• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.103-109
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• 1996

고리 원자력 1호기 14주기(‘95년도) 운전기간 중 증기발생기 세관 열전달 용량 저하로 전출력 운전 기간동안 정격출력보다 15% 감발 운전한 경험이 있었는데, 이 기간중 냉각재내 방사성 부식생성물(CRUD) 농도가 약 80% 감소됨을 발견하였다. 이때 출력감소 비율보다 많은 CRUD 감소현상 규명을 위해 냉각재 수질관리인자와 EPRI 피복재 부식모델인 PFCC코드를 사용한 피 복재 산화물 두께변화 등을 비교한 결과, 운전중 용출되는 방사성 부식생성물은 핵연료 표면의 피복재 산화물에 흡착된 Co핵종이 피복재 산화물 이탈시 함께 거동하는 것으로 확인되었으며, 피복재 산화물 이탈은 산화막 두께 및 열유속에 주로 의존함이 밝혀졌다. 따라서 냉각재내에서 방사성 부식 생성물의 생성률 저감을 위해서는 정상운전시 핵연료 표면의 산화막 증가를 억제할 수 있는 수질 조건을 도출하고 그에따른 운전을 통해 원전 작업자의 방사선 피폭량 저감 및 방사성폐기물의 발생을 줄일 수 있을 것으로 여겨진다.

• Korea Science and Art Forum
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• v.30
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• pp.251-261
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• 2017

Metal is a material that has exerted a lot of influence on the development of human cultures, and has closely connected with our life from the past to the present. Types of metal we have used from the prehistoric times are varied, and iron relics take the largest percentage of metal relics excavated in our country. The biggest threat to the existence of iron relics ranging from excavated relics to the ones that are transmitted is the process of corrosion, and physical removal has been used the most for removing corroded oxides. For details for removal of corrosion oxides, this thesis aimed to research on the chemical corrosion oxides remover that protects parent material of iron relics but treats corrosion oxides only. For safe and effective removal of corrosion oxides of iron relics, this study was conducted aiming at finding the possibility of and optimized composition for removal of iron relics corrosion oxides by manufacturing new acid, alkaline and neutral oxides removers and changing their composition variously, exploring the possibility by applying the agents to modern relics. The results of this study are as follows: First, the acid solution removed only some part of corrosive substance oxidized on the surface of metal specimen. Second, the application of each of alkaline and neutral solution resulted in remaining black-colored corrosive substance, but it was removed when the quantity of the solution and the duration of application are increased. Third, All the three solutions did not cause any damage to parent material in the course of application, and showed the result that they are capable of removing unstable oxide layer while protecting parent material and stable corrosive layer as the solutions would be able to deal with situation by a relic only through the control of concentration of solution and duration of application.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.148-153
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• 1998

핵연료 피복관용 신합금을 개발하기 위한 기초연구로서 Zr-xNb계 합금과, Zr-0.8Sn-xNb계 합금을 각각 4종씩 선정하였다. 이들 합금을 판재시편으로 가공한 뒤 Autoclave를 이용하여 36$0^{\circ}C$에서 부식 시험을 실시하였다. 부식과정에서 생성되는 산화막의 미세구조를 관찰하기 위해 천이 전 영역에서 동일두께를 갖도록 부식시편을 준비하여 산화막/금속계면에 대해 SEM관찰을 실시하였다. 또한 석출물의 크기와 부식과의 관계를 조사하기 위하여 부식전의 시편에 대해 TEM관찰을 실시하였다. Zr-xNb 2원계 합금에서는 Nb함량이 적을수록 부식저항성이 증가하는 경향을 보이는데, 0.2Nb가 첨가된 합금이 가장 우수한 부식저항성을 보였다. Zr-0.8Sn-xNb 3원계에서도 천이 전 영역에서는 2원계 합금과 마찬가지로 Nb함량이 적을수록 부식저항성이 증가하나, 천이 후 영역에서는 이런 경향이 바뀌는 것이 관찰되었다. 이는 Sn이 첨가됨으로서 Nb가 부식에 미치는 영향이 달라지기 때문이라 생각된다. 산화막 관찰결과, 순수 Zr은 결정립계를 따라서 산화막이 급격히 성장하는 반면에, Zircaloy-4합금은 매우 균일한 산화막 계면을 유지한다. Zr-xNb계 합금과 Zr-0.8Sn-xNb계 합금에서도 내식성이 우수한 합금은 균일한 산화막/금속 계면을 유지하는 것이 관찰되었다.

