The nonlinear dynamic analyses were performed by newly developing an appropriate impact modelling for the evaluation of the CANFLEX fuel bundle structural integrity during the refuelling period. The initial load under the refuelling condition is considered as initial velocity at impact incident, and the impact of one bundle contacted another bundle for at short time is studied by performing several dynamic analysis method. The impact analysis shows to predict an appropriate velocity and acceleration profile according to load time history for two bundles impact.

Recently several PWR Nuclear Plant experienced fuel rod fretting wear failures due to Flow Induced Vibration. When such multi-span supported fuel assembly has vibration excitation, it is important to know how fretting wears are progress and when the fuel rods are start to failure. In this study, we estimate the amount of wear depth using Archard theory when the fuel rod starts to relative motion against spacer grid dimples.

공학보 이론과 strain energy에 기초한 Castiliano의 제2정리를 이용하여 두께감소 holddown spring(HDS) 집합체의 탄성강성도를 해석적으로 구할 수 있는 방법을 제시하였고 아울러 보의 굽힘 모우멘트. 전단력, 축력등에의한 모든 strain energy를 고려하여 탄성강성도 식을 유도하였다. KOFA형 HDS과 동일한 칫수 설계 공간을 갖도록 고안된 너비감소 HDS에 대해서 유도한 식으로부터 탄성강성도를 계산하고 분석하였다. 너비감소 HDS의 탄성강성도는 KOFA HDS의 탄성강성도 보다 약32-33%이상 높았으며 전단력과 축력이 탄성강성도에 미치는 영향은 약 0.15-0.21%정도였다.

영광 3,4호기용 원전연료에 사용되는 구조용 부품들 중에서 coil형 Holddown spring을 포함한 Upper end fitting assembly, Lower end fitting 등을 국내에서 제조할 수 있는 제조공정이 대우 정밀(주)에서 개발되었다. 이 공정에서 제조한 시제품들에 대하여 기계/구조적인 설계 관점에서 요구되는 제 조건들의 만족 여부를 구조강도 및 특성시험을 통하여 검증하였다. 검증시험 결과 주조제품인 Holddown plate 및 Lower end fitting은 주조물에서 요구되는 제기준과 기계/구조적인 설계 관건에서의 구조적 강도요건을 만족하고 있었고 coil형 Holddown spring의 특성이 설계 요구범위내에 있음이 확인됨으로서 향후 생산될 원전연료에는 금번에 개발된 공정으로 제조될 부품들이 사용필 수 있으리라 전망된다.

핵비확산 목적으로 원심분무방법으로 저농축 우라늄 고밀도의 U$_3$Si$_2$구형분말 분산핵연료를 개발하는 일환으로 융점이 높은 U$_3$Si$_2$원심분무용 도가니와 nozzle에 적합한 재료를 선정하고자 zirconia계 물질과 yttria물질에 대한 양립성을 시험하였다. ZrO$_2$계 세라믹은 U$_3$Si$_2$와 우수한 양립성을 나타냈는데 부분 안정화시킨 Zirconia가 Crack 발생이 없어 완전 안정화시킨 것보다 내열충격이 더 양호한 것으로 보인다. Zirconia 도가니는 흑연과 반응하여 표면에 carbide를 형성하여 박리 되는 현상이 발생되었는데 부분 안정화 zirconia가 약간 더 많이 형성됨을 나타냈다. Yttria는 180$0^{\circ}C$이상에서 흑연과 반응하여 액상으로 형성되고 U$_3$Si$_2$와도 반응하여 사용에 부적합한 것으로 판명되었다. 내열충격이 비교적 우수한 부분 안정화 zirconia로 tundish를 제조하여 U$_3$Si$_2$를 원심분무한 결과 nozzle확장되지 않아서 입도분포가 협소한 분말을 얻는데 성공하였다.

본 연구는 MDD(modified direct denitration)공정의 주 우라늄염인 암노늄 우라닐 나이트레이트의 화학특성을 밝히고 이들 화합물의 열분해 및 환원반응의 반응기구에 대하여 조사되었다. 암모늄 우라닐 나이트레이트는 제조 조건에 따라 N $H_4$$UO_2$N $O_3$와 (N $H_4$)$_2$$UO_2$(N $O_3$)$_4$.2$H_2O$의 두가지 형태의 복염으로 존재함이 화학 및 원소분석, X산 회절 분석, 그리고 적외선 분광분석에 의하여 확인되었다. 암모늄 우라닐 나이트레이트는 질소분위기에서 N $H_4$$UO_2$(N $O_3$)$_3$$\longrightarrow$ Amorphous $UO_3$$\longrightarrow$ a-$UO_3$$\longrightarrow$ U$_3$ $O_{8}$$\longrightarrow$ $\alpha$-U$_3$ $O_{8}$의 경로를 따라서 열분해 되며, 수소분위기에서는 N $H_4$$UO_2$(N $O_3$)$_3$$\longrightarrow$ $UO_3$$\longrightarrow$ U$_3$ $O_{8}$$\longrightarrow$ U$_4$ $O_{9}$ $\longrightarrow$ $UO_2$의 경로로 환원되었다.

본 연구에서는 반응성 마그네트론 스퍼터 이온플래이팅법에 의해 Co계 합금인 stellite 6B 기판 위에 증착된 TiN 박막의 증착특성을 조사하였다. 증착된 박막의 증착속도는 기판에 인가된 bias 가 증가함에 따라 박막의 치밀화와 resputtering으로 인해 감소하였으며 박막의 형상은 bias가 인가되지 않은 상태에서의 open columnar 구조에서 bias가 인가된 경우 columnar 구조가 사라진 매끈하고 치밀한 구조로 변화하였다. 기판 bias가 인가된 경우 N/Ti 조성비는 거의 stoichiometry를 만족하였으며 증착된 박막의 우선성장 방위는 $N_2$의 양이 감소할 수록 (200)에서 (111)로, bias 증가에 따라서는 (200)에서 (111)을 거쳐 (220)으로 변화하였다. 박막의 경도는 박막이 압축응력을 나타낼수록 증가하였으며, bias가 인가된 경우 약 2000~3300kgf/$\textrm{mm}^2$의 높은 경도를 나타내었다.

316L강에 질소를 첨가한 경우의 동적변형시효의 영향을 조사하기 위하여 질소량을 0.011~0.151%까지 변화시킨 시편을 1$\times$$10^{-2}$/sec, 2$\times$$10^{-3}$/sec, 2$\times$$10^{-4}$/sec의 변형속도로 상온~1023 K의 범위에서 인장시험을 수행하였다. 질소를 첨가하면 동적변형시효가 발생되는 구간이 고온쪽으로 이동하였다. 변형속도가 2$\times$$10^{-3}$/sec일때 동적변형시효가 발생되는 임계변형은 773 K에서는 질소량에 따라서 증가하는 경향을 나타내었다. 873 K에서는 임계변형은 질소량에 따라 거의 일정한 값을 나타내었지만 B형태에서 A형태로 전이되는 변형량은 질소량이 0.1%까지는 증가하다가 그 이후로는 거의 일정하게 되었다. 동적변형시효를 위한 활성화에너지를 구해본 결과 저온영역에서는 23.4~26.24 kcal/mol이고 고온영역에서는 65~76.6 kcal/mol이었다. 이 값을 여러 연구자들의 결과와 비교해 볼때 동적변형시효를 일으키는 원소는 공공과 Cr이고, 질소를 첨가하면 질소가 Cr과 상호작용을 하여 Cr의 이동을 느리게 함으로써 동적변형시효를 지연시켰다.

중수로용 핵연료봉의 봉단마개 부위는 열.기계적 작용에 의해 핵연료봉 파손이 쉽게 발생할 수 있는 취약 부위로 알려져 있다. 따라서, 핵연료봉 설계시 봉단마개 부위의 열.기계적 거동을 해석하고, 이 결과를 설계에 반영하여 파손 가능성이 없음을 확인하여야 한다. 여기에서는 중수로용 개량 핵연료인 CANFLEX-NU 핵연료봉 봉단마개에서의 열.기계적 거동을 해석하였는데, 이 결과 CANFLEX-NU 핵연료봉은 출력이 매우 낮아서 열중성자속 집중을 고려하더라도 봉단마개 부위 건전성을 충분히 유지하는 것으로 나타났다.

Type 316L 스테인레스강에 대한 질소첨가의 효과를 분석하기 위해 질소를 소량(0.024%)첨가한 합금과 적정량(0.15%) 첨가한 합금을 용해하여 입계부식특성 평가를 하였다. Oxalic시험 및 DL-EPR 시험 결과 적정량의 질소를 첨가한 합금이 소량 첨가한 금보다 우수한 예민화 특성을 보였다. TEM에 의한 미세구조 분석 결과 저질소 합금의 경우 비교적 짧은 열처리 시간에 M$_{23}$C$_{6}$ type의 석출물이 입계를 따라 형성되고 시효시간이 경과 할수록 그양이 급격히 증가하는 양상을 보인 반면에 적정 질소 첨가 합금의 경우 탄화물 생성이 비교적 긴 시효시간으로 늦추어져 예민화 실험 결과와 일치된 결과를 보였다. 두 합금 모두에서 탄화물 이외에 Mo의 함량이 매우 높은 석출물이 관찰되었는데 적정질소 첨가강의 경우 시효 시간의 경과에 따라 초기의 작은 cluster들의 형태에서 시작하여 얇은 박막의 형태로 입계면을 따라 성장하는 양상을 보였고, 반면에 저질소합금의 경우 입계를 따른 작은 석출물들이 cluster들로는 성장하였으나 장시간 시효가 진행됨에 따라 탄화물의 성장에 의해 박막 형태로는 성장하지 못하였다. Mo-rich 박막형상 석출물에 대한 분석 결과 20-면체 준결정상의 형태에 매우 가까운 결정구조를 보였으며 때로 η상과 매우 밀접한 회절 패턴도 관찰되었다. 이러한 상은 적정 질소첨가 합금에서의 탄화물 생성 지연과도 관련이 있을 것으로 추정되었다.

Small punch test was performed on CF8 duplex stainless steel aged at 370 and 400$^{\circ}C$ up to 5,000 h to evaluate the degree of the thermal aging embrittlement. At room temperature, the SP load-displacement curve was in a similar shape to those of ferritic steels and had a good reproducibility in spite of two-phase structure. The aging heat treatment resulted in a slight increase of the yield strength. As test temperature was lowered, the SP load showed a sudden drop followed by serrations before the SP specimen was fractured, resulting from the cracking of ferrite phase. The extent of thermal embrittlement was assessed in terms of the SP energy. Aging treatment at higher temperature led to a larger shift in the transition temperature and the corresponding change in the fracture mode. The main cause of the degradation was the embrittlement of ferrite phase. Additionally the phase boundary separation profoundly contributed to the degradation of the specimen aged at 400$^{\circ}C$.

