• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11b
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• pp.500-505
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• 1996

고온의 정상상태에서 조사된 후 재조직(restructuring)과 균열(cracking)이 일어난 핵연료 내에서 결정립 외부 공극의 을 결정할 수 있는 퍼콜레이션(Percolation) 모델을 개발하였다. 핵연료 펠렛은 다수의 작은 정육각형 결정립들로 구성된 큰 정육각형으로 모의한다. 핵연료봉은 형상과 열적 특성이 다른 네 개의 영역으로 구분하고 각 경계 위치를 임계온도로부터 계산한다. 공극의 상호연결분율은, 몬테카를로 방법으로써 싸이트(Site)의 채워짐 여부를 점검하고 Hoshen-Kopelman 방법으로써 자유 공간에 연결된 클러스터(Cluster)에 포함된 싸이트들의 수를 계산하여 채워진 싸이트의 총 개수에 대한 연결 싸이트들의 개수의 비로써 구한다. AECL-2230, CBX 핵연료봉 실험의 기체 방출분율 자료에 대하여, FASTGRASS 코드의 상호연결분율 함수를 영역별로 계산한 상호연결분율로 대치하여 계산한 결과와 비교하였다. 균열과 재조직은 핵분열 기체 방출에 상당히 영향을 미치는 것으로 나타났다. 이 모델의 주요 장점은 결정립계에서의 상호연결현상을 단순 상호연결분율보다 좀더 사실적으로 모의하며 결정립의 성장과 균열을 고려할 수 있다는 점이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.765-770
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• 1998

중대사고시 핵연료와 핵분열생성물의 거동을 파악하기 위한 PHEBUS FPTL 실험을 MELCOR 코드 version 1.8.4로 해석하고, 코드에 내장되어 있는 CORSOR 모델을 기본으로 요오드의 방출과 이송에 대한 해석을 수행하였다. 요오드의 방출에 대해서는 코드에 내장되어 있는 CORSOR-M, CORSOR-BOOTH 등의 방출모델과 CORSOR 모델의 방출분율의 변경에 따른 민감도 분석을 수행하였다. 격납용기내의 거동에 대하여서는 수용성 (Hygroscopic) 에어로졸에 관한 모델의 효과를 검토하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.421-426
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• 1996

본 논문에서는 고압분출 사고시 격납용기 하중 완화를 위해 국내 원전에서 채택하고 있는 캐비티내 나포체적이 용융물 방출 분율에 미치는 효과를 분석하기 위한 방법을 제시하고, 이를 울진 3,4호기 캐비티 모형에 적용하였다. 이를 위해 용융물 방출을 예측을 위해 이미 개발된 Kim's 상관식에 고온 상사물을 모의하기 위한 방정식을 도출하여 고온 실험에 적용하였다. 또한, SNL에서 실험자료를 정리하면서 얻은 결과와 나포체적을 가진 캐비티를 대상으로 국내에서 수행된 실험결과를 이용하여 나포체적 해석을 위한 방안을 제시하였다. Kim's 상관식에 고온 상사물 모델을 위한 방정식과 나포체적 해석 방안을 적용. 개선하여 울진 3,4호기와 이와 유사한 캐비티모형에서 용융물 방출 분율을 예측하였다.

• Nuclear industry
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• v.16 no.5 s.159
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• pp.59-68
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• 1996

한국원자력연구소는 최근 원자력 선진국인 프랑스로부터 원자로 격납 용기 실험 용역 사업을 국내 최초로 수주, 그동안 꾸준히 수행해 온 중대 사고에 대한 원전 안전성 확보를 위한 연구 성과를 국외에서 인정받게 되었다. 본 실험의 목적은 프랑스 900MWe 표준 원전 캐비티 모형에 대한 중대 사고시 고압 방출에 의해 캐비티 밖으로 방출되는 용융 노심 파편물의 방출량을 측정하고, 방출분율을 예측하는 상관식의 검증과 캐비티의 구조 특성을 고려할 수 있는 상관식을 개발하는 것으로서, 금년 2월부터 내년 1월까지 수행한다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.5 no.1
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• pp.39-52
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• 2007

Quantitative analysis on release behavior of the $^{85}Kr\;and\;^{14}C$ fission gases from the spent fuel material during the voloxidation and OREOX process has been performed. This thermal treatment step in a remote fabrication process to fabricate the dry-processed fuel from spent fuel has been used to obtain a fine powder The fractional release percent of fission gases from spent fuel materials with burn-up ranges from 27,000 MWd/tU to 65,000 MWd/tU have been evaluated by comparing the measured data with these initial inventories calculated by ORIGEN code. The release characteristics of $^{85}Kr\;and\;^{14}C$ fission gases during the voloxidation process at $500^{\circ}C$ seem to be closely linked to the degree of conversion efficiency of $UO_2\;to\;U_3O_8$ powder, and it is thus interpreted that the release from grain-boundary would be dominated during this step. The high release fraction of the fission gas from an oxidized powder during the OREOX process would be due to increase both in the gas diffusion at a temperature of $500^{\circ}C$ in a reduction step and in U atom mobility by the reduction. Therefore, it is believed that the fission gases release inventories in the OREOX step come from the inter-grain and inter-grain on $UO_2$ matrix. It is shown that the release fraction of $^{85}Kr\;and\;^{14}C$ fission gases during the voloxidation step would be increased as fuel burn-up increases, ranging from 6 to 12%, and a residual fission gas would completely be removed during the OREOX step. It seems that more effective treatment conditions for a removal of volatile fission gas are of powder formation by the oxidation in advance than the reduction of spent fuel at the higher temperature.

