• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.678-683
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• 1998

액체금속로의 노심은 핵연료봉과 와이어랩에 의한 부수로로 구성된 복잡한 기하학적 구조의 집합체로 이루어져 있다. 이러한 액체금속로의 정상상태 및 과도상태 노심열수력 상세해석을 위하여 부수로 해석코드 MATRA-LMR 코드를 개발하고 있다. 본 논문에서는 ORNL 19 Pin 실험결과와 EBR-II 실험 모의시 정상상태 노심열수력 해석코드인 SLTHEN 코드 계산에 사용되었던 실험데이타를 사용하여 현재 MATRA-LMR 코드로 계산을 수행한 후 그 결과를 비교.분석함으로써, MATRA-LMR 코드의 개발 상태를 평가해 보았다 ORNL 19 Pin 실험과 MATRA-LMR 계산를 비교한 결과 실험을 정확히 예측하는 것으로 나타났다. SLTHEN 코드 계산결과와의 비교에서는 집합체 평균 출구온도와 부수로 최대 출구온도를 비교한 결과 두 코드의 계산은 약 3% 이하의 차이를 보이고 있다. 현재의 MATRA-LMR 코드는 단일 집합체 계산만 가능하나 앞으로의 작업을 통해 전 노심 해석이 가능하도록 다중 집합체 계산 코드로 개발할 예정이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제5권1호
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• pp.79-84
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• 2007

처분장에서 지하수로 쉽게 유출될 수 있는 방사성 핵종들의 양을 예측하기 위하여 국내 PWR 사용후핵연료 팰렛들의 갭(gap) 및 입계에 있는 용해성 원소들의 재고량을 측정하였다. 연소도가 $45{\sim}66$ GWD/MTU를 갖는 연료봉에서 얻은 펠렛들에서 세슘의 갭 재고량이 $0.85{\sim}1.7%$M로 나타났으며, 이는 핵분열 생성기체 유출률의 $1/6{\sim}1/3$에 해당하였다. 그러나 핵분열 생성기체 유출 률이 1%이하인 연료봉에서 취한 40 GWD/MTU이하의 연소도를 갖는 펠렛들의 경우, 세슘의 갭 재고량들을 핵분열 생성기체 유출률과 연관시키기는 곤란하였다. 갭 및 입계내 스트론튬의 재고량은 동일 연료봉내 펠렛에서는 크게 다르지 않았으며, 요오드의 갭 재고량은 핵분열 생성기체 유출률보다 작거나 유사한 값을 갖는 것으로 평가되었다.

• 대한전자공학회논문지SP
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• 제47권1호
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• pp.91-96
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• 2010

본 논문에서는 핵연료봉의 변형에 대한 고정도 검사방법을 제안한다. 핵 연료봉과 이를 관측하는 영상 센서의 광축을 수직으로 구성한다. 영상 센서의 광축을 기준으로 45도 또는 그보다 높은 각도로 레이저 라인빔을 연료봉 표면에 조사하면 연료봉의 수평 방향 변위가 영상 센서에서는 수직 방향 변위로 관측된다. 핵 연료봉 표면에 일정 각도로 입사된 레이저 라인빔이 영상 센서면에서는 일정 두께를 갖는 포물선 형태로 관측되게 된다. 센서 화면에 나타나는 일정 두께의 포물선을 영상처리하여 타원으로 모델링하고 타원의 장축과 단축의 기울기를 구한다. 포물선의 변곡점과 모델링한 타원의 장축과 단축이 교차하는 지점을 특징점으로 추출한다. 이와 같은 영상처리 알고리즘을 이용하여 핵 연료봉의 수평방향 변위에 따른 특징점 좌표의 수직방향 편차를 계산한다. 크러드가 형성된 핵연료봉 시편에 대해 고해상도 영상센서를 사용하여 실험한 결과 중성자 조사후 핵연료봉의 변형 검사기준인 $150{\mu}m$ 보다 3배 이상 개선된 $50{\mu}m$ 이하의 검사 정밀도를 달성하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2006년도 학술논문요약집
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• pp.207-207
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• 2006

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2006년도 학술논문요약집
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• pp.286-286
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• 2006

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.387-391
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• 1997

냉각재중의 방사능을 띤 성분 중에는 이온교환기에서 제거가 가능한 이온성분과 함께 필터에 의해서 주로 제거되는 입자성 물질로 존재한다. 운전중의 냉각재내 방사성 부식생성물의 물리적 조성 분포 측정 결과에 따르면 90%이상이 0.45$mu extrm{m}$필터에 의해 제거되는 입자성 물질로 구성되어 있다. 이로 인해 새수지 충전후 얼마 사용하지 않은 탈염기의 제염계수가 탈염기에서 완벽한 제거가 어려운 입자성 부식생성물로 인해 10이하를 나타낼 수 있다. 1차계통에 쓰이는 수지의 성능검사를 위해 사용하고 있는 현재의 제염계수 측정법은 다음과 같은 두가지 이유로 완벽하지 않음을 알 수 있다. 첫째, 냉각재중의 방사능을 띤 성분중에는 이온교환기에서 제거가 가능한 이온성분과 함께 필터에 의해 제거되는 입자성 물질도 함께 존재하므로 탈염기의 제염계수 측정 절차는 입자성 물질을 배제한 후 측정해야 하며, 특히 수치 교체를 결정하기 위한 제염계수 측정시에는 여과된 여액으로 방사능 농도를 측정하는 것이 바람직하다. 둘째 운전중인 냉각재의 시료중에는 핵분열 수율이 높고 핵연료봉 손상부위로 유출이 용이한 불활성 기체핵종들이 많이 존재하며, 탈염기 후단에서 채취한 시료중에도 많이 존재하고, 시료 이송과 방사능 측정동안의 짧은 시간동안에도 계속 붕괴반응함으로서 새로 생긴 핵종으로 인해 마치 탈염기의 제거능이 낮은 것으로 오판될 수 있다. 이러한 측정 오차인자를 고려하여야 1차계통 탈염기의 교환능력을 정확히 판정할 수 있다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.109-116
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• 2003