원전 증기발생기 시제 전열관으로 제조된 Alloy 600 및 690 에 대하여 ASTM 규정 (B163-86a)에 따라 확관실험을 실시하여 평가하였으며, 관 요소에 작용하는 응력을 해석하였다. 실험 결과 시제 전열관은 ASTM에서 요구하는 확관율 30% 및 그 이상의 35% 까지 확관할 경우에도 양호한 확관상태를 보였다. 확관에 따른 유동곡선의 축력은 Alloy 690 이 Alloy 600 에 비해 높았으며, 확관율의 증가에 따라 차이가 점진적으로 크지는 경향을 보였다. 얇은 벽 튜브의 확관에 대한 응력 해석식은 Modified Tresca's Yield Criterion를 도입하여 얻었으며, 소성변형식을 이용하여 확관율에 따른 응력을 예측하였다. 유동곡선의 이론 계산치와 실험치를 비교한 결과 Alloy 600의 경우 이론치는 실험치보다 약간 낮은 값으로 잘 일치되었으나, Alloy 690 경우는 Alloy 600에 비하여 확관율의 증가에 따라 차이가 커지는 경향을 보였다.

The fatigue crack propagation behavior in SA106 Gr.C main steam pipe weld joint was investigated in air environment. Crack growth rate tests were conducted on base metal and weld metal at load ratio of 0.1 and 0.3 and at frequency of 10Hz. The fatigue crack growth rates of the base metal and the weld metal were above the ASME reference line and the fatigue crack propagation rate of the weld metal was higher than those of the base metal. Fatigue crack growth rate increased with increasing the load ratio and the effect of the load ratio was more significant in the weld metal. The post weld heat treatment increased the fatigue crack growth rates of the base metal by reducing compressive residual stress and decreased those of the weld metal by reducing weld defects.

핵분열 생성물 방출량을 계산하는 모델들에 대한 비교 분석을 위해 GAPCON-THERMAL-2 Revision 2 (GT2R2) 코드를 이용하여 Beyer-Hann , Beyer-Hann with NRC High Burnup Correction, ANS5.4와 Modified ANS5.4 핵분열 생성물 방출 모델들을, RISO-M2-2C 핵연료봉의 실험결과와 비교하였다. Beyer-Hann 모델은 실험결과보다 낮게 예측한반면 ANS5.4 모델은 실험결과 보다 높게 예측하였다. 한편 NRC High Burnup Correction을 한 Beyer-Hann 모텔과Modified ANS5.4 모델은 실험 결과와 비슷한 방출비를 예측하였다. 이러한 결과를 확인하기 위해 국부적인 핵연료 온도와 연소도를 검토한 결과 ANS5.4 모델이 .Modified ANS5.4 모델보다 온도와 연소도에 따라 더 민감한 반응을 보이고 있으며, Beyer-Hann 모텔은 연소도 영향이 없이 각 온도 영역에서 일정하였고, Beyer-Hann with NRC High Burnup Correction 모델은 20,000MWd/MTU 연소도 이상영역에서 연소도 영향을 보이고 있다.

$CO_2$ laser beam을 이용하여 예민화 Alloy 600 재료의 표면을 용융하여 상온의 $Na_2$S$_4$O$_{6}$ 용액에서 일정변형률 시험을 하였으며, TEM으로 용융된 부위의 미세조직을 관찰하였다. Laser beam으로 표면용융시킨 예민화 Alloy 600에서는 표면용융하지 않은 시편의 IGSCC 파괴와는 달리 연성파괴가 일어났으며, 이 시편의 파단면은 as-received 시편의 연상파괴에 의한 파단면과 유사하게 dimple 형상을 보여주었다. 한편, laser로 표면용융된 부위의 응고조직은 cellular 조직을 나타내고 있었으며, cell boundary는 높은 밀도의 dislocation이 엉켜있었다. EDX로 cell과 cell 사이, 그리고 결정립과 결정립 사이의 경계를 가로질러 성분분석을 한 결과 두경계면에서 Cr이 matrix에서보다 높게 측정되었다. Laser로 표면용융한 예민화 Alloy 600에서의 IGSCC 저항성 증가는 이러한 경계면에서의 Cr 증가 때문인 것으로 유추된다.

IGSCC(Intergranular stress corrosion cracking) behaviors of Alloy 600 were studied by the electrchemical ten methods of controlling specimens electrode potentials in the active-passive transition region of anodic polarization curve. Anodic polarization and static potential tests of stressed C-ring type MA Alloy 600 were carried out in 10% NaOH at 300 $^{\circ}C$ for 7days. It was confirmed that IGSCC of Alloy 600 was accellerated by maintaining the specimen potential in the susceptible active-passive transition region of anodic polarization curve. An intergranular crack was initiated on the surface area of C-ring specimens where protective oxide layer was broken down. And the depth of the crack growth was about 100 ${\mu}$m during the testing periods.

본 연구에서는 2개사에서 제조된 합금 600 및 합금 690 이음매 없는 관과 진공 유도 용해로 제조한 합금 690 판재에 대하여 부시 환경의 변화에 따른 특성 평가를 행하였다. 부식 평가는 양극 분극 시험을 통하여 행하였으며 부식 환경은 NaCl, HCl, NaOH(＋$Na_2$SO$_4$) 용액 및 Cu$^{＋}$/Cl$^{－}$ SO$_4$$^{2－}$ 용액이었다. 합금 600 및 합금 690의 양극 분극 저항성을 부식 환경에 따라 평가한 결과, 부식 용액의 종류에 따라 서로 다른 분극 거동을 보이고 있으며, 합금 690의 저항성이 합금 600의 저항성보다 우수하게 나타났다. 또한 가성 용액 중에 $Na_2$SO$_4$를 첨가할 경우 부식 속도를 가속화시키고 있다. 한편 Mo이 첨가되지 않은 합금 690M0의 경우는 Cl$^{－}$ SO$_4$$^{2－}$ 비가 증가할수록 공식 저항성이 급격히 감소하고 있으나, Mo이 첨가된 합금 690M2의 경우는 시험한 전체 비율에서 이온의 영향을 받지 않는 것으로 나타나고 있어 합금 690의 공식 저항성에 Mo이 매우 좋은 효과를 보이고 있음을 알 수 있다.

탄소성파괴역학의 발달과 함께 원자력 발전소의 설계시 고려해야 하는 고에너지 배관의 양단파단사고와 같은 극한 가정 대신 파단전누설(LBB : Leak Before Break)개념을 배관설계시 고려할 수 있도록 관련 규제 요건이 완화되어 원자력 발전소 고에너지 계통 설계에 새로운 설계 개념으로 적용할 수 있게 되었다. 파단전누설개념 적용시 균열 안정성 평가에 가장 널리 사용되는 방법은 J-T 방법이다. 본 연구에서는 유한요소법 사용시 균열 선단에서 요소의 크기 및 경계 조건 (Boundary Condition)이 변화할 때 Applied J 적분값에 미치는 영향을 ABAQUS 전산 프로그램을 이용하여 조사하였다.

원자로의 중기발생기 재료로 사용되어온 Alloy 600에서의 규칙 반응에 대한 활성화 에너지 측정, aging에 따른 미세조직의 변화에 근거하여 입계 응력 부식 균열 기구를 검토하였다. Alloy 600에서는 약 50$0^{\circ}C$ 이하의 온도에서 aging 처리중 단범위 규칙 상의 존재 및 규칙 반응의 존재가 입증된 바 있다. 규칙 반응의 본성이 열적활성화 과정에 의한 것이라는 점, 규칙 반응에 대한 활성화 에너지의 크기와 입계응력부식균열의 활성화 에너지와의 유사성, 규칙 반응에 의한 쌍정의 형성, 쌍정의 형성에 기인한 결정내의 추가적 응력의 발생 등에 근거하여 Alloy 600에서 나타나는 입계응력부식균열 현상이 규칙 상의 형성과 관련되어 있음을 제안하였다.

핵분열 생성물 방출량을 계산하는 모델들에 대한 비교 분석을 위해 GAPCON-THERMAL-2 Revision 2 (GT2R2) 코드를 이용하여 Beyer-Hann , Beyer-Hann with NRC High Burnup Correction, ANS5.4와 Modified ANS5.4 핵분열 생성물 방출 모델들을, RISO-M2-2C 핵연료봉의 실험결과와 비교하였다. Beyer-Hann 모델은 실험결과보다 낮게 예측한반면 ANS5.4 모델은 실험결과 보다 높게 예측하였다. 한편 NRC High Burnup Correction을 한 Beyer-Hann 모델과 Modified ANS5.4 모델은 실험 결과와 비슷한 방출비를 예측하였다. 이러한 결과를 확인하기 위해 국부적인 핵연료 온도와 연소도를 검토한 결과 ANS5.4 모델이 Modified ANS5.4 모델보다 온도와 연소도에 따라 더 민감한 반응을 보이고 있으며, Beyer-Hann 모델은 연소도 영향이 없이 각 온도 영역에서 일정하였고, Beyer-Hann with NRC High Burnup Correction 모델은 20,000MWd/MTU 연소도 이상영역에서 연소도 영향을 보이고 있다.

Acoustic Emission (AE) technique was applied to stress corrosion cracking of Inconel 600 to investigate the AE capability of detecting crack growth and to obtain the relation between AE characteristics and crack mechanism. The specimens were heat-treated in two conditions (600$^{\circ}C$ for 30 hrs or 700 $^{\circ}C$ for 1 hr) and undergone CERT at two extension rates ( 2.5${\times}$10$^{-5}$ or 1.25${\times}$10$^{－4}$(mm/s)). It was found that the AE peak amplitude from plastic deformation was generally smaller than about 48dB (0.25mV), while Intergranular stress corrosion cracking (IGSCC) and ductile fracture produced higher values of 49 to 70dB (0.3mV to 3mV). The slopes of cumulative amplitude distribution (b-values) were linearly dependent on IGSCC susceptibility and the higher the susceptibility, the smaller the b-value. The monitoring of combined AE parameters such as event rate, amplitude, count and energy can provide effective means to clearly identify the transition from crack initiation and small crack growth to rapid growth of dominant cracks.

Cr 함량이 alloy 600과 alloy 690의 Cr함량 사이에 위치하는 Ni-Cr-Fe 합금을 진공유도 용해법을 이용하여 제조하였다. 합금 인고트에 대하여 열간 가공성 시험을 수행하여 열간 압연 조건을 구하였다. 열간 및 냉간 압연을 거친 시편을 900~120$0^{\circ}C$ 사이의 여러 온도에서 소둔 열처리하였고, 열처리한 시편에 대하여 기계적 특성과 부식특성을 측정, 분석하였다. Cr 함량은 기계적 강도에는 다소 영향을 미치는 것이 발견되었으나 연신율에는 거의 영향을 미치지 않는 것으로 나타났다. 부식속도는 Cr 함량 변화보다 소둔 열처리 온도에 따라 증가하였으며, 110$0^{\circ}C$ 에서 열처리한 경우에는 부식속도가 얼마간 감소하는 것으로 나타났다.

