• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.36 no.1
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• pp.60-67
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• 2016

A pressurized heavy water reactor (PHWR) designed to refuel in service produces the energy required by nuclear fission. The fuel channel consists of components such as a pressure tube which directly contacts the fuel and is a passage for the reactor coolant, a calandria tube which contacts the moderator and is rolled joint with calandria, and a spacer which is not to contact the pressure tube and a calandria tube. As the fuel channel is one of the most important equipments, it requires accurate and periodic inspections to assess the integrity of a reactor in accordance with CSA N285.4. A fuel channel inspection system is developed to inspect fuel channels during in-service inspection in Wolsong unit. In this paper, the results and considerations of a field test are presented in order to show the effectiveness of the developed fuel channel inspection system.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.34 no.9
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• pp.1273-1279
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• 2010

Pressure tubes at the CANada Deuterium Uranium (CANDU) nuclear power plants are periodically inspected in accordance with the CSA N285.4 code. If flaws that do not satisfy the criteria given in CSA N285.4 are detected, the code permits a fitness-for-service assessment to determine the acceptability of the flawed pressure tubes. In this paper, the Wolsong In-service Evaluation System (WIES) is introduced; this system has been developed for the assessment of the flawed pressure tubes and is based on CSA N285.8. Since the system evaluates the integrity of flawed pressure tubes exactly and promptly during an in-service inspection, it will help in operating the Wolsong nuclear power plants without prolonging the outage period.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.921-926
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• 1998

CANFLEX 연료봉 다발의 3000 시간 내구성 시험 기간 동안 속도센서를 사용하여 압력관 내부에 장전된 연료봉 다발의 진동을 측정하였다. 압력관 내부에 장전된 연료봉의 진동측정은 고온, 고압, 그리고 공간적 제약 때문에 가속도계나 스트레인 게이지 같은 접촉센서로는 측정할 수 없다. 비접촉 센서를 사용하면 이러한 난점을 해결하고 압력관 내부에 장전된 연료봉 다발의 진동을 측정할 수 있다. 속도센서는 비접촉 센서로서 가우스(gauss)의 크기를 감지하여 전압을 출력하는 센서이지만, 측정거리, 주파수, 그리고 속도와 가우스가 비선형이기 때문에 교정을 한 후에 사용하여야 한다. 본 본문에는 속도센서의 교정방법과 압력관 내부에 고온, 고압의 유체가 흐를 때 발생하는 연료봉 다발의 진동특성을 구하였다.

• Journal of Biosystems Engineering
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• v.20 no.2
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• pp.185-193
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• 1995

자동차용기관, 운송용기관, 농업용기관, 박용기관, 항공용기관 등 현재 사용하고 있는 모든 기관의 연료는 대부분 석유에 의존하고 있으나 이 연료의 가채년수는 향후30년 정도로 추정하고 있으므로 석유자원의 유한성에 대비하기 위해서는 대체에너지 기관 개발이 절실히 요구되고 있다, 대체에너지 기관으로서는 연료의 다양성, 고효율, 저소음, 저진동, 저공해 등의 특징이 요구되며, 또한 용도도 다양해야 한다. 이러한 기관으로 스터얼링기관, 수소연료기관 등이 개발되고 있다.(중략)

• Proceedings of the Korean Institute of Surface Engineering Conference
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• 2015.11a
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• pp.331-331
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• 2015

차세대 원자로 핵연료의 성능을 제한하는 금속연료-피복관 상호반응 현상(FCCI)을 방지하기 위한 방안으로 Cr 도금기술의 적용성을 연구하였다. 도금 성능을 평가하기 위한 예비 시험 결과 Cr 도금층은 핵연료와 피복관의 상호반응을 억제함이 확인되었다. 도금층 성질을 개선하기 위한 연구와 함께 Cr층을 피복관 내면에 도금하는 연구를 수행하였다.

• Proceedings of the Korean Society of Propulsion Engineers Conference
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• 1999.04a
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• pp.11-11
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• 1999

액체 램제트 연소기는 흡입공기와 분무, 혼합 그리고 이에 따른 연소 등 일련의 과정에 따라 다수의 복잡한 현상들이 상호 밀접하게 관련되어 있다. 본 연구에서는 액체 램제트 연소기내의 유동특성을 파악하기 위해서 2차원 및 3차원 연소기 형상에 대해서 수치적 실험을 수행하였으며, 격자구성은 연소기에 공기를 공급하고 연료를 분무하는 공기 유입관 영역과 연소실 영역, 그리고 출구 대기 영역으로 나누어 독자적으로 격자를 생성시켰다. 2차원과 3차원 유동해석을 비교하였고 분무모델의 적용에 따른 연소특성 및 분사위치에 따른 연소특성을 비교하였다. 유동해석 결과 2차원과 3차원의 유동특성은 달랐으며, 분무모델을 적용해야 정확한 연소 유동 현상을 예측할 수 있음을 알 수 있었다. 그리고 유입관의 안쪽에 연료의 분사위치를 준 경우가 연소의 안정화에 필요한 재순환영역으로의 연료의 혼합이 잘 되어 유입관 바깥쪽에 연료를 분사시키는 것보다 좋은 분사위치임을 알 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.204-209
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• 1998

