was predicted by FEA, while circumferential cracks were observed beyond both J-weld root and toe where the highest tensile axial stress was expected.

• 대한방사선기술학회지:방사선기술과학
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• 제26권3호
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• pp.51-57
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• 2003

자체 개발한 수소화금속을 이용하여 고속 중성자 방사선을 효율적으로 차폐할 수 있다면 방사선 안전신기술 개발과 확립에 큰 기여를 할 것으로 생각되어 본 연구를 시행하였다. 여러 수소화 안정 금속들을 대상으로 핵적 특성, 단위 부피당 수소원자함유 수 등의 예비평가를 통하여 수소화금속($ZrH_2,\;TiH_2$) 등과 낮은 중성자 흡수 단면적과 높은 에너지 감쇄능력을 고려하여 중수소화 금속($ZrD_2,\;TiD_2$) 등을 추가하여 개발하였다. MCNP 코드를 이용하여 각각의 흡수율과 에너지 감소율을 평가하였다. 전산 모사 계산과 실험과의 비교평가를 위해 실험과 동일한 조건의 모사를 수행하였는데, 즉 중성자 선원은 Cf-252(10 mCi)을 사용하였으며 각 수소화금속의 0, 1, 3, 5 cm 두께를 통과한 중성자속의 강도와 에너지별 분포변화를 계산하였다. 코드 계산을 통해 평가된 $TiH_2/TiD_2,\;ZrH_2,/ZrD_2$ 등의 수소화금속에 대한 중성자 감소율은 각 수소화금속 두께의 증가에 따라 중성자 감소율이 지수적으로 증가함을 보였다. 또한 이 때 중수소 함유 금속, $ZrD_2$과 $TiD_2$는 중성자 흡수에 있어 $ZrH_2$와 $TiH_2$의 각각 보다 적게 나타냈다. 본 연구를 통하여 개발된 수소화금속의 중성자 방사선 차폐에 관한 결과는 과학 기술적으로 많은 인용과 아울러 학술적 연구뿐만 아니라 실제 실용화를 위한 연구의 기초자료로 충분한 활용이 있을 것으로 기대한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제22권4호
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• pp.337-350
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• 1990

약 28$0^{\circ}C$에서 4.84$\times$$10^{18}$ n/$\textrm{cm}^2$의 중성자 조사를 받은 원자로 압력용기강 A533B Cl.1 기 지 금속(base metal)을 열처리한 후, 미세경도 측정과 양전자 소멸법을 사용해서 조사경화회복기구에 관한 더 정확한 연구를 하였다. 등시소둔 실험에 의해 2가지 회복과정이 존재한다는 것을 알 수 있었다. 첫번째 회복과정은 280-35$0^{\circ}C$ 사이에서 일어나며 양전자 소멸법에 의한 몇가지 파라메타 즉, 양전자 수명, 양전자 소멸밀도(I)와 Ip, Iw, R파라메타 값들에 의하면 이 회복과정에서 공공응집(agglomeration of vacancies)과 단위공공의 소멸(annihilation of monovacancies)이 일어나는 것으로 해석되었다. 또한 두번째 회복과정은 405$^{\circ}C$ 이상의 고온에서 발생하며, 양전자소멸 파라메타들은 공공형 결함 주위에 부착되었던 탄소원자의 용해, 석출물의 용해 그리고 단위공공의 소멸이 이 회복과정에서 일어나는 것으로 해석되었다. 그러고 두 회복과정의 중간 온도 영역인 305-405$^{\circ}C$에서는 탄소가 부착된 공공결집체 (vacancy clusters)의 형성과 석출물의 형성에 의한 소둔중경화(radiation anneal hardening)가 일어나는 것으로 해석되었다. Meechan-Brinkman 방법을 이용하여 활성화 에너지와 반응차수 및 그외 회복특성을 구하였다. 첫번째 회복과정의 활성화 에너지는 1.76eV로, 두번째 회복과정의 값은 2.00eV로 결정되었다. 이 값들은 다른 연구결과에 비해 낮은 편인데 이 차이는 이 연구에서 사용된 압력용기강의 낮은 탄소양에 의한 것으로 생각된다. 또한 첫번째 회복과정의 반응차수는 1.78로 두번째 회복과정의 반응차수는 1.67로 결정되었다. 회복과정에서의 반응차수가 정수가 아닌 것은 한 회복과정에 1차나 2차의 반응차수를 가진 몇 가지 기구들이 복합되어 있기 때문인 것으로 생각된다. 이것은 양전자 소멸의 몇 가지 파라메타에 의한 결과를 뒷받침한다.