Attritor mill로 분쇄처리된 $UO_2$-30mo1%CeO2$_2$(masterblend) 분말을 turbular mixer와 attritor mill 에서 $UO_2$와 혼합, $UO_2$-5mol%CeO$_2$ 분말을 만들고, 이를 통해 분말처리 및 소결분위기가 각 성형체의 소결거동에 미치는 영향을 연구하였다. $UO_2$-30mo1%CeO$_2$ 분말을 attritor mill로 1 시간동안 분쇄하면 평균 분말크기는 3.7 $\mu\textrm{m}$ 이었다. Turbular mixer에서 만들어진 $UO_2$-5mol%CeO$_2$ 분말이 H$_2$ 및 Ar-4%H$_2$ 분위기에서 소결되면, 분말처리 방법에 따라서 소결밀도는 각각 10.07-10.11, 9.81-9.85 g/㎤이었다. 이러한 방법으로는 masterblend 분쇄처리 과정에 만들어진 agglomerate 는 소결이 거의 이루어지지 않아서 소결체내에 그대로 잔존되었다. Agglomerate는 그 내부에 균열이 생성되어 있었고, 또한 $UO_2$ 지지내의 확산도 방해하여 기지내부에도 큰 기공들이 많이 분포하였다. 희석혼합을 turbular mixer 대신 attritor mill에서 하게되면, 밀도는 H$_2$ 및 Ar-4%H$_2$ 분위기에서 각각 10.54, 10.39 g/㎤ 이었으며, 결정립크기는 5, 9.5 $\mu\textrm{m}$ 이었다. 이 경우에는 소결체내에 agglomerate가 거의 잔존하지 않았다.

핵연료집합체의 하단고정체는 상단고정체와 안내관을 통해 전달되는 하중들로부터 연료봉을 보호하는 주요부품이다. 하단고정체의 구조적 건전성을 유한요소법으로 평가하기위해 상용프로그램인 PATRAN과 ANSYS 5.1을 사용하였다. 하단고정체의 3차원 global 모델에 대한 응력해석을 수행하였으며 응력집중이 일어나는 유로구멍사이의 ligament 부분에 대해 submodeling 기법을 이용하여 해석의 정확도를 높였다. 본 연구에서 수행한 응력해석결과를 하단고정체 구조강도 시험에서 얻은 시험결과와 비교함으로서 응력해석모델에 대한 신뢰성과 보수성을 확인하였고 영광 3&4호기의 핵연료집합체에 부착된 하단고정체가 설계하중에 대해 충분한 건전성을 유지하고 있음을 증명하였다.

경수로용 원전연료의 고연소에 따른 핵분열 가스 증가에 대비하여 플레넘 부피를 최대한으로 확보하기 위하여 연료봉 압축스프링의 부피를 최소화하는 설계 최적화에 대한 연구를 수행하였다. 연료봉 설계변경이나 제조공정에 따른 요구사항을 용이하게 반영할 수 있도록, 최적설계 Software Package인 IDESIGN을 이용하여 최적설계 프로그램을 작성하였으며, 구해진 설계변수값 부근에서 다시 반복 계산을 수행하여 설계변수들의 자릿수를 조정할 수 있게 하였다. 한편, 스프링의 좌굴특성을 향상시키기 위하여 연료봉으로부터 돌출된 스프링의 피치는 작게 하고 연료봉 플레넘 길이내의 피치는 더욱 크게 하는 부등피치 압축스프링은 균일피치의 경우와 거의 동일한 방법으로 설계되며, 각 구역의 설계값은, 스프링 제조설비를 고려하여 실험적으로 결정될 상수를 포함한, 9개의 미지수에 대한 9개의 연립방정식의 해를 구하여 결정된다.

중수로 원자로에서 핵심 구조물인 압력관은 합금이 사용되고 있는데, 고온, 고압의 방사선 분위기에서 사용되기 때문에 가동중 변형을 받는다. 따라서 본 연구에서는 압력관의 건전성 평가기술을 확보하기 위하여 Zr-2.5wt.% Nb 압력관의 집합조직과 온도 변화에 따른 강도 특성을 조사하였다. 집합조직의 변화는 시편의 채취방향을 달리하여 네 가지의 집합조직 변화를 주었으며, 이들 시편에 대해 상온에서 부터 45$0^{\circ}C$까지 온도를 변화시가면서 인장시험을 실시하였다. 온도가 증가함에 따라 시편의 집합조직과 관계없이 네 종류의 시편 모두가 30$0^{\circ}C$까지는 강도가 직선적으로 감소하는 현상을 보이며, 30$0^{\circ}C$에서 37$0^{\circ}C$ 사이의 온도에서 강도가 약간 증가하는 현상을 보였다. 또한 37$0^{\circ}C$이상의 온도에서는 강도가 다시 직선적으로 감소하는 경향을 나타냈다. 이 같은 현상은 30$0^{\circ}C$ 까지는 프리즘 슬림(-slip)으로 전위가 움직이다가 30$0^{\circ}C$ 이상의 온도에서부터 37$0^{\circ}C$까지는 피라미드 슬림(-slip)계의 경쟁 상호작용에 의한 추가적인 응력이 필요하여 나타난 현상이라 사료된다. 온도의 변화에 따른 강도와 연신율의 curve에서 30$0^{\circ}C$와 37$0^{\circ}C$의 범위에서 plateaus region과 연신율이 최소값을 갖는 것은 동적변형시효(dynamic strain ageing)현상과 관련이 있는 것으로 생각되나 추가적인 연구가 필요하다. 집합도가 변함에 따라 인장강도는 T(transverse)>L(longitudinal)> 30。> 45 。순으로 나타났으며 이는 slip과 twin의 복합적인 작용에 의한 것으로 해석된다.

원자로 압력용기강의 품질 열처리인 ？칭과 템퍼링 중간에 페라이트와 오스테나이트가 공존하는 2상영역에서 열처리를 행함으로써 인성을 향상시키는 제조공정을 개발하였다. 710~74$0^{\circ}C$에서 4~8시간 동안 2상영역 열처리를 추가하면 기존 열처리 과정에 비하여 상온 충격인성이 크게 증가하였다. 상온 충격인성과 두께를 고려하여 결정한 최적 조건안 7$25^{\circ}C$에서 6시간 동안 2상영역 열처리를 하면 최대 흡수 에너지가 30~50% 증가하고, 천이 온도가 약 l$0^{\circ}C$ 감소하였다. 2상영역에서 형성된 침상 오스테나이트는 냉각 중에 하부 베이나이트 또는 마르텐사이트로 변태하여 템퍼드 베이나이트와 복합조직을 이루므로 균열진전을 억제하여 충격인성이 향상되었다. 2상영역 열처리 온도가 높거나 시간이 길면 오스테나이트의 체적 분율이 증가하거나 조대화가 일어나 균열진전억제 효과는 저하되었다.

재결정 Zircaloy-2의 요드에 의한 응력부식균열의 전파속도를 직류전압강하측정법 (DCPD, Direct Current Potential Drop)을 이용하여 측정하고 임계응력집중계수( $K_{ISCC}$)를 구하였다. 임계요드농도 이상인 0.01 MPa의 요드농도에서, $K_{ISCC}$는 300 $^{\circ}C$의 경우 약 15 MPa√m, 350 $^{\circ}C$의 경우 약 12 MPa√m의 응력계수였으며, plateau 구역에서의 균열속도는 $10^{-4}$~ $10^{-3}$ mm/sec 영역이었다.

The effect of dynamic strain aging (DSA) on the leak-before-break (LBB) analysis was estimated through the evaluation of leakage-size-crack and flaw stability in SA106 Gr.C piping steel. Also. the results were represented as a form of "LBB allowable load window". In the DSA temperature region. the leakage-size-crack length was smaller than that at other temperatures and it increased with increasing tensile strain rate. In the results of flaw stability analysis. the lowest instability load appeared at the temperature corresponding to minimum J- R curve which was caused by DSA. The instability load near the plant operating temperature depended on the loading rate of J-R data. and decreased with increasing tensile strain rate. These are due to the strain hardening characteristic and strain rate sensitivity of DSA. In the "LBB allowable load window". LBB allowable region was the narrowest at the temperature and loading conditions where DSA occurs.

건식가공(Dry Process)이 사용전,후 DUPIC 핵연료의 붕괴열(Decay Heat), Hazard Index, 조사선량률(Dose Rate) 등에 미치는 영향을 계산하고, 그 원인을 분석하였다. DUPIC 사용방안으로 표준 연소도(35,000 MWD/MTU)의 경우와 장주기 연소도(50,000 MWD/MTU)의 경우를 고려하여 계산하였으며, DUPIC핵연료는 20년 냉각후 가공하는 것을 기준으로 하였다. 또한 DUPIC핵연료 장전시 고려할 수 있도록 사용전 DUPIC 핵연료에 대한 계산을 핵연료 집합체(Bundle) 단위로 하였다. 조사선량과 붕괴열은 건식가공에 상당히 민감한 반응을 보였고 이는 주로 Cs의 제기에 의한 것이다.

DUPIC 핵연료 제조를 위해서 PWR 사용후핵연료의 피복관과 소결체를 분리하는 방법이 검토되었다. 약 50 cm의 PWR 사용후핵연료의 길이방향에 일정한 간격으로 구멍을 뚫어 산화하는 방법, 10∼20 m의 길이로 핵연료봉을 절단하여 산화하는 방법, 그리고, 핵연료봉의 길이 방향에서 피복관을 slitting하여 산화하는 방법에 대해 실험을 수행하였다. 실험 결과들로 보아 DUPTC 핵연료 제조 공정에 가장 적합한 방법으로는 핵연료봉 길이방향으로 slitting하여 산화하는 것이 가장 타당한 것으로 판명되었다.

Characteristics of high density U-Mo alloy powder prepared by centrifugal atomization have been examined. The results indicate that the majority of the atomized U-Mo alloy particles has a smooth surface and frequently near-perfect spheroidal shape with few satellites attached. The size distribution of atomized U-Mo alloy powder shows the mono-modal size distribution seen in ligament disintegration mechanism. All phases of atomized alloy powder below 150$\mu\textrm{m}$ irrespectively to particle size are found to be ${\gamma}$-U (cubic structure) phases with isotropic structure and not to be U$_2$Mo phase at all. The microstructure of atomized U-Mo alloy particulates has micro-crystalline structure with non-dendritic gram supersaturated with Mo element. Also the grain size of ${\gamma}$ -U tends to decrease with the decrease of the powder diameter.

