• 방사성폐기물학회지
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• 제11권1호
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• pp.31-39
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• 2013

핵연료는 원자로 운전 중 예기치 못한 상황에서 연료 결함을 초래할 수 있다. 핵연료 결함은 연료봉의 수소화나 이물질에 의한 금속 마모, 그리고 펠렛과 피복관의 상호작용에 의해 피복관이 손상된다. 이렇게 손상된 핵연료의 결함원인을 규명하는 것은 원자력발전의 안전운전에 중요하다고 사료된다. 핵연료가 손상되면 원자로 냉각재가 오염되어 원자로 출력을 낮추거나, 발전소를 정지할 수도 있다. 모든 사용후연료는 건식저장고로 이동 보관되어야 하나, 결함연료는 이동할 수 없으므로 이 연구의 목적은 중수로형 원자로에서 연료가 인출된 후 사용후연료 저장조에서 보관된 연료에 대하여 결함 여부를 판단할 수 있는 기술을 개발하고자 하였다. 이 연구를 통하여 핵종 누설 검출 기술을 이용한 사용후연료 검사기술을 개발하였으며, 이 기술을 월성발전소에 적용함으로써, 검사기술 및 검사시스템에 대한 성능을 입증하였다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제40권5호
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• pp.329-337
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• 2016

연료집합체의 지지격자에 설치된 혼합날개는 난류 강화 기구로서 부수로 내부에서 선회류 또는 연료봉 간극사이에서 횡류를 발생시켜 대류열전달을 증진시키는 역할을 한다. 따라서 혼합날개의 기하학적인 형상 및 배열 형태는 혼합날개의 성능을 결정하는 중요한 인자이다. 본 연구에서는 OECD/NEA의 벤치마크 계산에서 활용된 분할 형태의 혼합날개가 장착된 $5{\times}5$ 연료집합체 내부에서의 유동분포 특성을 파악하기 위해 상용 전산유체역학 소프트웨어인 ANSYS CFX R.14를 사용하여 계산을 수행하였고, 계산결과를 MATiS-H 시험장치의 측정값과 비교하였다. 또한 분할 형태의 혼합날개 형상이 연료집합체 내부유동 형태에 미치는 영향에 대해 설명하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권2호
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• pp.149-156
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• 2016

저장조에 위치한 사용후핵연료는 가혹한 원자로 조건에 의해 구조적 건전성이 와해되므로 외력에 취약하다. 따라서 운반 및 취급 중 사고 상황이 고려되어야 한다. 극단적인 경우, 핵연료 취급 중 사고로 인해 핵연료 저장조에서 핵연료집합체 낙하가 발생할 수 있다. 이러한 사고 상황 하에서 연료봉 파손 등을 평가하기 위해서 수조에 충돌할 때 발생하는 충돌력을 분석할 필요가 있다. 이는 핵연료가 수조 바닥에 충돌할 때의 속도를 입력으로 하여 평가될 수 있다. 연료봉이 핵연료 중량 및 부피의 대부분을 차지하고 있으므로, 연료봉 다발은 수중 항력을 예측하는데 중요한 역할을 한다고 볼 수 있다. 본 연구에서는 $3{\times}3$ 의 짧은 연료봉 다발을 모델로 사용하여 수중에서 낙하할 때 받는 수력을 계산하였고, 이를 전산모사와의 비교를 통하여 검증하였다. 본 방법론을 사용후핵연료 건전성 평가에 적용할 수 있을 것으로 기대된다.

• 수산해양교육연구
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• 제26권2호
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• pp.245-256
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• 2014

잉어, Cyprinus carpio와 동자개, Pseudobagrus fulvidraco의 상악 하악 수염을 조직학적으로 조사하였다. 동자개의 수염은 연골성 증축(axial rod of cartilage), 신경섬유다발(bundle of nerve fiber), 표피(epidermis), 평활근 층(smooth muscle layer) 및 미뢰(taste bud)로 구성되었으며, 잉어의 수염은 표피, 신경섬유다발, 혈관(blood vessel) 및 미뢰로 구성되었다. 수염 길이에서 잉어는 상악 바깥쪽 수염(second maxillary barbel)이 상악 안쪽 수염(first maxillary barbel) 보다 길게 나타났으며, 동자개는 하악 안쪽(inner mandibular barbel), 상악 위쪽(upper maxillary barbel), 하악 바깥쪽(outer mandibular barbel), 상악 아래쪽(lower maxillary barbel) 순으로 길게 나타났다(P<0.05). 미뢰의 수를 고려하였을 때, 동자개와 잉어간의 미각에 대한 유의적 차이가 없었다(P>0.05). 아울러, 두 어종의 모든 수염에서 수염 상부의 미뢰 수가 하부의 미뢰 수 보다 높게 나타났다(P<0.05). 본 연구 결과, 동자개의 수염은 딱딱하며 굴절성인 수염(flexible and stiff type)이었으며 잉어의 수염은 연하고 유연한 수염(tender and yielding type)으로 파악되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.284-289
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• 1996

