• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(3)
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• pp.238-243
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• 1996

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.

• 한국수자원학회:학술대회논문집
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• 한국수자원학회 2023년도 학술발표회
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• pp.311-311
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• 2023

파형강관은 아연도금강판을 물결모양으로 성형하여 나선형으로 조관한 연성관으로 콘크리트 흄관을 대체하여 각종 토목공사의 우수 및 하수관으로 주로 사용되고 있다. 파형강관은 강판에 물결 형상을 성형하여 내하력을 부여하였기 때문에 높은 강도를 지니고 있고, 경량이고 유연성이 있어 기초공사가 쉽고 현장에서의 운반 및 보관이 용이하여 그 활용이 점차 확대되고 있다. 이러한 파형강관의 내/외부에 기능성 고분자 복합 Polymer(다중필름)을 코팅하여 일반 파형강관 대비 더 높은 내식성 및 내마모성을 구현한 제품을 NPE 피복 파형강관이라 하며, 내부에 평판을 2중으로 결합하여 일반 파형강관 대비 통수능력을 개선한 파형강관을 내부평활 파형강관이라고 한다. 최근 파형강관의 활용이 점차 확대되고 있음에도 불구하고, 파형강관에 국한된 수리역학적 특성에 관한 연구는 미흡한 실정이며, 그마저도 주로 만관 혹은 만관에 가까운 상태에서의 흐름만이 고려되어 왔다. 하지만 대구경의 파형 강관이 우수 배관 및 하수 처리를 위하여 설치될 경우 개수로 흐름이 발생하게 된다. 이에, NPE 피복 파형강관과 내부평활 파형강관 내에서의 개수로 흐름을 다양한 유량 및 수심 변화를 통하여 생성하였으며, 각각의 수리학적 조건에서 통수능을 결정하는데 중요한 상수인 조도계수를 수리 실험을 실시하여 결정하였다. 이는 현재 국내에서 생산되고 있는 NPE 피복 파형강관과 내부 평활강관의 활용에 있어서 국제 경쟁력을 높이는데 큰 도움이 될 것이라 사료된다.

• 한국표면공학회:학술대회논문집
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• 한국표면공학회 2015년도 추계학술대회 논문집
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• pp.148-150
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• 2015

최근 가압경수로 핵연료는 다양한 형태의 원자로의 개발 및 다양한 운전 방식을 요구한다. 장주기 운전이 가능한 고연소도 핵연료의 지속적인 성능 개선이 필요하다. 핵연료에서 가연성 중성자 흡수체(Burnable absorber-BA) 역할은 매우 중요하다. 다양한 원자로 및 다양한 운전방식을 대비하여 BA 제조에 유연성을 고려하면 핵연료 피복관 내부에 직접 코팅하는 것이 바람직하다. 이에 피복관 내부표면에 직접 금속도금이 가능 여부와 기존에 많이 사용하던 전해도금에서 발생되는 기포에 의한 불균질한 도금(핀홀) 문제점 해결 방안을 고안하였다. 본 연구에서는 초임계 이산화탄소와 전해도금액간의 초음파 교반을 통한 강한 진동에 의해 매크로 에멀젼을 형성시켜 피 도금 물질 표면에 얇은 막을 얻는 도금 방법을 적용하였다. 초임계 유체를 이용한 전해도금을 적용한 결과 균질한 얇은 도금 막을 증착 시켰으며, 기포에 의한 핀홀 현상을 억제하였다. 또한 전해도금액의 사용량을 최소화 하여 폐수 발생 문제를 개선하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제19권1호
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• pp.22-33
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• 1987