하나로 핵연료인 uranium silicide 봉상 핵연료의 cladding은 핵연료 심재인 U$_3$Si-Al봉과 Al 1060 cladding 재의 접합이 잘 이루어지고, cladding 재인 Al이 완전하게 용접되어 cladding 층내에 결함이 없이 cladding 되는 최적의 온도는 51$0^{\circ}C$이며, 핵연료심의 직경이 감소되거나 변형되지 않고 핵연료심과 cladding 재가 잘 압착되는 nipple과 die 사이 거리는 0.9 - 1.5mm 이다.

탄화규소(SiC)가 도포된 핵연료 제조를 위해 고온 연소 합성법(Self-propagating High Temperature Synthesis, SHS)이 적용되었으며, 반응물로 규소(Si) 분말, 규소 박막 (Si-thin film), 흑연 분말과 카본(C) 화이버가 사용되었다. 규소 박막은 프라즈마가 강화된 화학증착법(a microwave pulsed electron cyclotron resonance plasma enhanced chemical vapor deposition)으로 준비되었다. 그 결과 규소와 탄소의 고온 연소 합성반응 생성물은 반응물이 분말이거나 박막에 관계없이. 탄화규소(SiC)가 합성되었으며, 생성물의 형상(morphology)은 초기 탄소의 형상에 의존하였다. 본 연구를 통해 고온 연소 합성법이 탄화규소와 탄소가 도포된 핵연료 제조에 적용 가능함을 알 수 있었다.

Defect equilibrium equations were modelled, and the relations of P $o_2$, venus x were derived using the mass action law. The dominant defect species active in a specified region were determined by fitting the curve of experimental data to the calculated curve of log P $o_2$, versus log x for each theoretical model. The calculated curve for (2:1:2) and (Er')$^{x}$ in the hyperstoichiometric $U_{1-y}$E $r_{y}$ $O_{2＋x}$ and that for (2Er'quot;)$^{x}$ $_{dec}$ in the hypostoichiometric $U_{1-y}$E $r_{y}$ $O_{2－x}$ are in good agreement with the present experimental results. The sintering behavior of Er-doped U $O_2$ is observed with erbium content in oxidizing and reducing atmospheres. For sintering in oxidizing atmosphere, sintered density decreases as increasing y in $U_{1-y}$E $r_{y}$ $O_{2＋x}$. However, in hydrogen atmosphere, sintered density decreases as increasing y at lower erbium content but the density increases again above y=0.10. In oxidizing sintering conditions, the formation of (Er'U')$^{x}$ clusters hinders the diffusion of cations, and hence the sinterability of Er-doped U $O_2$ decreases. In reducing atmosphere of Er-doped U $O_2$ for higher Er concent, the oxygen vacancies make (Er')$^{x}$ cluster decompose by charge compensation and the concentration of mobile cations increases, thereby improving the sinterability.ntration of mobile cations increases, thereby improving the sinterability.ability.

현재 상용 공급되고 있는 4종의 경수로 핵연료 피복관에 대해 노외 부식특성 시험을 수행하여 그 특성을 비교하였다. 이중 3종의 피복관은 제조공정을 달리하여 제조된 low tin Zircaloy-4 (피복관 A, B, C)이며, 1종은 Nb이 첨가된 Zr 합금 (피복관 D)이었다. 증류수내 Li 함량을 2.2 ppm, 30 ppm, 220 ppm으로 변화시키며 부식시험을 수행한 결과 최종 pilgering시 낮은 Q 인자와 높은 열처리 온도로 제조된 피복관 A의 내부식성이 대체로 우수하였으며, 220 ppm Li 수용액에서는 Nb이 첨가된 피복관의 내부식성이 매우 우수한 것으로 나타났다. Li 첨가의 영향을 보면 2.2 ppm Li 첨가시에는 증류수와 거의 동일한 부식거동을 나타내고 있으나 30 ppm Li 첨가시에는 부식이 가속되고 있었으며, 220 ppm Li으로 Li 함량이 크게 증가하였을 때 부식속도도 크게 증가하였다. 수소흡수율은 피복관 A에서 가장 높았으며, 피복관 D가 가장 낮은 값을 나타내었다.

고리 2호기에서 2주기 동안 연소된 1개 KOFA 연료봉에 대한 조사후 검사결과, 핵분열기체 방출량 및 소결체 밀도가 연료봉 설계코드의 예측범위내에 있음을 확인하였으며, 소결체의 미세구조 및 연료봉내의 축방향 분포 검사를 통해 $UO_2$ 소결체가 아무 이상이 없이 안정적으로 연소되었음을 확인하였다. 단지 1개 연료봉에 대한 조사후 검사만으로는 KOFA 핵연료 $UO_2$ 소결체의 노내 거동을 검증하였다고는 할수 없기 때문에 연소된 핵연료에 대한 지속적인 조사후 검사가 필요한 것으로 사료된다. 특히 한국형원자로의 핵연료인 영광 3호기 핵연료에 대해 조사후 검사를 수행하고, 또한 일부 시험연료봉을 고연소도까지 연소시킨후 조사후 검사를 수행하면, 핵연료의 성능 검증뿐만 아니라 국내 고유의 핵연료 성능자료를 생산하게됨으로써, 앞으로 국내 고유의 고연소도핵연료개발 및 연료봉성능분석코드 개발에 활용할 수 있다.

본 연구는 Zr-2.5wt%Nb합금의 고온변형특성중 특이한 유동응력의 변화거동인 어닐경화와 유동연화의 기구에 대해 고찰하였다. 연구결과에서 이러한 고온변형특성은 온도와 다단변형도중의 어닐링 시간에 영향을 받는 것으로 나타났으나 분위기 영향은 없는 것으로 나타났다. 즉, 변형 온도와 동일온도인 85$0^{\circ}C$에서 단시간인 5분동안 어닐링을 했을때 경화현상이 일어났다. 미세조직을 관찰한 결과 다단열간압연된 후의 미세조직과 집합조직은 다단열간압연된 미세조직과 집합조직과 직접적인 상관관계를 가진 것으로 나타났다. 어닐경화현상은 다단고온변형이 궁극적으로 변형시효와 유사한 효과 즉, 중간어닐링 동안에 Zr-2.5wt%Nb내의 불순물 원자와 열간압연시에 형성된 전위구조와의 강력한 인력형 상호작용하여 substructure가 안정화되기 때문이며 유동연화는 재결정으로 인한 유동응력의 감소인 것으로 사료된다.

상용 Zircaloy-4보다 성능이 우수한 고연소도용 Zr 신합금을 개발하는 것을 목표로 외국에서 개발중인 12종의 신합금 피복관에 대한 특성평가, 부식기구 규명 연구, 국내에서 제조된 Zr 신합금의 특성평가를 실시하였다. 외국 피복관의 부식특성 평가로 부터 Sn을 0.6-1.0 wt.% 첨가하고 Nb을 0.4 wt.% 첨가하는 것이 내식성 관점에서 바람직함을 알 수 있었다. 여러 가지 LiOH용액에서의 부식기구 연구를 통해 수소화물이 부식가속의 원인임을 알 수 있었으며 수소화물 형성을 억제하는데는 Nb첨가가 효과적인 것으로 나타났다. 이와 같은 연구결과를 토대로 신합금의 개발방안을 수립하였으며 예비적으로 합금을 설계. 제조하여 특성시험을 실시한 결과, Zr-Sn-Nb-FeCr 합금이 우수한 내식성을 보이며 Fe, Mo는 강도 증가 효과가 큰 것으로 나타났다. 이러한 연구결과를 종합적으로 평가하여 신합금을 설계하고 노외성능 평가를 통해서 신합금을 선정한후, 단계적으로 하나로를 이용한 노내성능 평가를 실시할 예정이다.

The temperature distribution in the pellet was obtained from beginning the general heat conduction equation. The thermal conductivity of pellet used the SIMFUEL data that made clear the effect of burnup on the thermal conductivity degradation. Since the pellet rim acts as the thermal barrier to heat flow. the pellet was subdivided into several rings in which the outer ring was adjusted to play almost the same role as the rim. The local burup in each ring except the outer ring was calculated from the power depression factor based on FASER results. whereas the rim burnup at the outer ring was achieved by the pellet averaged burnup based on the empirical relation. The rim changed to the equivalent Xe film so the predicted temperature shooed the thermal jump across the rim. The observed temperature profiles depended on linear heat generation rate. fuel burnup. and power depression factor. The thermal conductivity degradation modelling can be applied to the fuel performance code to high burnup fuel,

Zircaloy-4의 수증기 산화와 이에따른 수소침투에 미치는 압력영향을 평가하기 위해 400-50$0^{\circ}C$의 온도범위, 1기압하에서 수증기 산화실험을 수행하였다. 또한 시편의 edge부분에서의 산화율 및 수소침투가속화 영향을 알아보기 위해 시편의 edge분율에 따른 산화율 및 수소침투량 측정실험을 압력영향과 함께 고려하여 수행하였다. 잠정적인 결과로 1기압에서의 산화율보다 103기압에서의 산화율이 약 50% 정도 증가됨을 관찰할 수 있었다. 따라서 이후 수증기 압력과 산화율과의 정량적인 상관관계는 좀 더 다양한 압력실험 후 도출될 예정이다. 본 실험의 산화량 범위에서는 시편의 edge분율이 산화율에 별다른 영향을 주지 않는것으로 나타났으며 더 큰 산화량 범위에서의 edge분율 평가가 진행중이다. 또한 103기압 하의 수증기 산화실험에서는 45$0^{\circ}C$의 경우 국부적인 산화가속화 및 50$0^{\circ}C$에서는 노듈형 산화가 관찰되었으며 이것으로부터 어떤 임계온도 및 임계압력 이상에서 산화메카니즘의 천이가 발생함을 확인하였다.

최종 pilgering 단계에서의 가공량이 서로 다른 Zircaloy-4 피복관을 대상으로 350-50$0^{\circ}C$, 원주응력 80-150 N/$\textrm{mm}^2$의 이축응력 조건에서 크립시험이 수행되었다. Zircaloy-4 피복관의 크립변형률 및 크립변형량은 최종 pilgering 단계에서의 가공량에 비례하여 커졌다. 이를 토대로 크립모델 제시되었으며 제시된 모델은 Zircaloy-4 피복관의 크립거동을 매우 잘 모사하였다. Zircaloy-4 피복관의 크립활성화 에너지는 $\alpha$-zirconium에서의 자기확산의 활성화에너지 값과 거의 동일한 60 Lcal/mole 이므로, 크립지배기구는 전위상승이다. 따라서 가공량에 따라 크립변형률 및 크립변형률의 증대는 가공량에 따른 기지상내의 점결함의 증가 때문으로 사료된다.