• Korean Journal of Materials Research
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• v.5 no.3
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• pp.379-386
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• 1995

LiOH-$H_{3}$BO_{3}$ 용액중에서의 Zircaloy-4 핵연료 피복관의 부식가속과 억제현상을 조사하고 이러한 부식특성에 미치는 Li 및 B의 영향을 해석하기 위하여, 여러 조건의 LiOH-$H_{3}$BO_{3}$ 용액을 사용하여 35$0^{\circ}C$, 165bar의 고온, 고압 조건에서 Zircaloy-4 피복관의 노외 부식시험을 수행하였다. 원전 수화학 모의조건에 대응되는 용액 중에서의 부식속도의 천이는 물 분위기에서 보다 빨리 발생되고 천이후 물 분위기와 거의 유사한 부식속도를 나타내는 천이적 후의 부식거동을 보였다. 한편 pH의 변화는 부식특성에 큰 영향을 미치지 않았다. 부식가속과 억제 모의실험으로부터, 산화막내로 침투하는 Li의 양이 용액중 Li 농도에 크게 의존하며, Li 농도가 일정하게 정해진 용액의 경우 B 첨가에 관계없이 산화막내에 일정량의 Li이 농축될수 있다는 가정을 제시하였다. 또한 B 첨가에 의한 부식억제가 B 또는 B-(OH) 화합물의 산화막내 Li 침투 억제에 의한 것이 아니라 일들에 의해 산화막내로 산화성 성분의 이동이 억제되는데 기인할 수 있음을 제시하였다. 부식가속 개시점에 대응되는 산화막 두께측정 결과와 용액내 Li 농도간의 관계로부터, 용액중 Li 농도가 높을수록 부식가속이 얇은 산화막 두께에서 시작됨을 알았다. 특히 노내조건에서의 핵연료 피복관의 부식가속이 산화막내 Li 농축에 의해 일어나는 부식특성으로 해석될 수 있음을 보였다.

• Korean Journal of Materials Research
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• v.8 no.1
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• pp.3-9
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• 1998

40$0^{\circ}C$ H$_{2}$O, D$_{2}$O및 $O_{2}$분위기에서 Zr-2.5Nb합금의 부식거동을 분석하였다. Martensitic $\alpha$'-Zr상이나 $\alpha$-Zr과 $\beta$-Zr상의 Zr-2.5Nb합금인 경우, 부식분위기에 매우 민감하여, $O_{2}$속에서 가장 큰 부식속도를 보였다. 반면, $\alpha$-Zr나 $\beta$-Zr상의 경우, 부식 매질에 따른 별다른 차이없이 높은 부식저항성을 보였다. 이러한 Zr-2.5Nb 합금의 미세조직 및 부식 매질에 따른 부식거동변화는 Zr-2.5Nb 합금의 음극 지배 부식반응의 관점으로 해석되었으며, 이들 결과를 이용하여 CANDU 형및 RBMK 형 Zr-2.5Nb 압력관의 가동조건 차이를 설명할 수 있었다. Zr-2.5Nb 합금의 모든 조직에서 주로 단사정 ZrO$_{2}$산화물이 형성되었으며, 산화물내 정방정 ZrO$_{2}$비율은 산화물 두께가 증가함에 따라 감소하였다.

• Journal of the Korean Ceramic Society
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• v.11 no.4
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• pp.5-18
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• 1974

본 연구에 있어서는 연료유의 연소에 의한 내화물의 부식을 연구하기 위하여 시멘트소성용 회전가마, 보일러 및 판유리제조용 탱크가마에 쓰이는 여러 내화물을 짤라서 그 가운데에 구멍을 파고 중유재의 주성분인 V2O5, Na2CO3, Fe2O3, Fe 및 황산철을 미리 그 구멍속에 넣어 응용 확산시킨 다음 이들을 그들의 상용온도인 145$0^{\circ}C$로 황 함유량이 다른 연류유로 소성하여 얻은 결과는 다음과 같다. 일반적으로 5산화 바나듐-알루미나, 고알루미나질 및 염기성 내화물; 산화나트륨-고알루미나질, 실리마나이트질 및 염기성 내화물은 2%미만의 황 함유 연류유소성에 의하여 부식이 적고 3.5%이상의 황하유 연료유소성시는 황에 의하여 대개가 침식을 당하였다. 무수 아황산 분위기속에서 규산알루미늄 및 구석계의 내화점토질내화물은 산화철이 환원되어 색이 연해지고 고알루미나질 벽돌은 색이 짙어지는 경향이 있고 산화철은 황산철로 변하여 풍화의 원인이 되어 침식을 당하게 되었고, 소성시간이 길면 길수록 부식은 증가하고 황산소다보다 탄산소다에 의하여 훨씬 더 많이 부식을 당하였다.

