• Title/Summary/Keyword: 모의핵연료

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수소화물 생성-유도결합플라스마 원자방출분광법을 이용한 모의사용후 핵연료 중의 텔루르 분석 (Direct Determination of Tellurium in Simulated Nuclear Spent Fuels by Hydride Generation-Inductively Coupled Plasma Atomic Emission Spectrometry)

  • 최광순;이창헌;한선호;조기수;김원호
    • 분석과학
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    • 제13권6호
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    • pp.781-788
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    • 2000

  • 수소화물 생성-유도결합플라스마 원자방출분광법(HG-ICP-AES)을 이용하여 모의사용후 핵연료(SIMFUEL) 중의 텔루르를 정량하였다. 염산과 $NaBH_4$의 농도 및 주입속도와 같은 변수들을 최적과 한 다음 각각 우라늄, 팔라듐, 루테늄, 로듐 및 몰리브덴의 간섭 정도를 조사하였다. 이들 원소, 특히 팔라듐으로부터 간섭을 줄이기 위하여 가리움제로 thiourea를 사용하였다. 모의사용후 핵연료로부터 텔루르를 양이온 교환 크로마토그래피로 분리한 다음 각각 HG-ICP-AES와 유도결합플라스마 질량분석법(ICP-MS)으로 측정하였다. 우라늄 매트릭스로부터 텔루르를 분리하지 않고 바로 전자로 측정한 결과와 분리한 다음 측정한 값의 상대편차는 ICP-MS의 결과를 기준으로 5.6%와 -1.2%이었다.

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핵연료 봉다발에서의 국소열전달 특성 해석

  • 이중섭;정장환;오광석;김선철;유성연
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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    • pp.391-396
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    • 1996

  • 내부부수로, 벽면부수로, 모서리부수로를 포함하는 가압경수로형 원자로의 핵연료집합체를 모의하는 3$\times$3 봉다발을 모델로 수치해석을 통해 봉다발 주변의 유동특성을 알아보고 각 봉에서의 원주방향 위치에 따른 국소열전달 특성에 관해 고찰하였다. 봉다발에서 열전달계수의 분포는 벽면영향으로 인한 각 부수로에서의 유속분포와 밀접한 관계가 있으며 내부부수로에 인접한 봉에서 가장 높았고, 그 다음이 벽면부수로, 모서리부수로에 인접한 봉에서는 가장 작게 나타났다. 현재 핵연료의 열수력 설계시에 적용하고 있는 부수고 내의 모든 열수력학적 변수가 일정하다고 가정하는 부수로 해석방법은 봉다발내의 실제 열전달 현상과는 상당한 차이가 있음을 보여주었다.

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경수로 핵연료집합체의 모드해석 및 유동시험 평가

  • 전상윤;김용환;전경락;김재원
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(2)
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    • pp.46-51
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    • 1997

  • 최근 경수로 핵연료 손상 원인 중의 하나인 연료봉 마모(Fretting Wear)가 지지격자의 스프링력 저하뿐만 아니라 원자로 냉각재 유동에 기인한 집합체 진동(Self-excited Fuel Assembly Vibration)에 의해 유발될 수 있는 것으로 밝혀져 해외 연료공급자들은 새로운 연료개발시 집합체 유동시험을 수행하여 냉각재 유동에 의한 집합체 진동 여부를 확인하고 있다. 본 연구에서는 경수로 핵연료집합체에 대한 모드해석 및 진동시험으로부터 고유진동수 및 진동모드형태를 구하여 모의 집합체 유동시험 결과와 비교 평가하였고 냉각재 유동에 의해 과도한 집합체 진동이 발생됨을 확인하였으며 가연성흡수봉집합체를 삽입한 경우에 대한 유동시험 결과와도 비교하였다. 또한, 이들 집합체의 진동 변위량과 손상 연료의 마모량 분포의 상관성을 비교 평가하였다.