국산 원자로 압력용기강(ASME SA508 cl.3)을 대상으로 표준 샤피충격시험편(2 mm V- notch)과 피로균열(precracked Charpy) 시험편을 제작하여 계장화(instrumented)충격시험을 실시하고, 충격시험시 하중점(load point)의 변위(displacement) 혹은 시간의 변화를 하중의 변화와 함께 측정하였다. 측정결과를 파괴현상 및 파괴역학과 연계시켜 해석하므로서, 가능한한 소량의 시험편(혹은 시험공정)을 사용하여 필요로 하는 인성평가 관련 정보를 획득할 수 있도록 시도하였다. 그 결과, 파괴과정을 나타내는 하중의 변화를 이용하여 Shear fraction 을 예측할 수 있었고, 하중의 변화와 관계된 변위로부터 Lateral expansion을 추정할 수 있었다. 피로균열 시험편 시험결과로 부터는 충격시의 항복하중, 항복변위, 최고하중 등을 획득하여 균열크기의 함수로 표시되는 시험편 Compliance 를 계산하였고, Equivalent energy 법과 J-integral 법을 적용하여 원자로 압력용기강의 탄소성 동적파괴인 성을 평가할 수 있었다.

The purpose of this study is to establish the pressure/temperature curves of Reactor Coolant System for brittle fracture prevention. The pressure/temperature curve is the basis to select RC Pump and limits to operate the plant. Based on the plant operation experience, this curve should be re-generated periodically in order to ensure the structural integrity using data from the test of reactor vessel surveilance materials to compensate for the irradiation effects. This study provides the procedure of pressure/temperature curve generation in term of brittle fracture prevention of reactor vessel. Using the UCN 3&4 data, the sample pressure/temperature curve was generated, and it was compared with those of YGN 3&4 based on the stress and $RT_{NDT}$value.

이 연구의 목적은 원주방향 균열을 가진 페라이틱 배관의 파괴거동을 실험적으로 평가하는데 있다. 한계하중방법, SC.TNP 방법, R6방법, 그리고 ASME Code방법과 같은 여러 파괴거동 평가 방법의 타당성이 PWR 운전조건(압력:15.5MPa, 온도:228$^{\circ}C$)하에서의 직경 16인치의 대규모 배관파괴실험을 통해 조사된다. 모사지진하중, 단일주파수 사인함수하중, 정하중과 같은 여러 가지 형태의 하중이 배관의 하중지지능력에 미치는 영향이 조사된다. 또한 엘보우부위와 직관부의 영향과 표면균열 및 관통균일의 영향 등도 함께 조사된다. 결과는 다음과 같다. (1) 표면균열을 가진 배관의 파괴거동은 한계하중방법과 SC.TNP 방법에 의해 잘 예측할 수 있다. 반면 관통균열의 경우는 한계하중방법에 의해 잘 예측된다. (2) 모사지진하중하에서는 단일주파수 사인함수하중이나 정하중 하에서 보다 하중지지능력이 크게 예측된다. (3) 엘보우부위와 직관부, 관통균열과 표면균열 사이에 파괴거동에 대한 큰 차이는 없다.

This paper concerns the cladding residual stresses in a reactor vessel induced during cooling from the manufacturing temperature down to room temperature Finite element results show that very large stress gradients are present at the interface corner and such stress singularity might lead to local yielding or cladding-base metal debonding.

제어봉이탈사고시의 핵연료봉 거동을 연구로에서의 반응도사고 모사실험 결과와 기존의 핵연료 손상기준을 비교하여 분석하였다. 반응도사고시 고연소도 핵연료의 손상은 주로 PCMI 기구로 발생하는데, 고연소도에서의 피복관의 부식 및 수소화 그리고 방사선조사에 의한 연성감소와 산화층 박리로 인한 수소화합물의 국부적인 집중화로 인한 피복관의 현저한 연성감소가 주요 원인이었다. 기존의 핵연료 손상 기준에서 DNB가 일어날때 핵연료 손상이 발생한다는 가정은 낮은 핵연료엔탈피에서 핵연료 손상이 일어나는 것과 동일함을 확인하였으며, 현재까지 발표된 실험자료와 핵연료손상기구의 분석을 통해 연소도에 따른 반응도사고시의 핵연료손상기준을 예비적으로 유도하였다. 핵연료손상은 낮은 연소도에는 DNB로 발생하고 고연소도에서는 PCMI로 발생할수 있기 때문에, 과도상태에서의 고연소도 핵연료의 건전성 유지를 위해서는 피복관 산화층의 박리로 인한 수소화합물의 집중화로 피복관의 연성이 감소되는 것을 방지할 필요가 있다.

원자로 압력공기 재료인 SA508-3 강의 중성자 조사량에 따른 Hysteresis Loop 의 변화와 Barkhausen Noise 의 변화를 조사하였다. 조사량에 따른 최대자기유도, 보자력, 잔류자화 및 Barkhausen Amplitude 의 변화를 측정하였으며, 이를 격자변형에 의한 자구 벽의 pinning 과 중성자 조사에 의한 자기에너지의 변화로 설명하였다. 중성자 조사에의 한 자기적 성질은 기계적 성질의 변화보다 훨씬 민감하게 변화하였으며, 보자력과 잔류자화는 중성자 조사량에 따라 선형으로 증가하였다. 이를 이용하면 조사손상 평가와 함께 조사량을 측정하는 dosimetry 에도 적용될 수 있는 가능성이 있다.

첨가원소에 따른 지르코늄합금의 재결정화 거동이 조사되었다. Zr-1.0 wt.% Nb-04 wt% Sn 합금에 V, Mo 및 Fe의 소량첨가원소를 각각 0.3 wt. % 첨가시켜 판재로 가공후 500-600 $^{\circ}C$에서 열처리 시간에 따른 경도변화 및 미세조직변화를 추적하였다. Fe가 첨가안된 Zr-1.0 wt.% Nb-0.4 wt.% Sn 합금과의 재결정현상을 비교할 때, 0.22 wt.%의 Fe의 첨가는 지르코늄합금의 재결정을 가속화시켰다. 그러나 소량의 V 또는 Mo의 첨가는 지르코늄합금의 재결정을 더디게 하였으며, 경도의 증가를 야기시켰다. 본연구결과는 지르코늄합금에 미소첨가되는 Fe가 지르코늄의 격자확산 및 치환확산을 가속한다는 것을 확증적으로 보여주는 것으로 중성자 조사조건에서 증폭해서 나타나는 조사성장, 부식, 크립등의 여러가지 현상들 (irradiation induced phenomena)도 미소첨가된 Fe의 재배열과 관계가 있는것으로 사료된다.

손상 핵연료의 온도 및 산소대 금속 비율의 변화모형을 연구하였다. 열역학적 분석과 산화과정에 대한 분석을 통해 손상핵연료에서의 핵연료 온도와 핵연료내 O/U값 변화를 기술함으로써 결함발생에 의한 핵연료내 냉각수 침투는 Gap conductance를 떨어뜨리고 소결체 산화에 따른 O/U값 증가로 열전달특성의 저하를 가져와 핵연료의 온도를 상승시킨다는 결과를 얻어냈다.

핵융합로 제1벽 재료의 후보재로 고려되는 Fe-Cr-Mn계 스테인리스강을 진공 용해하여 이 합금의 미세 조직 및 기계적 성질 그리고 부식 특성에 미치는 Mn, W의 첨가 효과 및 소둔 열처리 온도의 효과에 대하여 실험하였다. 미세 조직 분석은 광학 현미경 관찰, XRD분석 등으로 행하였으며, 기계적 시험으로는 상온 인장 시험, 경도 시험 및 충격 시험을 행하였다. 그리고 부식 시험으로는 부식 환경을 염산과 황산으로 나누어 각 환경에서의 양극 분극 시험을 행하였다. Mn함량이 증가할수록 오스테나이트상이 증가하고 있으나, $\alpha$'마르텐사이트는 급격히 감소하는 대신$\varepsilon$마르텐사이트는 Mn함량이 20%일 때 최대간을 보인 뒤 감소하고 있다. Mn함량이 증가할 수록 또한 소둔 온도가 상승할수록 항복 강도, 인장 강도 및 경도는 감소하였으며 연신율은 증가하였다. 이러한 결과는 합금 중의 오스테나이트 및 마르텐사이트 조직의 함량과 밀접한 관련이 있는 것으로 판단된다. 한편 합금 중의 Mn함량이 증가할수록 부식 환경에 관계없이 부식 저항성의 변화는 크지 않은 것으로 나타났다. 그러나 W함량이 증가하면 환경에 관계없이 임계 전류 밀도를 감소시키나, 부동태 전류 밀도는 HCI환경에서는 감소시키고 H$_2$SO$_4$환경에서는 오히려 증가시키는 상반된 효과가 나타났다.

사용후핵연료에 대한 장기건식저장과 관련하여 원자로에서 조사된 사용후 핵연료피복관에 대한 산화시험을 공기분위기에서 수행하였다. 피복관 시료의 50$0^{\circ}C$ 공기중 산화시험 결과 산화 초기에 급격한 산화율을 보였으며, 이 후 천이점까지 느리게 산화가 진행되다가 천이 후에는 선형적으로 급격히 무게가 증가하는 지르코늄 합금의 수증기 및 공기중에서의 전형적인 산화양상을 나타내었다. 시편별로는 가장 두꺼운 노내 산화막을 가진 시편이 가장 높은 산화율을 나타내었으며, 노내 산화시 천이점에 근접한 시편들이 가장 낮은 산화율을 보였다. 산화율이 가장 높은 시편의 천이후 영역에서의 산화율은 $\Delta$W ＝ 0.74 t ＋ 38.61과 같은 관계식으로 표현될 수 있었다. 이 때 $\Delta$W는 무게이득(mg/dm$^2$)이고 t는 산화시간(h)을 나타낸다. 시험에 사용된 피복관의 단위 산화막두께(l$\mu$m)에 대한 산화무게증가량은 약 13.4mg/dm$^2$으로 나타났다. 이러한 결과들은 사용후핵연료 중간저장 시설 및 저장캐스크의 설계 전산코드 작성 및 저장시설의 운영에 관련되어 기반자료로 활용될 수 있을 것이다.

Studies on tile microstructural and compositional changes in sensitized Ni base Alloy 600 by laser surface melting have been carried out using TEM equipped with EDXA. The microstructure of the laser melted zone was mainly consisted of fine cells, and along the cell and grain boundaries, Cr enrichment due to its segregation was observed. Cr carbides having formed along the grain bundaries during the sensitization treatment have been completely dissloved. The cell walls were decorated with dislocations and the very tiny precipitates, found to be Ti(CN) type, were distributed randomly along the cell walls with tangled dislocations around them.