핵연료 펠렛이 장입되어 있는 원전연료봉 피복관은 핵분열성 물질의 외부 유출에 대한 일차 방호벽 역할을 하므로 원전의 안전성을 위해서는 피복관의 구조건전성 확보가 매우 중요하다. 고온, 고압의 운전 조건 속에서 연료봉 피복관은 산화막이 생성 상장하여 연료봉을 취성 파괴시킬 가능성이 있으므로 이를 가동중에 비파괴적으로 측정할 수 있는 방법을 개발할 필요가 있다. 산화막이 존재하는 지르칼로이 피복관에 대한 음파의 공명산란을 이론적으로 모델링하고 수치해석을 수행하였다. 산화막이 피복된 원통형 쉘의 공명산란에서 공명 원주파의 전파 특성은 산화막의 존재 여부와 그 두께 증가에 따라 크게 변화한다. 수치 해석 결과 제 1차 반대칭 (A$_1$) 원주파의 특정 부분파의 경우에는 산화막의 존재에도 불구하고 위상속도가 일정한 특이성을 보였다. 이러한 위상속도 특성을 실험을 통하여 확인하였으며 이 현상을 이용하여 산화막의 두께를 측정할 수 있는 새로운 비파괴 평가 방법을 제안하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.28 no.1
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• pp.17-26
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• 1996

The in-reactor fuel rod support conditions against the fretting wear-induced damage can be evaluated by residual spacer grid spring deflection or rod-to-grid gap. In order to evaluate the impact of fuel design parameters on the fretting wear-induced damage, a simulation methodology of the in-reactor fuel rod supporting conditions as a function of burnup has been developed and implemented in the GRIDFORCE program. The simulation methodology takes into account cladding creep rate, initial spring deflection, initial spring force, and spring force relaxation rate as the key fuel design parameters affecting the in-reactor fuel rod supporting conditions. Based on the parametric studies on these key parameters, it is found that the initial spring deflection, the spring force relaxation rate and cladding creepdown rate are in the order of the impact on the in-reactor fuel rod supporting conditions. Application of this simulation methodology to the fretting wear-induced failure experienced in a commercial plant indicates that this methodology can be utilized as an effective tool in evaluating the capability of newly developed cladding materials and/or new spacer grid designs against the fretting wear-induced damage.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.6
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• pp.811-824
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• 1995

The CANDU element bowing is attributed to actions of both the thermally induced bending moments and the bending moment due to hydraulic drag and mechanical loads, where the bowing is defined as the lateral deflection of an element from the axial centerline. This paper consider only the thermally-induced bending moments which are generated both within the sheath and the fuel and sheath by an asymmetric temperature distribution with respect to the axis of an element The generalized and explicit analytical formula for the thermally-induced bending is presented in con-sideration of 1) bending of an empty tube treated by neglecting the fuel/sheath mechanical interaction and 2) fuel/sheath interaction due to the pellet and sheath temperature variations, where in each case the temperature asymmetries in sheath are modelled to be caused by the combined effects of (i) non-uniform coolant temperature due to imperfect coolant mixing, (ii) variable sheath/coolant heat transfer coefficient, (iii) asymmetric heat generation due to neutron flux gradients across an element and so as to inclusively cover the uniform temperature distributions within the fuel and sheath with respect to the axial centerline. As the results of the sensitivity calculations of the element bowing with the variations of the parameters in the formula, it is found that the element bowing is greatly affected relatively with the variations or changes of element length, sheath inside diameter, average coolant temperature and its variation factor, pellet/sheath mechanical interaction factor, neutron flux depression factor, pellet thermal expansion coefficient, pellet/sheath heat transfer coefficient in comparison with those of other parameters such as sheath thickness, film heat transfer coefficient, sheath thermal expansion coefficient and sheath and pellet thermal conductivities.

• Korean Journal of Materials Research
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• v.10 no.10
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• pp.659-664
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• 2000

To develop anode-supported tubular cell with proper porosity, we have investigated the anode substrate and t the electrolyte-coated anode tube. The anode substrate was manufactured as a function of carbon content in the range of 20 to 50 vol.%. As the carbon COntent increased, the porosity of the anode substrate increased slightly and the carbon c content with proper porosity is found to be 30 vol.%. The anode-supported tube was fabricated by extrusion process a and the electrolyte layer was coated on the anode tube by slurry coating process. The anode-supported tube was cofired successfully at $^1400{\circ}C$ in air. The porosity of the anode tube was 35%. From the gas permeation test, the anode t tube was found to be porous enough for gas supply. On the other hand, the anode-supported tube with electrolyte layer indicated a very low gas permeation rate. This means that the coated electrolyte was dense.