• 한국소성가공학회:학술대회논문집
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• 한국소성가공학회 2004년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.109-113
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• 2004

Slitting device is equipment to separate spent fuel of 250 mm rod cut pellets and hull in order to supply required $UO_2$ pellets through the dry pulverizing/mixing device. For development of its device, We have analyzed slitting programs so that the existing device is modified an appropriate scale in the advanced spent fuel conditioning process. The results of the analysis, we added the automatic separation function of pellets and hull, After slitting. Also, we have concentrated on reducing the operation time so that the support and the body of a slitting blade could have been established in the single structure to be easily maintained. It is based on a design and manufacture of a testing device and we have performed an efficiency evaluation. We have analyzed the results of efficiency tests of the slitting device and get the specification of the slitting device. we complete the basic design of the slitting device by using of these data. Therefore, We apply to a basic data when manufacturing a slitting device.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권3호
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• pp.846-854
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• 2024

FEMAXI-ATF is being developed for fuel performance modeling of SiC cladded UO2 fuel with focuses on modeling pellet-cladding mechanical interactions (PCMI). The code considers probability distributions of mechanical strengths of monolithic SiC (mSiC) and SiC fiber reinforced SiC matrix composite (SiC/SiC), while it models pseudo-ductility of SiC/SiC and propagation of cladding failures across the wall thickness direction in deterministic manner without explicitly modeling cracks based on finite element method in one-dimensional geometry. Some hypothetical BWR power ramp conditions were used to test sensitivities of different model parameters on the analyzed PCMI behavior. The results showed that propagation of the cladding failure could be modeled by appropriately reducing modulus of elasticities of the failed wall element, so that the mechanical load of the failed element could be re-distributed to other intact elements. The probability threshold for determination of the wall element failure did not have large influence on the predicted power at failure when the threshold was varied between 25 % and 75 %. The current study is still limited with respect to mechanistic modeling of SiC failure as it only models the propagation of the cladding wall element failure across the homogeneous continuum wall without considering generations and propagations of cracks.

• 대한기계학회논문집A
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• 제39권3호
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• pp.249-257
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• 2015

원자력 발전소의 반응로에는 핵분열 에너지를 생성하고 방사성 물질의 유출을 막는 핵연료 집합체가 있으며, 이러한 집합체는 핵연료와 피복관으로 구성되어 있는 핵 연료봉으로 구성되어 있다. 원자로에서 핵연료봉 거동의 안전성을 평가하기 위해 해석적인 방법을 적용하며 이러한 평가 코드를 핵 연료 성능 코드라 한다. 경수로 핵연료 해석에서는 간극의 두께에 따라 열전도도가 크게 영향을 받는 간극 열전도도가 주요 거동해석에 영향을 미친다. 본 연구에서는 간극 두께에 따라 열전도도가 변화하는 3 차원 간극 요소(Gap element)를 제안하였으며, 이를 적용하기 위해 3 차원 열탄성 모듈을 FORTRAN90을 이용하여 개발하였다. 제안된 3 차원 간극 요소를 이용하여 핵 연료봉에서 발생할 수 있는 비대칭적인 형상인 핵 연료 표면에 결함이 생긴 경우 MPS(Missing Pellet Surface)와 핵연료봉의 편심(Eccentricity of the nuclear fuel rod) 형상에 대하여 3 차원 해석을 진행하였다.

• 공업화학
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• 제24권3호
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• pp.227-230
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• 2013

$(U_{1-x}Nd_x)O_2$ 소결체를 $500^{\circ}C$에서 산화하여 얻은 $(U_{1-x}Ndx)_3O_8$ 분말의 상변화를 $900{\sim}1500^{\circ}C$의 공기 중에서 고온 산화 열처리를 하여 조사하였다. $1100^{\circ}C$ 이상의 온도로 산화 열처리할 경우에 Nd 농도가 높은 $(U_{1-y}Nd_y)O_{2+z}$ 상과 $U_3O_8$ 상이 생성됨을 확인하였으며, 산화 열처리 온도가 높아질수록 $(U_{1-y}Nd_y)O_{2+z}$ 상에서의 Nd 농도는 감소하였다. 산화 열처리 온도의 증가에 따라서 $U_3O_{8-w}$ 입자로부터 $(U_{1-y}Nd_y)O_{2+z}$ 입자로의 U 양이온 및 Nd 양이온이 두 입자의 계면을 통해 농도 구배에 따른 확산에 의해서 $(U_{1-y}Nd_y)O_{2+z}$ 상 내에 U의 농도는 증가하고 Nd의 농도는 감소하게 된다. 이러한 현상은 산화 열처리 온도증가에 따라서 $U_3O_8$ 상에 대한 $(U_{1-y}Nd_y)O_{2+z}$ 상의 X-선 회절피크의 적분강도비 증가와 $(U_{1-y}Nd_y)O_{2+z}$ 상의 입자가 커지는 것과 연관하여 해석할 수 있었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제43권3호
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• pp.120-123
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• 2018

