• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
• /
• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
• /
• pp.222-222
• /
• 2004

가압 중수로형 원자력발전소에서는 중수 중의 중수소와 중성자의 반응에 의하여 수소동위원소인 삼중수소(트리튬)가 불가피하게 생성되는데 발전소의 가동 년수가 증가함에 따라 계통내 중수중의 삼중수소 농도도 증가하게 된다. 따라서 계통내 삼중수소화 중수로부터 삼중수소를 분리하여, 중수는 원자로로 순환하고 분리된 삼중수소는 별도로 저장할 필요가 있다. 이 과정에서 분리$\cdot$농축된 삼중수소는 방사성 물질일 뿐만 아니라 앞으로 핵융합 연구에 매우 중요하게 이용되어야 할 자원이기 때문에 이를 안전하게 저장하기 위한 기술(저장기술)과 경우에 따라 지정된 장소로 운반하기 위한 기술(운반기술)이 필요하다.(중략)

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
• /
• 한국에너지공학회 2002년도 추계 학술발표회 논문집
• /
• pp.117-122
• /
• 2002

중수형 원전은 국내 가압 경수로의 보완 원자로형으로 현재 4기가 운전되고 있다. 중수형 원전은 천연우라늄을 핵연료로 사용하기 때문에 연소도를 고려하여 운전 중 매일 핵연료를 교체하는 운전 특성을 갖고 있으며, 노심 내 출력분포 및 출력을 제어하기 위해 수위영역제어기의 수위가 계속 변하는 특성 또한 가지고 있다. 이 외에도 조절봉 등의 다양한 제어장치들이 출력제어를 위해 거동하게 된다.(중략)

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제22권2호
• /
• pp.119-125
• /
• 1997

가압중수로는 감속재와 냉각재로 중수를 채택함으로써 높은 중성자 경제성을 달성하는 대신 중수소의 중성자 포획반응 때문에, 경수로에 비해, 다량의 삼중수소가 발생한다. 한편 원자로심에서, 삼중수소의 ${\beta}$-붕괴결과 발생된 $^3He$는, 열중성자를 포획하여 다시 삼중수소로 변환된다. 중수로에서 삼중수소의 생성에 대한 기존의 계산모형은, $^3He$가 상대적으로 낮은 용해도를 가지므로, 그 기여도를 무시해왔다. 그러나 $^3He$의 중성자 포획단면적은 중수소의 그것에 비해 $1.6{\times}10^7$ 배가 된다. 즉 $^3He$가 중수내에 0.03 ppm만 녹아있다 하더라도 $^3He$에 의해 생성되는 삼중수소의 양은 전체 중수에 의한 삼중수소의 양에 필적하게 된다. 본 연구에서는 월성1호기를 대상으로, 중수로에서 $^3He$가 삼중수소의 생성에 미치는 영향을 평가하였으며 결과를 실측치와 비교하였다. 연구의 결과, 감속재에서는 $^3He$의 용해도가 낮고 $^4He$ Cover gas 때문에 $^3He$의 기여도는 무시할 수 있음이 밝혀졌다. 반면 냉각재의 경우 $^3He$ 삼중수소의 생성에 지대한 영향을 미치는 것으로 나타났다. 또한 본 연구의 계산방법은 원전 운전초기의 냉각재내 삼중수소 생성량은 과대평가 하는 것으로 나타났으나 운전기간이 증가함에 따라 실측치와 잘 일치하는 것으로 나타났다.

• 기계저널
• /
• 제22권3호
• /
• pp.169-174
• /
• 1982

우리나라는 1978 년 고리 1호기의 가동을 효시로 고리, 월성, 영광, 울진에 8기의 원자력발전소를 건설중에 있고 앞으로도 후속기의 착공이 계속될 전망이다. 노형별로 보면 월성1호기가 카나다 에서 개발된 가압식중수로(pressurized water reactor, PWR형)이다. 이 두 노형의 가장 큰 차이 점은 천연우라늄과 농축우라늄을 각각 사용한다는 핵주기상의 차이에 있고 따라서 핵연료집합 체의 구조와 노심관리상에는 큰 차이가 있다. 본 해설을 현재 우리나라에서는 건설되고 있는 PWR형과 CANDU형 원자로 핵연료를 중심으로 이들 각각의 구조, 설계, 재질상의 특성과 지금 까지 밝혀진 핵연료 파혼현상을 고찰하고 이를 대비한 시험평가분야를 검토함으로써 앞으로 다 가올 핵연료 국산화 시대에 도움이 되리라 믿는다.

• 한국기계기술학회지
• /
• 제13권2호
• /
• pp.145-153
• /
• 2011

The irradiation tests of materials in HANARO have been performed usually at temperatures below $300^{\circ}C$ at which the RPV(Reactor Pressure Vessel) materials of the commercial reactors such as the light water reactor and CANDU are operated. As VHTR(Very High Temperature Reactor) and SFR(Sodium-cooled Fast Reactor) projects are being carried as a part of the present Gen-IV program in Korea, the requirements for irradiation of materials at temperatures higher than $500^{\circ}C$ are recently being gradually increased. To overcome the restriction in the use at high temperature of the existing Al thermal media, a new capsule with double thermal media composed of two kinds of materials such as Al-Ti and Al-graphite was designed and fabricated more advanced than the single thermal media capsule. At the irradiation test of the capsule, the temperature of the specimens successfully reached $700^{\circ}C$ and the integrity of Al, Ti and graphite material was maintained.

• 대한기계학회논문집
• /
• 제10권1호
• /
• pp.50-55
• /
• 1986

본 연구에서는 경계면에 맞춘 좌표계를 이용한 mapping을 통하여 37개봉으로 구성된 유로에서의 전달현상을 분석하였다.