Hot cell에서의 활용을 전제로 한 용접기술 개발을 목적으로 가용한 용접방식의 적용 타당성 및 용접부 특성에 대해 조사, 분석하였다. 적용한 용접방식은 Upset butt저항용접, GTAW, LBW이었다. 각 용접방식에 따른 기계적 시험에 있어서 공히 용접부가 아닌 피복관 파괴로 연료봉 봉단용 접부의 품질요건을 만족하였으며, 용접부 형상 및 미세경도 분석에 있어서는 열영향부가 GTAW, Upset butt저항용접, LBW의 순으로 작게 나타났다. 또, 미세조직상으로는 거의 유사한 조직의 martensitic $\alpha$'와 Widmanstatten조직이 혼합되어 있었다. 따라서 Upset butt 저항용접, GTAW, LBW 방식을 적용한 Zr-4 핵연료 피복관의 봉단용접은 가능했으며, Hot cell 적용을 고려시 LBW 용접방식이 적절하였다.

'93.4월에 고리원자력 4호기 운전중(원자로 출력 100%, 발전기 출력 975MWe) 주증기 차단밸브 (MSIV)의 닫힘으로 인해 발전소가 정지되었다. 밸브분해 점검결과 밸브스템이 Back Seat Ring 조립부위 Notch 부위에서 Steam Flow와 평행한 방향으로 절단되어, 밸브스템의 손상원인을 규명하기 위한 본 연구에서는 피로해석절차도에 따라 S-N 곡선에 근거하여 피로해석을 수행하였다. 피로해석결과 밸브스템의 초기균열 생성원인은 Stem Notch 부위의 제작결함과 발전소 정지시 밸브를 급속히 닫을 때 작용하는 충격하중등에 의해 발생된 것으로 추정되며 인장평균응력과 관내 유체의 진동하중의 변동응력이 조합하여 피로균열을 가속시켜 파손을 일으킨 것으로 사교된다.

석탄화력발전소의 산업부산물인 fly ash를 이용한 폐흡착재의 붕규산유리고화가 능성을 분석하였다. 폐흡착재는 기체상의 세슘이나 루테늄 등을 포집한 후에 발생되는 필터류 등의 고체폐기물을 말하며 본 실험에서는 CsNO$_3$와 fly ash를 몰비로 1.5 : 1 되게 섞어 1200 $^{\circ}C$에서 1시간 가소 시킨 후에 생성되는 pollucite를 모의폐흡 착재로 사용하였다. 폐흡착재를 무게비 15 ~ 30 %로 fly ash, SiO$_2$, $Na_2$CO$_3$, B$_2$O$_3$와 혼합한 후 1150 $^{\circ}C$에서 3시간 용융시켜 붕규산유리화시켰다. 제조된 붕규산유리고화체의 침출성을 평가하기 위하여 2일동안의 soxhlet 침출실험을 수행하였다. 한편 폐흡착재의 붕규산유리고화과정을 알아보기 위하여 붕규산유리고화체의 원료물질에 대하여 유리화과정과 동일한 조건하에서 TG/DTA분석을 수행하였다.

알칼리 및 알칼리토금속(Cs,Rb,Ba,Sr), 전이감속원소(Zr,Fe,Mo,Ni,Pd,Rh), 란탄족 (La,Y,Nd,Ce,Eu.) 및 MA(Np,Am)등 17개 원소로 구성된 질산매질의 모의 방사성용액에서 옥살산에 의한 란탄족과 MA(Minor Actinide)의 공침전 연구를 수행하였다. 옥살산농도 0.5M에서 질산농도의 영향과 아스코빅산 첨가에 따른 원소들의 침전율이 조사되었다. 각 원소들의 침전율은 질산농도에 따라 약간 감소하였으나 란탄족과 MA는 99%이상 공침전되었다. 아스코빅산이 첨가되는 경우 Pd이 금속으로 환원침전되고 Mo.Fe,Ni.Ba의 경우는 침전율이 10∼20% 감소하는 것으로 나타났으나 기타원소들에 대해서는 영향이 나타나지 않았다. Pd의 환원침전은 질산농도 1.0M미만에서 일어났으며. 아스코빅산 농도가 0.01M∼0.02M 부근에서 최대로 나타났다. 하이드라진이 아스코빅산과 같이 첨가될 때 Pd의 환원침전을 억제하는 역할을 하였다.

제올라이트 4A와 AW-500을 2:3으로 혼합하여 충진한 제올라이트탑을 이용하여, 열 발생 핵종인 Cs과 Sr을 동시에 제거하는 연구를 수행하여 얻어진 결과는 다음과 같다. 제올라이트 4A와 AW-500의 입도가 작을수록 Cs 및 Sr의 파괴점까지의 유출량은 급격히 증가하였고, Sr의 파괴점은 모의폐액의 유량 및 온도에 많은 영향을 받으나, Cs의 파괴점은 모의폐액의 온도에 무관하고, 유량에 미미한 영향을 받았다.

Cs는 AW500 에서 높은 분배계수 값(K$_{Cs}$>$10^3$$m\ell$/g)을 얻었으며 , Sr은 13X, 평형 용액의 pH=10의 조건에서 최대의 분배계수값(K$_{Sr}$~$10^4$$m\ell$/g)을 보였고, 평형용액의 pH 증가에 따라서 급격히 증가하는 경향을 보였다. 또한 AW500-Cs와 13X-Sr계는 고액비, 즉 V/m=40, 및 초기용액의 pH가 3 이상에서 최대의 분배계수 값을 얻었으며, 혼합제올라이트의 비(AW500/13X)가 1.5인 조건에서 Cs과 Sr을 효과적으로 동시에 분리할 수 있음 보았다. 그리고 1,10$0^{\circ}C$에서 배소한 AW500-Cs는 CsAlSi$_2$O$_{6}$로 재결정되며 , 13X-Sr은 SrAI$_2$Si$_2$O$_{8}$ 및 SiO$_2$상(phase)으로 재결정한다.

방사성폐기물관리시설의 부지 확보사업이 계속 난항을 겪자 정부는 부지확보와 그에 따른 지역개발사업을 촉진하기 위하여 방촉법을 제정하였다. 이를 근거로 '95년 2월 굴업도를 방사성폐기물 관리시설지구로 고시하고 시설지구 개발사업 및 주변지역지원사업계획을 수립, 사업을 추진하게 되었다. 시설지구의 토지매수업무 및 주변지역 지원사업을 법적절차에 따라 수행하던 중 '95년 10월 굴업도 주변에서 활성단층이 발견되고 12월 시설지구 지정고시가 해제되어 사업이 원점으로 돌아가게 되었다. 그동안 수행했던 굴업도 프로젝트의 사업추진경위를 살펴보고 추진과정에서 발생한 문제점들을 분석하여 신부지 확보시 고려되어야 할 부지확보절차, 지역지원사업 및 지역홍보 등의 개선방향을 제시하였다.

A remote operational system for the tomographical assay was designed to scan the sample and to assay the inside radioactive materials distribution three dimensionally, composed of 3 axes moving table, collimator, data acquisition system in a PC control. The system design was done by considering that how the accurate assay be affected by the modeling or by the other system components. In the system design, MCNP code simulation was done to find the optimum condition for the spatial assay of the radioactive materials.

석탄화력발전소 폐기물인 석탄회와 요오드화 세슘의 반응특성을 DTA(Differential Thermal Analysis), TGA(Thermo-Gravimetric Analysis) 장치를 이용하여 분석하였다. 본연구에 사용된 석탄회는 85%의 실리카와 알루미나를 함유하고 있으며 Si/Al 몰비는 2.1 이었다. DTA와 TGA의 열분석 결과 CsI의 분해, 석탄회와 기체상 세슘의 반응 등으로 이루어져 있다. 석탄회와 CsI의 혼합물은 94$0^{\circ}C$ 이상에서 Pollucite 가 형성되었다. 반응생성물들의 SEM 분석결과 표면이 거칠며 bulky한 crystal 형태로서 구형의 석탄회와는 매우 다른 형상을 보였다. 석탄회는 요오드화세슘의 고정화를 위해서 적합한 알루미노규산염 원료물질들 중의 하나임을 확인하였다.

Radionuclides such as Cs and Sr were removed from dilute aqueous solutions by means of inorganic adsorbents, 13X and chabazite. The physical adsorption obeyed the DA equation and non-equilibrium dynamic adsorption model, which describes surface diffusion mechanism with the DA equation, simulated the adsorption behavior of cesium and strontium on zeolite in fixed bed adsorbers. The dynamic model simulated the adsorption behavior of cesium and strontium.

한국원자력연구소 부설원자력환경관리센터에서는 사용후핵연료 소외 중간저장 종합관리시설 관련 부지선정, 설계, 건설, 운영, 환경감시 및 폐쇄 제 단계 인허가에 필요한 기술기준들을 1989년부터 1997년까지 개발해 오고 있다. 본 논문에서는 현재까지 이들 기술기준들의 개발현황과 향후 개선점들을 종합적으로 조명하여 보았다.

The feasibility study on burning Am-241, 243 and Cm-244 nuclides in a conventional PWR (Pressurized Water Reactor) was carried out by using the TRIFON code that was developed by the Institute of Theoretical and Experimental Physics in Russia in 1992. TRIFON code uses updated ABBN Russian nuclear cross section library. The reference reactor is the Korea nuclear power plant unit 8 (YGN 2). The burning effect of Am-241, 243 and Cm-244 nuclides was studied with UO$_2$(3.5 w/o)fuel assembly and MOX (4.44 w/o) fuel assembly. The loaded mass ratio of Am-241, 243 and Cm-244 nuclides was obtained from the mass ratio of Am-241, 243 and Cm-244 nuclides in 10 year cooling spent fuel with average discharge burnup of 33 GWD/MTU. The effective transmutation rates of Am-241, 243 and Cm-244 nuclides in UO$_2$ fuel assembly were found to be higher than those in MOX fuel assembly. The result from TRIFON code was compared to that from CASMO-3/NEM-3D code system. For more reliable calculation of transmutation for MA(Minor Actinides) more sophisticated decay chain scheme of MA should be investigated and nuclear cross section library of MA should be considerably improved.

소각 또는 고온용융 등의 열처리 설비의 운전시 이로부터 예상되는 작업자 및 인근주민의 방사선 피폭을 보수적인 개념과 단순화시킨 피폭예측 식을 이용하여 산출해 보았다. 200kg/hr 용량의 소각로에 대해 발전소의 가연성 폐기물을 소각하는 경우 작업자의 피폭이 인근주민보다 훨씬 우려해야 하는 영향인자였으며 소각대상물 중의 핵종농도의 제한, 소각재 취급시 차폐의 증대 등이 요구된다. 따라서 작업자의 최대 피폭허용기준치를 기초로 폐기물내 핵종의 최대 허용 비방사능치를 계산해 보았고 각 핵종의 영향도를 제시해 보았다. 적용된 식은 각종처리 및 처분시설의 설계 및 운전전에 안전성 평가에 활용될 수 있으리라고 기대된다.