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마이크로포커스 X-선 투과 영상을 이용한 모의 TRISO 핵연료 입자 코팅 층 두께 비파괴 측정 (Nondestructive Measurement of the Coating Thickness in the Simulated TRISO-Coated Fuel Particle Using Micro-Focus X-ray Radiography)

  • 김웅기;이영우;박지연;박정병;나성웅
    • 비파괴검사학회지
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    • 제26권2호
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    • pp.69-76
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    • 2006

  • 차세대 원자로로 부각되고 있는 고온가스로에서는 윈자로에서는 고온 안정성 및 핵분열생성물 차단 성능이 우수한 TRISO(tri-isotropic) 핵연료를 사용하고 있다. TRISO 핵연료 입자는 직경이 약 1mm인 구 형태로 입자의 중심에는 직경 0.5mm의 핵연료 커널(kernel)이 포함되며 커널 외곽을 코팅 층이 에워싸고 있다. 이 코팅 층은 완충(buffer) PyC(pyrolytic carbon)층, 내부 PyC층, SiC층, 그리고 외부 PyC층으로 구성되어 있다. 각 코팅 층의 두께는 수십-백${\mu}m$ 범위이고 사양으로 정해져 있으며, 본 연구에서는 각 코팅 층의 두께를 비파괴적으로 측정하기 위하여 마이크로포커스 X-선 발생장치와 고해상도 X-선 평판(flat panel) 검출기초 구성된 정밀한 X-선 래디오그래피 장치를 개발하였다. 개발된 마이크로 X-선 래디오그래피 장치를 이용하여 $UO_2$ 핵물질 $ZrO_2$를 커널로 사용한 모의 TRISO 핵연료 입사에 대한 투과 영상을 획득한 후 디지털 영상처리 기술을 이용하여 코팅 층 사이의 경계선이 구분 가능하도록 영상을 개선하고 디지털 영상처리 알고리듬을 개발하여 코팅 층의 두께를 파동으로 측정하였다.

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사용 후 핵연료 용해 중 휘발 및 잔류 요오드 분석 (Determination of volatile and residual iodine during the dissolution of spent nuclear fuel)

  • 김정석;박순달;전영신;하영경;송규석
    • 분석과학
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    • 제22권5호
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    • pp.395-406
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    • 2009

  • 사용 후 핵연료시료 중의 요오드를 정량하고 용해과정 중 요오드의 휘발거동을 조사하기 위하여 중성자 방사화 분석(NAA) 및 전자미세탐침분석(EPMA)을 이용하였다. 모의 사용 후 핵연료시료(SIMFUELs)를 준비하여 $HNO_3$(1+1) 용액으로 $90^{\circ}C$에서 8시간 용해하고 용해 후 용해용액 중에 잔류된 요오드, 용해장치에 응축된 요오드 및 휘발하여 흡착체에 포집된 요오드 각각을 정량하였다. 응축된 요오드는 장치내 용해용액을 옮긴 후 $HNO_3$(1+1) 용액으로 재증류하여 회수하였다. 용해 및 재증류 용액중의 요오드는 용매추출과 이온교환 및 침전법으로 분리한 후 방사화학적 중성자 방사화 분석(RNAA)으로 정량하였다. 요오드 분리에 사용한 이온교환분리관 및 여과키트는 폴리에틸렌 관으로 제작하여 중성자 조사를 위한 이송관 내부의 삽입체(Insert)로 이용하였다. 핵연료용해 중 휘발된 요오드는 제조한 흡착체(Ag-Silica gel)를 담은 흡착관에 포집하였다. 흡착체를 구간별로 나누어 균질시료로 만든 다음 비파괴 중성자 방사화 분석(INAA)으로 정량하였다. 흡착된 요오드의 분포를 EPMA 분석으로 조사하였다. 모의 사용 후 핵연료 및 원자력발전소로부터의 실제 사용 후 핵연료 시료로부터 휘발된 요오드의 흡착특성을 비교하였다.

  • https://doi.org/10.5806/AST.2009.22.5.395 인용 PDF KSCI