• Proceedings of the KAIS Fall Conference
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• 2008.11a
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• pp.347-349
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• 2008

발전소 물/증기 순환계통의 주요 기기인 증기발생기/보일러는 금속산화물과 각종 불순물이 축적되면 전열관이 손상되므로, 증기발생기/보일러 내부로 최소의 슬러지가 유입되고, 증기발생기 내부에서 금속산화물 입자가 형성되는 것을 억제하기 위해 수질관리를 하고 있으며, 증기발생기 내부에 존재하는 슬러지를 배출하기 위해 Blowdown 및 Sludge Lancing 등의 물리적 방법을 이용하는 기술이 개발되어 있다. 그러나 이러한 관리에도 불구하고 슬러지 성분인 금속산화물 농도는 운전 조건에 따라 매우 다르며(불순물 잠복 및 방출 현상), 아직까지 잠복현상에 대한 기본적인 메커니즘은 완전히 규명되고 있지 않다. 본 연구에서는 물/증기 순환계통 부식생성물의 물성 평가를 하기 위해 순환계통 기기들과 배관 부식생성물의 대부분인 철분이 부식에 가장 큰 영향을 미치기 때문에, 수화학 조건 및 금속합금 종류에 따라 생성되는 부식생성물을 철분을 중심으로 하여 실험하였고, 또한 부식생성물은 온도에 의해서도 영향을 많이 받기 때문에 다양한 온도에서도 부식생성물 생성 실험을 하였다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.3 no.1
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• pp.31-40
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• 2005

High temperature - high pressure apparatus was developed to simulate nickel fewite corrosion products which were main compositions of the radioactive crud in the nuclear power plant. Corrosion product similar to the crud was obtained by a tube accumulator system. Nickel alloy (Inconel 690) and carbon steel (SA106 Gr. C) were corroded at 270 $\^{circ}C$ in the corrosion product generator. Ni ions and Fe ions dissolved by corrosion reaction were able to be transported to the accumulator because the crud generation mechanism was the solubility change with temperature. To evaluate the properties of simulated corrosion products, scanning electron microscope (SEM) observation and EDAX analysis were performed. SEM observation of corrosion product showed the needlelike or crystal structure of oxide depending on precipitating location. The crystal oxide was the nickel ferrite, which was similar to the crud in nuclear power plants.

• Korean Journal of Materials Research
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• v.6 no.2
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• pp.188-196
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• 1996

LiOH 용액에서 핵연료피복관용 Zr합금의 부식이 가속되는 현상을 규명하기 위하여 autoclave를 이용하여 순수물, 다른 농도의 Li 용액 및 여러 가지 알카리 수산화물 조건에서 부식시험을 실시하였다. LiOH 용액에서 부식이 가속되는 현상은 용액 내에 Li 농도가 2.2ppm 이상에서부터 일어나기 시작하며 30ppm 이상에서는 급격한 가속 현상이 일어난다. 부식반응 동안에 발생되는 수소 흡수현상은 220ppm Li에서는 물에 비해 약 2배의 높은 수소흡수율을 나타내며 산화막은 주로 수소화물이 모여 있는 지역에서 우선적으로 성장한다. Li가속 부식기구와 관련하여 본 연구 결과는 지금까지 다른 연구자들이 제안한 부식 기구들과는 일치하지 않았다. LiOH 용액 내에서는 수소흡수와 수소화물 형성이 가속되고 이로 인해 산화막의 성질이 비보호성의 산화막으로 변함으로서 부식은 가속된다는 새로운 모델을 제시하였다.

• Proceedings of the KAIS Fall Conference
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• 2008.11a
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• pp.365-367
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• 2008

원자로 냉각계통의 압력경계를 구성하고 있는 재료들의 부식은 재료 표면에 형성되는 산화막, 금속재료의 구성성분이 용해되어 생성된 가용성 화학종 및 산화물 입자 형태의 부식생성물들을 발생시킨다. 금속합금의 부식에 의한 가용성 화학종 및 입자들의 방출은 원자로 냉각계통에서 노심과 증기발생기를 순환하면서 연료피복관 위에 침전되어 여러 가지 문제를 야기한다. 크러드는 구조재료의 부식에 기인하여 발생한 부식생성물들이 냉각수에 부유하여 떠다니거나 피복관 표면에 침적하여 형성되며 주로 니켈과 철 산화물로 구성되어 있다. 원자로 냉각계통에서 크러드를 최소화하기 위하여 수화학 조건들을 제어하지만 장주기 고연소도 노심에서 AOA 현상을 일으키는 주된 원인이 되고 있다. 피복관 위에 침적되는 크러드는 붕소의 잠복위치를 제공할 뿐만 아니라 냉각수의 압력강하를 증가시키고 피복관의 부식 및 파손 원인을 제공하며 방사선 준위가 증가하도록 한다. 따라서 본 연구에서는 반응속도론적 관점에서 원자로 정지시의 용출 크러드 특성에 대한 연구를 수행하였다.