• 한국전산구조공학회논문집
• /
• 제18권4호통권70호
• /
• pp.335-345
• /
• 2005

이 논문에서는 프리스트레스트 콘크리트 구조로 건설된 원자로 격납건물의 극한내압평가를 위해 비선형 유한요소해석을 수행하였다. 특히, 상용프로그램 사용 시 콘크리트와 긴장재의 완전부착 가정으로 인해 고려할 수 없었던 콘크리트와 긴장재 사이의 슬립효과를 모사할 수 있는 알고리즘을 개발하였다. 부착된 긴장재의 경우 부착-슬립효과를 기초로 유도된 겉보기 항복응력으로 두 재료의 상호거동을 모사할 수 있고, 비부착된 긴장재의 경우 반복해석에 의해 긴장재 전체 길이방향으로의 슬립효과를 모사할 수 있다. 개발된 알고리즘을 이용하여 도출된 긴장재의 응력-변형률 관계를 이용하여 격납건물의 축소모델에 대한 비선형 해석을 수행하였고, 수행한 결과를 바탕으로 격납건물의 극한내압은 가압중수로형과 가압경수로형 모두 설계압력의 약 3배 이상 구조적 여유가 있음을 확인하였다.

• 한국암반공학회:학술대회논문집
• /
• 한국암반공학회 2001년도 춘계학술발표회 논문집
• /
• pp.40-60
• /
• 2001

핵변환 후 영구 처분될 가압경수로 및 중수로용 사용후핵연료에 대한 인간 생태계에 대한 영향을, 직접 처분하는 경우와 비교해 보았다 심지층 처분된 용기에 저장된 사용 후 핵연료로부터 유출된 방사성 핵종들이 공학적 방벽을 거쳐 결정질 기반암 내 균열대를 통해 지하수의 흐름을 따라 이동하면서 , 다양한 지질 및 암종을 거쳐 생태 환경으로 도달한다는 핵종 유출 시나리오 중 가장 보수적인 시나리오인 우물 시나리오에 대한 위해도를 평가하여 상대적인 환경친화성을 정량적으로 제시하였다. 현재 국내에 가속기와 미임계형 원자로를 함께 사용하는 핵변환시스템과 임계형 원자로와 같은 핵변환 시스템이 개념적인 수준에서 개발되고 있어, 이 연구를 통해 향후 핵변환시스템 연구에서 요구되는 항목들도 기술적 개선, 경제성 제고, 환경 친화성, 그리고 수용성측면에서 제시하였다.

• 비파괴검사학회지
• /
• 제34권3호
• /
• pp.254-259
• /
• 2014

중수로 원자로는 한 개의 원자로용기로 구성된 경수로와는 달리 약 380여개의 연료채널(fuel channel)로 구성되어 있다. 연료채널을 구성하는 압력유지 기기인 압력관(pressure tube)은 지르코니움 합금(Zr-2.5wt% Nb) 재질로서 치수는 내경이 103.4 mm, 두께가 약 4.19 mm, 길이가 6.36 m인 튜브 형태의 관이다. 압력관은 내부에 핵연료 다발과 냉각재가 내장되며 압력관의 기능은 연료를 지지하고 열수송 유체인 중수($D_2O$)를 이송한다. 압력관의 단순한 기하학적인 형상으로 인하여 자동화 비파괴검사가 가능하고 접근성이 우수하다. 연료채널은 경수로형 원전과 동일하게 설치전과 운전중에 원자력안전위원회 법령 요건에 따라 주기적으로 엄격한 비파괴검사를 수행하여 건전성을 확인한다. 연료채널의 주기적 비파괴검사에는 초음파탐상 및 와전류탐상검사 기법을 적용한 체적 비파괴검사 기술이 적용된다. 이중에서 와전류탐상검사 기법은 초음파탐상검사에서 검출된 결함의 확인을 위한 보충검사기술로 적용되고 있지만 표면결함에 대한 검출능이 초음파탐상검사 기법보다 우수한 장점을 가지고 있다. 본 논문에서는 압력관 내부 표면 비파괴검사에 적용되고 있는 와전류탐상검사 기술의 압력관 내면에 발생할 수 있는 결함의 검출 및 깊이 측정 특성에 대한 연구결과를 기술하였다. 즉, 와전류검사 기술은 압력관 내면에 발생할 수 있는 아주 미세한 결함을 매우 우수한 분해능으로 검출할 수 있으므로 초음파탐상검사 결과 확인을 위한 보충기술로서 매우 유용하지만, 결함의 깊이 측정은 오차가 매우 크게 발생하므로 결함 깊이 측정에는 적합하지 않고 오직 표면결함 검출에만 적용하는 것이 바람직하다.

• 에너지공학
• /
• 제24권2호
• /
• pp.40-44
• /
• 2015

중수로 일차냉각재계통 액체방출밸브의 개방압력에 대한 안전여유 및 시간지연을 반영하여 열수력코드로 경년열화가 반영된 노심에 대해 민감도를 평가하였다. 과거에는 안전해석을 수행할 때 안전여유와 시간지연을 반영하여 평가하지 않았으나, 월성1호기 안전해석 인허가 심사과정중 반영 평가하였다. 중수로 안전해석에서 압력경계는 일차냉각재계통 액체방출밸브이다. 따라서 액체방출밸브 응동이 안전해석에 직접적인 영향을 주므로 안전여유와 시간지연 부가가 안전해석 결과에 미치는 영향을 파악하고 해석에 반영하기 위해 일차냉각재계통 과압이 걸리는 사고들에 대해 평가하였다.