Background: Analysis of enrichment of $UO_2$ is important to verify the information declared by the license-holders. The redundancy methods are required to guarantee the analysis result. Korea Institute of Nuclear Nonproliferation and Control (KINAC) used to analyze it with alpha spectrometry and consign to Korea Basic Science Institute (KBSI) Thermal Ionization Mass Spectrometry (TIMS). This article evaluated the similarity of the results with two methods and derive correlation equation. It could be compared to the results measured by TIMS running by KBSI. Materials and Methods: There are not many certified materials for the uranium enrichment value. Therefore, 34 uranium pellets, which have the wide range of uranium enrichment from 0.21 to 4.69 wt%, were used for the experiments by the alpha spectrometry and the TIMS. Results and Discussion: The study shows there are the tendency of analyzed enrichment by each equipment. It shows uranium enrichment with alpha spectrometry evaluated 17% higher than that with TIMS on average. The regression equations were also derived in case the similarity between the two results with two methods is lower than predicted. Two experiments were designed to compare the effect of number of samples. The $R^2$ was 0.9977 with 34 pellets. It shows the equation is appropriate to predict the enrichment values by TIMS with that of alpha spectrometry. The $R^2$ was 0.9858 with four pellets for ten times. The $R^2$ decreased while the number of samples increased. The discrepancy between the lowest and highest enrichment seems to be one of the reason for it. Conclusion: KINAC expects the first equation with 34 samples is useful to predict the result with TIMS, the redundancy method, based on the alpha spectrometry. The extra samples are necessary to collect if the enrichment value analyzed by TIMS is lower than the value predicted with the equation. Further study would be followed related to the impact of the peak counts for each uranium isotopes, sample amount and number of experiments when TIMS established in KINAC by the end of 2018.

• 공업화학
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• 제28권3호
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• pp.345-350
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• 2017

원자력연료 제조공정에서 생산되는 우라늄산화물(uranium oxide, UOX) 소결체의 밀도 분석은 일반적으로 소결공정을 거친 후, 소결체의 표본을 가지고 측정한다. 본 연구에서는 우라늄산화물의 중간물질인 중우라늄산암모늄(ammonium diuranate)의 색도를 분광기(spectrophotometer)로 측정함으로써 소결공정 이전에 우라늄산화물 소결체의 밀도를 분석해 보았다. 중우라늄산암모늄 표준 샘플 5개를 통해 얻은 명도 및 색의 좌푯(L, a, b)값과 통상적인 방법으로 얻은 소결체 밀도의 상관관계 추세선을 바탕으로 표적 샘플의 밀도를 분석한 결과, L 값에 대한 소결체의 밀도 분석이 결정계수 $R^2$ 값 0.9967로 가장 신뢰성이 높게 나왔음을 확인하였다. a 값에 대한 결정계수 $R^2$ 값은 0.9534로 상관관계가 높은 편이나 L 값보다는 낮았다. 이에 반해 b 값에 대한 결정계수 $R^2$ 값은 0.4349로 상관관계가 거의 없었다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.632-635
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• 2003

원자력 발전소에서 배출되고 있는 방사성 폐기물의 운반 및 처분과 관련하여 규제가 예상되는 대상 핵종을 선정하고, 특히 방사능 계측기로 직접 측정이 불가능한 드럼 내 방출핵종에${\alpha}{\cdot}{\beta}$ 대한 농도 예측과 검증방법에 관한 연구가 진행되고 있다. 본 연구에서는 $\beta$방출 핵종이면서 반감기가 매우 긴 $^129I(t_{1/2}=1.57{\times}10^7)$의 정량을 위하여 모의 폐기물 중에 함유되어 있는 요오드의 분리 및 회수율을 측정하였다. 모의 폐기물중 가용성 및 난용성 시료의 전처리 방법으로 혼합산 분해법과 알칼리 용융방법을 각각 이용하였으며 두 방법에 대한 요오드의 회수율을 비교하였다. 요오드의 측정방법으로 이온 크로마토그라피를 이용하였으며 매질의 음이온성분에 의한 영향은 없었다. 두 방법의 전체 공정에서 혼합산분해에 의한 요오드의 회수율은 76.7 (RSD 1.7%)이고 알칼리용융에 의한 방법에서 모직물의 경우에는 74.3(RSD 2.2%)이고 Resin의 경우 56.5(5.6%)로 각각 나타났다.