원자력 발전소에 있어서 정상가동 상태나 이상동작시에 핵연료 피복관의 건전성 확보와 연관하여 피복재의 항복거동은 중요한 문제이다. 급격한 출력상승 상황에서 이산화 우라늄 소결체와 피복관 사이의 노내 조사거동의 차이는 소결체와 피복관 사이에 Contact Pressure를 야기 시킨다. 만일 이 Contact Pressure가 Zircaloy 피복관의 Yield Pressure에 도달하면 피복관에는 영구변형이 일어난다. 이 변형은 원자로의 출력이 정상상태로 회복되더라도 존재하므로 소결체와 피복관 사이의 Gap을 증대시킨다. 이러한 상황을 묘사하기 위해 본 논문에서는 구리 Mandrel과 Zircaloy사이의 열팽창 차이를 이용하는 Mandrel 팽창 실험을 실행했다. 실험 결과 측정된 Zircaloy 피복관의 외경 팽창치와 본 논문에서 유도된 수학적 관계식들을 이용하여 온도에 따른 Zircaloy 피복관의 내부항복압력과 항복응력, 피복재의 항복에 따른 핵연료 소결체와 피복관 사이의 Gap 증대를 구하고, 항복 거동에 따른 온도의 영향을 보기 위해 항복과정의 활성화 에너지를 구했다. 본 실험과 분석에서 얻어진 이들 결과들은 다른 실험 결과들과 상당히 일치하였으며, 이것으로 볼 때 본 논문에서 유도된 관계식들과 Mandrel 팽창 실험이 Zircaloy 피복관의 항복거동과 Gap Expansion 측정에 신뢰성이 있음을 알 수 있었다.

• 한국표면공학회:학술대회논문집
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• 한국표면공학회 2001년도 춘계학술발표회 초록집
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• pp.52-52
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• 2001

지르칼로이-4와 장주기 고연소도용으로 개발된 신피복관인 Zirlo에 대해 LOCA 사고시 피복관이 노출되는 온도영역에서 대기압 조건에서 산화실험을 수행하였다. 온도범위는 $700{\;}-{\;}1200^{\circ}C$이다. 산화시간, 온도 에 따른 산화속도 모델이 제시되었다. 지르칼로이-4는 $1000^{\circ}C$이하의 대가압 수증기에서 3차 법칙을 따르는 반면에, Zirlo는 지속적으로 2차 법칙을 따르는 것으로 나타났다. $1000^{\circ}C$ 이상에선 Zirlo의 내부식성이 더 높게 평가되었다. 두 합금의 산화거동차이를 분석하기 위해 산화된 시편을 광학현미경으로 비교하였다. $1000^{\circ}C$ 이상 고온에서 Zirlo의 금 속내 $\alpha$상의 성장률이 지르칼로이-4에 비해 더 빨라, $\alpha$상이 더 넓게 분포하는 것으로 나타났다. 피복관 표면에 이미 존재하는 산화막은 지르칼로이-4와 Zirlo 모두 일정시간 동안 보호성을 유지하는 것으로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제18권3호
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• pp.218-227
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• 1986

가상적인 냉각제 상실 사고시의 조건하에 일어날 수 있는 취약화 현상에 대한 자료를 얻기 위하여 고온의 수중기 분위기에서 Zircaloy-4 핵연료피복관의 산화거동과 기계적성질 변화에 대한 연구를 수행하였다. 시편은 캔두형핵연료 피복관으로 사용되는 질칼로이 튜브를 사용하였으며 냉각제 상실 사고시 야기될 수 있는 수중기 분위기속 90$0^{\circ}C$와 1,00$0^{\circ}C$에서 유지시간을 변경하여 가면서 산화시켰다. 질칼로이 피복관의 표면과 내부에서 ZrO$_2$ 및 $\alpha$상의 형성속도 E는 온도와 시간의 함수인 E=1.1√Dt+0.002로 나타났다. 여기서 D는 온도에 의존하는 화산계수임. 시편에 대한 인장강도, 후프강도 및 연신율을 측정한 결과 단시간 산화된 시편의 인장강도는 원래의 피복관에 비해 처음에는 약간 증가하다가 계속되는 유지 시간에 따라 감소하였다. 후프강도는 유지 시간에 따라 많이 감소하지 않았으며 외경 방향의 인장율을 급격히 감소하였다. 피복관의 선택 방위 측정 결과 원래의 피복관 입자는 대부분이 기저면(0001)에 대한 극축이 외경 방향에 평행하게 놓였었으나 1,00$0^{\circ}C$에서 열처리한 경우는 극축이 외경 방향에 수직으로 변경됨을 알 수 있었으며 이러한 결정면의 방위분포 결과가 후프강도의 유지에 기여하는 것으로 추측되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권4호
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• pp.570-587
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• 1993