The predictions of the COBRA-IV-I code with the modified turbulent mixing and void drift models have been compared with the diabatic two-phase flow data on equilibrium quality. The turbulent mixing model based on an equal mass exchange of the existing COBRA-IV-I code has been modified to that based on an equal volume exchange between adjacent subchannels, and a void drift model has been newly incorporated in the code. To evaluate the performance of the equal volume exchange turbulent mixing model and the effects of the void drift model, the diabatic steam-water two-phase flow data obtained for the 9-rod bundle test under the typical operating conditions of the boiling water reactor(BWR) conducted by the General Electric (GE) were analyzed by the modified COBRA-IV-I code. The analysis indicates that the equal volume exchange turbulent mixing model with void drift predicts the observed two-phase flow data trends better than the equal mass exchange model, and to predict the correct data trends a more physically based void drift model need to be developed.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2000년도 하계학술대회 논문집 A
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• pp.131-133
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• 2000

Single phase simulations were carried out in order to determine a solutive conductor to the aeolian noise which will be locally applied to 765 kV transmission lines Basic solutive conductors have already been proposed including conductors equipped with spiral rod. low noise conductor of a special shape and others. A low aeolian noise conductor, however, should have excellent corona characteristics in addition to aeolian noise reduction function. In this paper, we compared the performances of the audible noises and radio interferences of 6 candidate conductor bundles by using corona cage. We also developed two programs to need for evaluating environmental effects of each conductor bundle. Those are a program to calculate the conductor surface gradient of various special bundles and a conversion program of single phase data to the model of transmission line. The future determination on the final low aeolian noise conductor will be made through a long-term test to verify environmental impacts at the full-scale Kochang 765 kV test line.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권3호
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• pp.389-400
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• 1994

FLECHT SEASET 실험 데이터를 사용하여 대형 냉각재 상실 사고시 재관수 첨두 피복재 온도에 대한 RELAP5 /MOD3/KAERI의 예측능력을 평가하였으며, 관련 불확실성을 통계적으로 정량화 하였다. 중력구동 재관수 실험및 광범위한 재관수율, 시스템 압력, 초기 피복재 온도, 연료봉 출력을 포괄하는 강제구동 재관수 실험들로 구성된 18개의 실험이 평가에 사용되었다. 평가 결과 재관수 첨두 피복재 온도에 대해 평균 7.56 K 낮게 예측하였으며 이를 포함한 관련 불확실성의 상한은 95% 신뢰도 수준에서 약 99 K로 정량화 되었다.

• 한국연초학회지
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• 제36권1호
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• pp.1-11
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• 2014

Cigarette filters containing Brassica Rapa L. seeds of the dark brown and round shaped were evaluated to determine the effect of seed addition on filter degradability. The seeds with germination capability under the tar/nicotine condition in the preliminary test, were put into the active carbon part of the filter(12mm) during filter rod making by the kit. The $4{\pm}2$ pieces of the seeds were put into the opened fiber bundle of the filter tow. In order to test the germination rate of the seeds, seed filters were placed either in a petri dish or test-pot in a conditioned area ($25^{\circ}C$, 70 % RH). The seed filters were placed outdoors exposed to natural conditions with the periodic water supply. The seeds in the smoked filters showed 90 % germination rate after a month under the open air condition. No significant differences in the sensory evaluation and analysis were obtained when the control sample was compared to the same cigarettes with the seeds.

• 설비공학논문집
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• 제23권2호
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• pp.132-138
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• 2011

In the present article, we investigate numerically turbulent flow of air through compound rectangular channels. Large eddy simulation(LES) is employed for unsteady turbulence modeling. LES gives better predictions for the axial mean velocity distribution than those of other turbulent models. Strong large-scale quasi-periodic flow oscillations are observed in most of the geometries investigated. Such large-scale flow oscillations in compound rectangular channels are similar to the quasi-periodic flow pulsation through the gaps between fuel rod bundle in nuclear reactor. It exists in any longitudinal connecting gap between two flow channels. The frequency of this flow oscillation is determined by the geometry of the gap. The large scale cross motions through the rectangular compound channels induce significant heat transfer enhancement of the compound channel flow.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제37권1호
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• pp.79-90
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• 2005

In this paper are reviewed the current status of nuclear fuel management and reactor operational aid tools. In addition, we indicate deficiencies in current capabilities and what future research is judged warranted. For the nuclear fuel management review the focus is on light water reactors and the utilization of stochastic optimization methods applied to the lattice, fuel bundle, core loading pattern, and for BWRs the control rod pattern/core flow design decision making problems. Significant progress in addressing separately each of these design problems on a single cycle basis is noted; however, the outstanding challenge of addressing the integrated design problem over multiple cycles under conditions of uncertainty remains to be addressed. For the reactor operational aid tools review the focus is on core simulators, used to both process core instrumentation signals and as an operator aid to predict future core behaviors under various operational strategies. After briefly reviewing the current status of capabilities, a more in depth review of adaptive core simulation capabilities, where core simulator input data are adjusted within their known uncertainties to improved agreement between prediction and measurement, is presented. This is done in support of the belief that further development of adaptive core simulation capabilities is required to further significantly advance the utility of core simulators in support of reactor operational aid tools.