• Journal of Korea Foundry Society
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• v.12 no.1
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• pp.62-73
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• 1992

상변환시 수반되는 경계면에서의 잠열의 방출(또는 흡수)의 정확한 해석은 용접, 주조, 결정 생성, 일기 예보 등의 응용에 필수적인 것이다. 특히 주조의 경우 캐스팅 온도와 고체 용적분율의 관계를 앎으로서 잠열 방출의 해석이 가능하다. 본 연구는 상변환시 수반되는 잠열의 방출 형태를 4개의 다른 모델을 사용하여 비정상 온도분포, 용융형태, 자연대류가 미치는 영향을 수치적으로 구하였다. 2개의 서로 다른 물성치를 가진 합금을 선택하였는데 하나는 넓은 mushy 영역을 가진 알루미늄 합금이고 다른 하나는 좁은 mushy 영역을 가진 철금속계 합금이다. 알루미늄 합금의 경우 온도 분포와 시간에 따른 온도의 변화가 모델에 따라 상당한 차이가 있는 반면 철금속계 합금의 경우 상이한 모델일지라도 거의 차이가 없음을 알 수 있었다. 결론으로 용융시 정확한 온도 분포와 상변화 형태를 예측하기 위해서는, 알루미늄 합금(넓은 mushy 영역)의 경우 적절한 잠열 방출 모델의 채택이 필요 불가급한 것으로 사료된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.563-568
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• 1997

Zion원전의 cavity 및 상부 격실을 1/20로 선형 축소 모의하여 상부 격실에 의한 노심용융물 나포특성을 규명하기 위한 노심용융물 고압분출 실험 연구를 수행하였다. 본 연구에서는 원자로용기 외곽에 환형통로가 있는 경우와 없는 경우로 구분하여 원자로용기 파손 때의 용융물양, 파손 면적에 따라 원자로용기 압력면화에 대한 실험을 물과 질소기체를 이용하여 수행하였다. 실험결과 환형통로가 없는 경우는 대부분의 노심용융물이 상부 격실에 나포되었으나 환형통로가 있는 경우는 환형 통로를 통하여 많은 양이 방출되었다 환형 통로를 통한 용융물의 직접 방출은 격납용기 상부대기와 열전달이 직접 이루어지기 때문에 격납용기 직접가열 효과가 크게 나타날 수 있다. Cavity내 노심 용융물 방출분율은 원자로용기파손 때 용융물양보다는 파손면적의 영향이 더 크게 나타났다.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2000.04a
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• pp.73-78
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• 2000

On this study, the fatigue crack propagation of super duplex stainless steel is investigated in conditions of various volume fraction of austenite phase by changing heat treatment temperature. And we analysed acoustic emission signals during the fatigue test by time-frequency analysis methods. As the temperature of heat treatment increased, volume fraction of austenite decreased and coarse grain was obtained. The specimen heat treated at $1200^{\circ}C$ had longer fatigue life and slower rate of crack growth. As a result of time-frequency analyze of acoustic emission signals during fatigue test, main frequency was $200{\sim}300kHz$ having no correlation with heat treatment and crack length, and 500kHz was obtained by dimple and separate of inclusion

• Proceedings of the Materials Research Society of Korea Conference
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• 2003.11a
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• pp.27-27
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• 2003

