• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.355-355
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• 2004

사용후핵연료 금속전환체는 세라믹형 사용후핵연료를 리튬용융염으로 금속전환하여 생성한 우라늄금속으로 상온에서도 표면산화가 진행될 정도로 매우 불안정한 상태이다. 이에 대한 저장 안정성 향상방안을 도출하기 위해 금속전환체의 주성분인 금속우라늄과 산화 안정화물질인 Nb을 첨가한 모의 금속전환체 합금을 제작하여 $200^{\circ}C~300^{\circ}C$ 온도구간에서 열중량분석기(TGA)를 이용해 순수 산소분위기로 산화시험을 수행하였다.(중략)

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 1993.11a
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• pp.109-109
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• 1993

CANDU 원자로 지역별 대표 핵연료봉 1개에 대하여 열행태를 해석할 수 있는 '평균 단일 핵연료(ASF : Averaged Single Fuel)' 모델을 우선 제안하였다. 핵 연료봉 하나를 12 개 동일 체적의 환형 격자로 나누고 시공간을 고려하는 전진 유한 미분 해석을 적용하여 핵연료봉내에서의 열적 변이를 모사 하였다. 핵연료의 전도도 및 비열은 온도에 종속함이 가정되었다. 주어진 열출력에 대하여, 핵연료와 피복관내의 정상상태 온도분포를 산출하였고 주어진 냉각재 온도 및 표면 열 전달 계수에 대하여 핵연료봉 단위 길이당 저장열을 계산하였다. 초기 온도 분포의 임의 값에 대하여, 시간 단계별 열출력 및 열전달 계수 변이에 따른 저장열, 온도 분포, 냉각재료의 출력과 피복관 온도 변이를 계산하였다. 이후 ASF 모델을 CANDU 14개 지역 출력 특성의 실제적 모사 및 해석이 가능하도록, 14개 지역 대표 핵연료봉모델 모두를 동시에 포함하는 '다영역 핵연료(MZF : Multi Zone Fuel)' 모델로 확장하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.458-463
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• 1998

고준위방사성페기물의 기준 처분시스템 (Reference Geological Disposal System)의 개념설정을 위하여 현재 국내 원전에서 발생되고 있거나 향후 2010까지 건설될 원전으로부터 발생될 모든 사용 후 핵연료연료의 특성(크기, 무게, 초기농축도, 연소도, 냉각기간 등)을 대표할 수 있는 기준 사용 후 핵연료를 선정하였다.

• Proceedings of the Korea Information Processing Society Conference
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• 2005.11a
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• pp.713-716
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• 2005

차세대 원자로로 부각되고 있는 고온가스냉각 원자로에서는 고온 안정성 및 핵분열생성물 차단 성능이 우수한 TRISO(Tri-Isotropic) 핵연료를 사용하고 있다. TRISO 핵연료 입자는 직경이 약 1mm인 구 형태로 입자의 중심에는 직경 $0.35^{\sim}0.6\;{\mu}m$의 핵연료 입자가 포함되며 입자 외곽을 코팅 층이 에워 싸고 있다. 이 코팅층은 완충(buffer) PyC 층, 내부 PyC 층, 외부 PyC 층으로 구성되어 있다. 각 코팅 층의 두께를 수십$^{\sim}$백 ${\mu}m$ 범위이며 사양으로 정해져 있어 핵연료 입자 제조 후 사양을 만족하는지를 검사해야 한다. 본 연구에서는 TRISO 핵연료 입자 정보를 컴퓨터로 생성하고 가상의 X-선 래디오그래피 방법을 이용하여 투시 영상을 구성한 후 Filtered Backprojection 기법을 이용하여 단면 영상을 재구성하고 이 단면 영상을 이용하여 코팅 층의 두께를 정밀하게 측정하기 위한 모의 실험을 수행하였다. 경계선이 불명확한 투시영상이 아닌 경계선이 명확한 재구성 단면 영상을 이용하여 코팅 층의 두께를 약 2.3% 이내의 오차율로 정밀하게 측정하였다.

• Analytical Science and Technology
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• v.16 no.2
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• pp.117-124
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• 2003

Oxygen to metal ratio has been measured by wet and dry chemical analysis to study the properties of sintered $UO_2$ pellets and $U_3O_8$ in the lithium reduction process of spent pressurized water reactor fuels. Uranium dioxide pellets simulated for the spent PWR fuels with burnup values of 20,000~60,000 MWd/MtU were prepared by mixing $UO_2$ powder and oxides of fission product elements, pelleting the powder mixture and sintering it at $1,700^{\circ}C$ under a hydrogen atmosphere. For wet chemical analysis, the simulated spent fuels were dissolved with mixed acid (10 M HCl : 8 M $HNO_3$, 2.5 : 1, v/v) using acid digestion bomb technique. The total amount of uranium and fission products added in the simulated spent fuels were measured using inductively coupled plasma atomic emission spectrometry. Weight change of the simulated fuel during its oxydation was measured by thermogravimetry and then the O/M ratio result was compared to that obtained by wet chemical analysis. Influence of $Mo_{0.4}-Ru_{0.4}-Rh_{0.1}-Pd_{0.1}$, quaternary alloy, on the determination of O/M ratio was investigated.

• Proceedings of the Materials Research Society of Korea Conference
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• 1999.11a
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• pp.24-24
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• 1999

• Proceedings of the Materials Research Society of Korea Conference
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• 1999.05a
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• pp.55-55
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• 1999

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1999.10a
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• pp.292.2-292
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• 1999

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1999.10a
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• pp.254.2-254
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• 1999

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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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.