삼중수소 제거 공정에 이용되는 소수성 고분자촉매의 담체인 스티렌-디비닐벤젠 공중합체의 제조 특성을 실험하였다. 스티렌-디비닐벤젠 고분자담체의 제조시 담체의 표면 특성에 대한 중합용액의 안정화 영향을 실험한 결과 약 40~55$^{\circ}C$의 범위에서 2시간 이상 용액을 안정화 시키는 것이 가장 바람직하였다. 또한 후처리 방법은 담체를 건조시키기 전에 용매를 제거하는 방법이 가장 우수한 기공 특성을 나타내었다. 담체의 입자 크기는 계면활성제의 농도가 낮을수록 더 크게 생성되었지만 용액의 점도가 증가하면 계면활성제의 영향이 감소됨을 알 수 있었다.

A preliminary conceptual design of the DUPIC fuel fabrication plant with production capacity of 400 MTHE/yr is presented. Capital and operating costs are also included. The levelized unit fabrication cost (LUC) for a reference mode was estimated at $509/kgHE, and sensitivity of some variable parameters to this reference was analysed.

본 연구에서는 7개의 PWR 사용후핵연료집합체를 운반할 수 있는 KSC-7 수송용기의 건식수송조건에 대한 열적 건전성을 평가하였다. 수송용기 축소모델을 제작하여 열시험을 수행하였고 또한, 시험조건과 동일한 조건으로 열전달해석을 수행하여 두가지 결과를 비교 분석함으로써 시험 및 해석결과에 대한 신뢰성을 검증하였다. 신뢰성이 검증된 해석방법을 이용하여 수송용기 본체 및 핵연료집합체에 대한 열전달해석을 수행함으로써 방사선차폐체 및 핵연료봉에 대한 열적 건전성을 입증하였다. 또한, 수송용기의 온도상승에 따른 구조적 건전성을 평가하기 위한 열응력해석을 수행하였다.

월성원자력발전소에서 생성되는 삼중수소는 핵융합로의 필수원료물질이다. 삼중수소 분리반응 탑에 소요되는 다단탑의 단수와 최적운전온도 및 반응탑의 효율을 결정하기 위하여, 흡수층과 촉매층으로 구성된 분리반응탑을 모델링하고, 전산코드를 작성하였다. 이 전산코드의 결과는 실험치와 잘 일치하였으며, 최소반응단수를 갖는 설계온도는 8$0^{\circ}C$임이 밝혀졌다.

수송용기가 운반 트레일러에 의해 정상수송될 때, 국내 도로 상태에서 발생되는 반복적인 진동 흑은 충격하중을 측정하기 위해 국도 및 고속도로에서 차량수송시 가속도량를 기록하였으며, 이 측정결과를 주파수분석기로 분석하여 전산진동해석을 위한 입력자료를 생산하였다. 수송용기의 기계구조에 대한 건전성을 평가하기 위한 전산해석은 ABAQUS 코드로 KSC-7 수송용기를 3차원 보요소로 모델링하여 응력평가를 수행하였다.

차폐시설내에서 고방사성 물질이 이송되는 경우에 수송대상 핵물질의 이송경로를 감시하는 분석방법을 개발하였다. 이방법은 디지탈화하여 화상처리된 카메라 영상정보와 NDA 장비 및 NCC 프로그램에 의해 모니터링된 방사선 신호를 실시간으로 통합 분석하는 신경회로망 기법에 기초하고 있다. 핵물질의 경로와 핵물질의 종류 및 용기의 종류를 파악할 수 있는 이 방법은 정상적인 움직임과 비정상적인 움직임을 판단하여 차폐시설의 보장조치 체계를 구축할 수 있으며, DUPIC 핵연료 제조 시설 같은 새로운 시설의 보장조치 시스템의 일부로 활용될 수 있다.

사용후핵연료 장기 건식저장시 여러가지 저장조건에서 사용후핵연료 피복관 및 사용후핵연료 ($UO_2$)에 대한 장기 건전성을 종합적으로 평가할 수 있는 SIECO 코드를 개발하였다. 건식저장 시스템은 사용후핵연료를 헬륨 및 공기분위기하에서 TN-24P 건식 저장용기에 장기 저장할 경우로 하였으며 피복관의 최대 표면온도는 COBRA-SFS코드를 사용하여 계산하였고, 열유동 해석결과를 바탕으로 SIECO코드를 이용하여 핵연료 연소도 및 냉각기간, 냉각매체에 따른 최대 건식저장 허용온도를 피복관의 열화 및 $UO_2$ 산화의 관점에서 계산하였다.

사용후핵연료 관리 및 후행핵연료주기 시설에서 요구되는 사용후핵연료 연료봉 인출기술을 확보하기 위하여 연료봉 인출장치를 제작하였으며, 모의 연료봉을 사용하여 이를 인출하는 실험을 수행하여 장치의 성능을 시험하였다. 인출장치는 컴퓨터로 제어할 수 있도록 함으로서 대부분의 인출공정을 자동으로 수행할 수 있도록 하였다. 실험 결과를 분석하여 장치의 개선점을 제시하였고, 또한 향후 실제 사용후핵연료 시설에 적용할 경우에 대비한 보완책도 제시하였다.

가연성 폐기물의 소각후 발생되는 소각재는 처분 안전성을 높이기 위해 고화/안정화되어야한다. 본 연구에서는 유해폐기물 소각재를 대상으로 기본유리 구성물질을 첨가하여 고온용융에 의한 유리고화체를 제조하고 특성을 분석하여 유해 및 방사성 폐기물 소각재의 유리고화처리 가능성을 알아보았다. 실험결과 소각재를 유리고화할 경우 시멘트류의 저온 고화매질에 의한 처리방법에 비해 내용출특성 및 감용률이 상당히 향상되었으며 안정된 유리고화체가 형성되었음을 확인 할 수 있었다.

감손우라늄 폐기물은 칩의 형태로 발생하며 이들은 열적으로 불안정하여 운반 및 저장에 주의를 요하게 된다. 본 연구에서는 감손우라늄 폐기물의 안정한 처리를 위해 공기조절식 산화 장치를 개발하고 장치의 운전에 필요한 기초 자료를 얻기 위해 산화실 험을 수행하였다. 저장 및 처분시 가장 안정한 화합물인 U$_3$O$_{8}$ 으로 변환되는 산화온도는 약 3$25^{\circ}C$ 이상이며 산화속도는 다음과 같다.

한국원자력연구소 부설원자력환경관리센터에서는 사용후핵연료 소외 중간저장 종합관리시설 관련 부지선정, 설계, 건설, 운영, 환경감시 및 폐쇄 제 단계 인허가에 필요한 기술기준들을 1989년부터 1997년까지 개발해 오고 있다. 본 논문에서는 현재까지 이들 기술기준들의 개발현황과 향후 개선점들을 종합적으로 조명하여 보았다.

원자력발전소의 2차 냉각계통 제염 공정인 EPRI/SGOG 공정에서는 EDTA를 제염제로 사용하고 있다. EDTA는 수용액 상에서는 20$0^{\circ}C$까지 안정하며 제염후 존재하는 유리 EDTA (EDTA-2NH$_4$)는 시멘트 수화반응에 의해 생성되는 Ca이온과 결합하여 EDTA-Ca 착이온이 형성된다. 따라서 CSH(Calcium Silicate Hydrate)겔의 형성을 억제함으로써 시멘트 경화반응을 지연시킨다. 현재 우리나라에서는 EDTA가 함유한 제염폐액의 처리방법의 미결정으로 인하여 자체 저장하고 있으나 고화체의 최종 처분조건을 만족하며 감용률을 최대화 할 수 있는 처리방법이 필요하다. 본 연구에서는 유리 EDTA가 소석회의 발생을 억제시켜 경화반응에 영향을 주는 점을 고려하여 유리 EDTA 용액에 소석회로 전처리 하여 시멘트 고화한 고화체의 물성시험을 수행하였다. 연구결과 EDTA와 소석회 반응 몰비가 1이 되게 전처리할 경우 시멘트에 대한 물의 배합비는 27%이상이 되어야 하며, 유리 EDTA 함량이 20wt%인 용액에서 폐액/시멘트/소석회비가 33.4/65/1.6일때 최대의 감용률을 나타내는 건전한 고화체의 조성비를 얻었다.

저준위 방사성 폐액의 전처리공정으로써 한외여과막의 적용성을 평가하기 위해서 폐액내에 있는 오일과 계면활성제의 상호작용을 규명하고 오일에멀젼 용액의 fouling정도를 조사하였다. 막의 fouling을 감소시키는 한 방법으로 계면활성제에 의해 막의 표면을 개질하므로서 막투과 flux는 크게 증가되는 효과를 얻었다. 친수성막과 소수성막에 대하여 몇가지 계면활성제로 처리한 후 성능을 비교한 결과 소수성인 폴리솔푼막에 대한 SDS의 표면개질이 가장 유리하였다. 표면처리 막의 적용성을 평가한 결과 미량의 계면활성제나 염이 포함된 오일에멀젼 용액에 대해서는 매우 우수한 투과 성능을 얻을 수 있으나 CMC 이상의 계면활성제가 포함된 오일용액에 대해서는 처리가 불가능하였다.

저농도 방사성 액체폐기물의 최종 처리를 목적으로 본 연구에서는 면 35%와 Polyester 65%가 함유된 합성섬유를 증발매체로 하여 자연상태의 공기를 강제 송풍시키는 자연증발처리시설에서 증발에 영향을 미치는 주요 변수에 따라 증발 단위 면적당 Cs-137, Co-60을 함유한 방사성 폐액의 증발량측정 및 제염계수를 조사하였다. 증발효과는 유입공기의 습도가 낮고, 공기의 유속과 공급액의 유량이 증가하고 유입공기 및 폐액의 온도가 높아질수록 증발량이 증가하였다. 실험결과 유입된 공기는 1$0^{\circ}C$ 이상, 습도는 80% 이하, 공급폐액의 유량이 3.4 $\ell$/hr $m^2$ 이상, 공기유속은 1.14~l.47 m/sec 범위가 조업조건이며 이때 제염계수는 5.1 $\times$ $10^3$, 배출공기의 방사능 농도는 4.7$\times$$10^{-13}$ $\mu$Ci/$m\ell$ air로 측정되었다. 공급유량이 4.6$\ell$/hr.$m^2$와 공기유속이 1.47 m,/sec일때 최대 증발조건으로 나타났으며, 이때 증발량은 총 증발면적 11,250$m^2$ 에서 1.2 ㎥/hr로 측정되었으며 대기의 온.습도 및 풍속에 따른 실험을 통하여 달톤형 증발식의 Wind Factor ［Eh ＝ (0.0168 ＋ 0.0141V)$\Delta$H］를 도출하였다.