최근 탄소나노튜브를 전계방출 표시소자(FED, field omission display)용 에미터 재료로 사용한 캐소드 개발에 대한 연구가 활발히 진행되고 있다. 캐소드전극으로는 투명전도성 반도체 박막인 ITO를 사용하고, 에미터용 재료로는 탄소나노튜브를 사용해서 스크린 인쇄법으로 2극(diode type)형 전계방출 소자용 캐소드를 제작하였다. 본딩재(bonding materials)의 종류와 공정변수를 달리해서 에미터용 탄소나노튜브와 ITO 캐소드 전극 사이의 전기적 접촉방법을 변화시켰을때 탄소나노튜브 캐소드의 전계방출 특성을 체계적으로 연구하였다. 첫째로, 본딩재의 전기전도성 (electrical conductivity)을 변수로 해서 탄소나노튜브 에미터의 전계강화(fold enhancement) 효과를 연구한 결과 본딩재의 구성 성분중 부도체(insulator)의 분율이 높을수록 전계강화 효과가 크게 나타남을 확인하였다. 두 번째로, ITO박막 캐소드전극과 탄소나노튜브 잉크 사이에 중간층(inter layer)을 형성시켜서 중간층이 전계방출 특성에 미치는 영향을 연구하여, 중간층의 존재가 탄소나노튜브의 전계방출 전류의 균일성과 전류밀도의 증가에 기여하는 것을 확인하였다. 본 연구의 결과 전계방출 전류가 안정적이면서 동시에 전계방출 효율이 크게 개선된 탄소나노튜브 캐소드를 제작하는 공정기술이 개발되었다. 개발된 기술은 기존의 방법에 비해서 탄소나노튜브 캐소드의 진공패키징시 아웃개싱(outgassing)의 양도 현격하게 작았으며, 에미터와 캐소드 전극 사이의 본딩력(adhesion)도 우수해서 항후 탄소나노튜브 전계방출 표시소자의 개발에 크게 기여할 것으로 판단된다.luminum 첨가량이 증가함에 따라 세라믹 수율도 증가하였음을 확인하였다. 합성된 aluminum-contained polycarbosilane은 20$0^{\circ}C$에서 1시간 동안 불융화과정을 거쳐 환원 및 진공 분위기에서 고온 열처리하였으며 이로부터 얻어진 시료에 대해 XRD분석을 수행하였다. SEM과 TEM을 이용하여 미세구조를 관찰하였다./100 duty로 구동하였으며, duty비 증가에 따라 pulse의 on-time을 고정하고 frequency를 변화시켰다. dc까지 duty비가 증가됨에 따라 방출전류의 양이 선형적으로 증가하였다. 전압을 일정하게 고정시키고 각 duty비에서 시간에 따라 방출전류를 측정한 결과 duty비가 높을수록 방출전류가 시간에 따라 급격히 감소하였다. 각 duty비에서 방출전류의 양이 1/2로 감소하는 시점을 에미터의 수명으로 볼 때 duty비 대 에미터 수명관계를 구해 높은 duty비에서 전계방출을 시킴으로써 실제의 구동조건인 낮은 duty비에서의 수명을 단시간에 예측할 수 있었다. 단속적으로 일어난 것으로 생각된다.리 폐 관류는 정맥주입 방법에 비해 고농도의 cisplatin 투여로 인한 다른 장기에서의 농도 증가 없이 폐 조직에 약 50배 정도의 고농도 cisplatin을 투여할 수 있었으며, 또한 분리 폐 관류 시 cisplatin에 의한 직접적 폐 독성은 발견되지 않았다이 낮았으나 통계학적 의의는 없었다[10.0%(4/40) : 8.2%(20/244), p>0.05]. 결론: 비디오흉강경술에서 재발을 낮추기 위해 수술시 폐야 전체를 관찰하여 존재하는 폐기포를 놓치지 않는 것이 중요하며, 폐기포를 확인하지 못한

• Nuclear industry
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• v.20 no.6 s.208
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• pp.31-44
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• 2000

본 연구에서 액체금속로의 노심용융(core meltdown)으로 인한 초 즉발 임계(super-prompt critical)의 출력 폭주 사고시, 노심의 반응도 및 열수력 특성 변화와 에너지 방출량등을 계산하기 위하여, Bethe-Tait 방버론을 수정, 보완한 분석 모델이 개발되었다. 주요 보완 내용으로서는, 금속 연료 노심의 단상 액체 영역에서의 선형의(Linear) threshold 형태의 상태 방정식뿐만 아니라 포화 증기(saturated fuel vapor) 영역에서의 상태 방정식이 개발되었고, 이에 따른 노심 붕괴 반응도(disassembly reactivity)의 분석 모델이 개발되었다. 또한 도플러 반응도 효과를 고려하기 위한 분석모델도 아울러 개발되었다. 상기 보완 모델을 실행할 수 있는 수치 해석 프로그램이 개발되었고, 이를 활용하여 KALIMER에서 HCDA가 발생하였을 경우 노심에서의 에너지 방출량 계산이 수행되었다. 분석결과 도플러 효과와 포화 증기 영역에서의 압력 증가 및 노심팽창의 중요성이 확인되었다. 도플러 효과가 고려되지 않을 경우 HCDA는 분석된 모든 반응도 삽입률에 대하여 폭발적인 에너지 방출과 함께 사고가 종결되는 것으로 평가되었다. 그러나 도플러 상수가 최적 평가치인 -0.002인 경우 50$/s이하의 반응도 삽입률에서는 노심은 비등점(0.8KJ/g)에 도달치 않았으며, 설계 기준 사고인 100$/s의 경우에도 노심은 포화 증기 영역에 머물고 압력이 급격히 증가하는 단상(single phase)액체 영역의 threshold 값에 미치지 않기 때문에 사고는 핵연료 증기(vapor)의 점진적인 분산과 함께 종결되는 것으로 분석되며, 총 에너지 발생량은 약 1,800MJ로서 기계적 손상 에너지로 전환되는 분율을 고려할 때 KALIMER 원자로 용기의 구조 설계 기준치에 비해 상당한 여유도를 갖는 것으로 평가되었다.