국내 원자력 산업의 급속한 성장과 더불어 하나로 시설의 본격적인 가동 및 핵연료주기시험과 관련한 연구의 증가로 인하여 방사성폐기물의 발생량 및 누적량이 지속적으로 증가될 전망이며, 이에 따라 방사성폐기물의 안전성 확보 및 감용 처리를 위한 노력이 더욱 강조되고 있다. 조사후시험시설에서는 원자력발전소에서 발생하는 사용후핵연료봉의 결함원인 규명과 건전성 평가를 위한 조사후시험을 수행하고 있으며, 본 연구에서는 조사후시험시설에 설치되어 있는 방사성고체폐기물 처리설비를 활용하여 조사후시험에서 발생하는 폐기물의 압축, 파쇄, 절단기술 및 경험사례에 대하여 기술하였다. 고준위 방사성고체폐기물 처리는 특수 제작하여 핫셀에 설치되어 있는 100톤 압축기로 방사성고체폐기물을 압축하여 폐기물의 양을 1/12정도로 감용 처리하였으며, 중ㆍ저 위 방사성고체폐기물은 인터벤션에 설치된 60톤 압축기를 사용하여 가연성폐기물을 1/8정도로 압축 감용 처리하였다. 폐플라스틱 통은 파쇄기를 사용하여 절단처리 함으로써 1/5, 폐 필터는 1/6의 감용 비를 얻었으며, 비 가연성물질인 금속류 물질 또한 절단 처리하여 드럼의 양을 줄일 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제21권2호
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• pp.143-149
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• 1989

가압경수로에서 3주기간 연소한 14$\times$14 사용후핵연료의 로내거동을 조사하기 위하여 핫셀에서 비파괴시험을 하였는데, 그 주요 결과는 다음과 같다. 1) 연료봉 외면은 중하부에서는 검은색 그리고 상부에서는 회백색이었다. 2) 피복관에 관통결함과 같은 큰 손상은 없었다. 3) 연료봉의 평균 직경수축율은 설계공칭치를 기준으로 약0.65%, 그리고 길이의 평균성장율은 약0.55% 이었다. 4) Inconel 지지격자 부위의 연소도는 다른 부위에 비하여 약2% 감소하였다.

• 분석과학
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• 제16권3호
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• pp.191-197
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• 2003

플루토늄 표준물 (NBL, CRM No.122)을 이용하여 정확한 농도의 플루토늄 용액을 만들고 이 용액에 대하여 동위원소희석 질량분석법과 조절전위 전기량법으로 플루토늄을 정량하였다. 동위원소희석 질량분석법에 의한 결과는 약 $0.9{\mu}g$-Pu 시료량의 크기에서 모액 플루토늄의 농도에 대하여 얻어진 측정값의 비는 $1.002176{\pm}0.000452$이었으며, 상대 표준편차 0.045%(신뢰도 95%)의 좋은 정밀도를 보였다. 조절전위 전기량법에 의한 측정값은 사용한 시료량에 따라 0.9923~0.9960의 비를 보였다. 두 방법 간의 차이는 0.6~1% 범위 내에서 잘 일치하는 결과를 보였다. 따라서 조절전위 전기량법보다 좋은 결과를 보인 동위원소희석 질량분석법을 이용하여, 조사된 하나로 연소 핵연료봉을 상, 중 및 하단부분으로 구분하여 시료를 취하여 이를 용해하고 음이온교환 칼람을 사용 분리한 플루토늄을 각각 정량 하였다. 이 결과 각각 그람(fuel+clad) 시료당 1.155 mg, 2.483 mg 및 1.920 mg의 플루토늄 값을 얻었다.

• 한국CDE학회논문집
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• 제5권4호
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• pp.327-335
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• 2000

The spent fuel rod extracting machine is automatically operated in high radioactive environment, so high reliability of operation is required. In this paper, to enhance the reliability of this machine by providing a close monitoring capability. a real time graphic simulation method is suggested. This method utilizes conventional IGRIP (Interactive Graphics Robot Instruction Program) 3D graphic simulation tool to visualize and simulate the 3D graphic model of this machine. Also, the dedicated protocol is defined for transmission of the operational data of the machine. The real time graphic simulation is realized by developing the socket module between a graphic workstation and a machine control computer through the TCP/IP network and by dividing the 3D graphic simulation GSL(Graphic Simulation Language) program as a small sized sub routine. The suggested method is implemented while automatically operating the rod extracting machine. The result of implementation shows that the real time 3D graphic simulation is well synchronized with the actual machine according to the operational data.