원자력발전소에서 발생하는 중·저준위 폐기물의 처분에 있어 안전성을 확보하기 위하여 폐기물내의 방사성물질의 이력 및 특성을 파악하여야 한다. 본 연구에서는 발전소에서 주기적으로 측정하는 냉각수내 핵종농도와 정화장치별 제염계수를 이용하여 방사성폐기물내의 핵종농도를 예측하였다. 본 방법은 순간제염계수 계산을 통하여 발전소 운전상황 변화를 반영하였으며, 최종정화장치 후단부 방출량을 통한 검증에 있어 평균제염계수를 사용한 경우보다 정확한 핵종누적량을 예측하였다.

국내의 방사성 동위원소 (Radioisotope; RI) 사용기관에서 발생, 수거되어 현재 원자력연구소 저장고 내에 보관중인 폐기물중 가연분을 대상으로 소각실증실험을 수행하였다. 폐기물 발생일을 기준하여 최소 2년이상이 경과한 RI 폐기물을 소각한 결과 폐기물의 부피와 무게를 각각 약 1/250, 1/30로 줄일 수 있었으며, 소각운전중 배출기체의 농도는 환경관련법상의 배출허용기준치 이하, 배출방사선량은 검출기의 측정한계 이하였다. 방사성동위원소 추적자로 I-131 ($Na^{131}$ I형태, 총 2mCi)을 사용한 모의 폐기물을 소각한 결과 대부분의 방사능은 소각재에 잔존하기 보다는 휘발되어 배기체와 함께 거동하며 주로 포대여과기의 여과층에서 잡히는 것으로 나타났다.

원자로에서 연소되고 나온 사용후핵연료는 영구 처분하기 이전에 대부분 수조(pool)속에 임시로 저장되어 관리되고 있다. 이와 같이 관리되고 있는 사용후핵연료속에 핵폭발 장치로 전용될수 있는 매우 민감한 핵물질인 플루토늄이 다량 포함되어 있기 때문에, 원자력의 평화적 이용·개발을 위한 핵활동의 투명성을 확보하기 위해서는 국가사찰 수행시 현장 적용 가능한 사용후핵연료 검증 기술과 장비를 확보하는 것이 필요하다. 이를 위해 사용후핵연료봉 및 사용후핵연료 집합체 검증을 휘한 고분해능 감마선 분광분석 시스템을 개발하여 현장 테스트를 수행한다. 이를 바탕으로 강화되는 핵비확산 체제와 통제관련 기술의 발전에 대비하고 우리 나라의 국가계량관리체제(SSAC) 확립에 필요한 자체적인 사찰 기술을 개발하여 국가사찰에 적용하는 것이 비파괴측정기술 개발 목적이다.

사용후핵연료 수송용기의 이송 및 개폐작업을 수행하기 위하여 수송용기 취급장치 (RCGLUD)를 개발하였으며, 카메라 및 다중센서를 사용하여 취급공정을 자동화하는 연구를 수행하였다. RCGLUD는 크레인에 매달려 구동되므로 수송용기에 정확히 위치를 일치시키는 작업이 어려우며, 이를 위하여 카메라 영상정보 처리방법을 도입하여 수송용기의 위치인식 방법을 개발하였으며, 수송용기의 효과적인 파지작업을 위해서 다중센서정보와 신경회로망을 이용하여 RCGLUD의 파지부와 수송용기의 Trunnion을 정확히 조심시키는 알고리즘을 개발하였다.

확률론적 방법을 이용한 MCNP4A 전산코드를 이용하여 두꺼운 차폐체내에서 효과적인 분산감소기법에 대하여 가장 단순화된 모델을 이용하여 고찰하여 보았다. 등방점선원과 이를 둘러싼 반경 50cm의 납차폐체를 계산을 위한 모빌로 사용하여 차폐체 내부 각 영역과 외부에서의 평균선속을 계산하였다. 분산감소기법으로는 구역분할법과 Exponential transform을 적용하여 각 구역에서의 분산의 변화를 비교하였다. 계산결과 두꺼운 차폐체문제에서는 exponential transform이 가장 효과적인 분산감소기법으로 나타났고 이때 구역분할법을 통하여서는 상대오차의 크기를 더욱 줄일 수 있었다.

가압 경수로형 핵연료에 대한 장기 저장거동을 연구하기 위하여 모의 사용후핵연료(SIMFUEL) 및 조사 핵연료에 대한 산화시험을 공기중에 수행하였다. 연소도가 15,33 및 50 GWD/MTU로 모의한 핵연료를 300-375$^{\circ}C$ 구간에서 산화 시험한 결과, 모의 사용후핵연료는 미조사 $UO_2$시편과 같이 S-형 곡선의 무게증가 특성을 보여 주었으며, 미조사 $UO_2$시편에 비해 산화가 느리게 일어났으며, 모의 사용후핵연료는 연소도가 높을수록 산화속도가 느리다. 고리 2호기에서 2주기 연소한 우라늄 및 가돌리니아 핵연료를 275$^{\circ}C$에서 산화 시험한 결과, 조사 $UO_2$는 연소도가 증가할수록 산화가 느리게 일어나며, 우라늄 핵연료는 가돌리니아 핵연료에 비해 산화가 빨리 일어난다.

다작용기 유기인산 추출제인 octyl(phenyl)-N, N-diisobutyl carbamoylmethylphosphine oxide(CMPO)의 Am(III)에 대한 추출특성을 조사하였다. 0.2M CMPO-1.4M TBP/n-dodecane 추출제, 추출온도 30 $^{\circ}C$, 수용액의 질산농도 2M인 조건에서 Am(III)은 95.8%가 추출되었다. CMPO 추출제에 첨가되는 TBP 농도가 0.5M 까지는 Am(III)의 추출율이 감소시키는 영향을 나타냈으나, 0.5M 이상인 영역에서는 Am(III) 추출율에 미치는 영향이 작게 나타났다. 그리고 Am(III) 추출에 미치는 옥살산농도의 영향은 옥살산농도가 증가할수록 Am(III)의 추출율이 감소하였으며 추출온도가 높을수록 Am(III) 추출율이 감소하는 실험결과를 얻었다. CMPO 추출제는 제 3상을 매우 잘 형성하여 특징을 나타냈으며 이를 방지할 수 있는 조건을 규명하였다.

본 연구에서는 고밀집 섬유다발체 내에 수은과 금속이온을 함유한 수용액을 동시에 주입시켜 최소 공간에서 최대한의 수은전극 면적을 갖는 수직형 순환식 수은 모세관 다발체 전극 전해반응 장치가 개발되었다. 이장치의 특성과 안정성을 평가하기 위해 수은과 수용액의 유량 변화에 따른 철(III)과 우라늄(IV)이온의 환원 voltammogram 이 측정되었다. 본 연구에서 개발된 수직형 순환식 수은 모세관 다발체 전극 전해계는 정확히 제어되는 수용액 유량조건에서 수용액내의 금속이온의 산화수 상태 및 농도의 연속적인 분석 및 전해반응 기구 해석에 효과적으로 사용될 수 있음을 알 수 있었다.

지하암반층에 처분한 방사성핵종들의 이동방식을 이해하기 위한 방법의 일환으로 다차원 불균일장에대한 모사기법에 대해 다루었다. 이차원 암반균열평면을 설정하고 균열틈 값이 공간적으로 다양한 형태를 가질 때 지하수가 흐르는 유형과 핵종들이 이동하는 특성을 이해하기 위해, 공간적으로 다양하게 변해 가는 균열틈을 가진 암반층을 모사한 다음, 여기서 지하수와 방사성핵종들의 흐름특성을 파악하고 물질이동에 영향을 미치는 중요한 수리학적 매개변수들에 대해 논의하였다. 암반 균열폭 값은 추계적 방식으로 설정한 확률밀도분포와 공간상호간섭길이를 함수로하여 통계적방식으로 계산하였다. 각 매개변수들의 값의 차이에 따라 달라지는 분포상태변화를 그림으로 표현하여 설명하였다.

지하수 유동체계 해석 모델인 2차원의 TRAFRAP 모델과 3차원의 MODFLOW모델을 사용하여 삼광광산 주변일대를 모델링하였다. 그 결과 암반내의 평균 지하수 유동속도는 1m/년 총 지하수 유출량은 640㎥/일로 분석되었다. 또한 열극대를 고려하여 유동체계를 해석하면, 열극대 주변에서는 물이 빠르게 유동하므로 수두값이 작아지고 지하수 유동로는 평균 100 m 정도 깊은 곳에 형성됨을 알 수 있다.

방사성폐기물 처분후 처분장에서는 금속의 부시, 셀룰로스의 미생물분해, 방사선에 의한 분해등으로 인하여 기체가 발생하게 된다. 이 논문에서는 저준위 폐기물 수송시스템에서 고려하고 있는 폐기물모듈 개념중 6-Pack 모듈을 사용하여 치분할 때 기체발생에 미치는 영향을 평가하여 보았다. 계산은 방사성폐기물 처분장에 대한 초기 건설용량으로 고려중이었던 10만드럼 용량의 처분장을 기준으로 수행하였다. 평가결과, 6-Pack 모듈을 사용하여 처분할 때 6-pack 모듈을 사용하지 않고 처분하는 경우에 비해 H$_2$의 발생량은 1.4배 정도 증가하며, $CO_2$, CH$_4$ 등에 있어서는 영향이 거의 없는 것으로 나타났다.

도서지역에서의 해수침입에 의한 해수-담수 경계면의 예측은 담수의 이용측면에서 뿐만 아니라 방사성폐기물 영구처분장과 같은 시설을 지하동굴을 이용하여 건설할 경우 설계개념의 설정 및 처분시설의 성능평가 측면에서도 중요한 사항이다. 해수침입의 예측에 널리 사용되어 온 Ghyben-Herzberg 근사식을 자연수위면의 경사가 급한 도서 지하매짙에 적용할 경우 야기되는 문제점을 지적하고, 보다 신뢰성이 향상된 방법인 염분 이동식에 근거한 수치해를 이용하여 해수-담수 경계면을 예측하였다. 경사도가 다른 두 가지 가상 처분시스템에 대한 정상상태에서의 해수침입 해석 결과, Ghyben-Herzberg 근사식은 담수지역에서의 수직 수두구배가 작은 경우에만 적용되며 국내에서 방사성폐기물 처분부지로 고려하였던 굴업도와 같은 작은 도서의 지하매질에서의 해수-담수 경계면 예측시 오류를 범할 수 있으므로 단순 적용은 피해야 할 것으로 판단되었다.