최근 전 세계적으로 내부2차수소 침투에 의한 것으로 보이는 핵연료의 심각한 파손이 잇달아 보고되었다. 본 논문에서는 결함 핵연료에서의 내부 수소 침투 현상이 개괄적으로 고찰된다. 먼저 핵연료의 피복관으로 사용되는 질코늄 합금의 개발사와 그 질코늄 합금이 사용되는 원자로 내의 운전조건이 소개되고 산화 질코늄 막에서의 수소의 투과성, 질코늄과 질코늄 합금에서의 수소의 최종 용해도와 침전도등 질코늄의 수소 침투에 관련된 기본 사항과 수소 침투가 기계적 강도에 미치는 악 영향등이 고찰된다. 결함 핵연료봉 내부에서 발생되는 수소의 대량 내부 침투의 메카니즘이 관찰된 제 현상을 중심으로 정성적으로 설명되고 이러한 수소의 대량 침투에 의한 핵연료치 파손심화를 줄이기 위한 노력의 일환으로 제시된 정량적 모델이 간단히 언급되고 이러한 정량적인 모델의 심도있는 개발을 위해 필요한 자료와 추후의 연구 내용이 설명된다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2008년도 추계학술대회A
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• pp.1377-1380
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• 2008

An irradiation test of a nuclear fuel rod having external and internal tube structure was planned for a performance. To establish fabrication process satisfying the requirements of irradiation test, micro-TIG welding system for fuel rods was developed, and preliminary welding experiments for optimizing process conditions of fuel rod was performed. Fuel rods with 15.9mm diameter and 0.57mm wall thickness of cladding tubes and end caps have been used and optimum conditions of endcap welding have been selected. In this experiment, the qualification test was performed by tensile tests, helium leak inspections, and metallography examinations to qualify the endcap welding procedure. The soundness of the welds quality of a dual cooled fuel rods has been confirmed by mechanical tests and microstructural examinations.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2009년도 학술논문요약집
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• pp.475-476
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• 2009

CFD 방법을 이용하여 건식저장 용기내 사용후핵연료 열전달 해석을 수행한 결과 연료봉의 붕괴열에 의한 내부 유체의 자연대류 현상과 상세 핵연료 온도분포를 예측할 수 있음을 확인하였다. 향후에는 다양한 시험조건에서 복사열전달을 포함한 정밀한 CFD 계산을 수행하여 피복관 온도분포의 예측치를 실험결과와 비교할 예정이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권3호
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• pp.344-357
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• 1995

핵연료 소결체와 피복관 사이의 간극 크기에 크게 좌우되는 간극 열전도도는 연료봉내 초기 저장에너지 양에 중요한 영향을 끼친다. 정상상태 계산용 ELESTRES 코드에서 사용 중인 수정된 Ross-Stoute 의 간극 열전도도 모델은 단순한 열적 변형 모델에 기초한다. 최근의 실험에서 핵연료 소결체가 연소됨에 따라서 균열, 소결체 재배열 등이 발생되고, 피복관 내부의 편심에 위치하게 된다는 것이 알려졌다. 본 논문에서는, 최근에 제안된 편심형 간극 모델과 소결체 재배열형 간극 모델 등이 기술되었고, 실험 조건과 중수로 핵연료봉의 운전조건 하에서의 소결체와 피복관 사이의 간극 열전도도를 계산하는데 이용되었다. 실험 치와 계산치가 잘 일치됨으로써, 수정된 Ross-Stoute 모델이 ELESTRES 코드 내에서 사용된 열전달 관련 가정들과 잘 부합됨을 보여 주었다. 출력 경계곡선을 따라서 수정된 Ross-Stoute 모델로 계산된 간극내 열전달과 핵연료 표면 온도 등이 편심형 간극 모델과 소결체 재배열형 간극모델에 의한 예측치보다 보수적이었다.