• The Journal of the Korea Contents Association
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• v.13 no.10
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• pp.46-53
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• 2013

An inspection of nuclear fuel rods should be performed at remoteness from risks of high level radioactivity, and accuracy is required. Currently, inspection of the nuclear fuel rods is operated to monitor the video that recording an original nuclear fuel rods at remoteness because of the risks of radioactivity. In this paper, it is an implementation of the system was carried out in the process according to the image processing inspection of the nuclear fuel rods. The nuclear fuel rods are configured to use a bundle of plurality, in the image processing technology to verify this, the edge detection method is useful. We suggest to DoG technique to add threshold for the nuclear fuel rod edge detections. This is the new technique that optimized DoG. It is to deal with DoG and threshold to dual process. In this way, after detecting an edge of the nuclear fuel rods, by running a nuclear fuel rod inspection algorithm to determine the status of nuclear fuel rods. We applied the system using the new algorithm, and confirmed an excellent characteristic. In this study, it is considered to be able to be carried out more easily and securely inspect of nuclear fuel rods.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.34 no.7
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• pp.843-850
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• 2010

A spacer grid assembly is one of the most important structural components of the nuclear fuel assembly of a Pressurized Water Reactor (PWR). A primary design requirement is that the fuel rod integrity be maintained by the spacer grid assembly during the operation of the reactor. In this study, we suggested a new spacer grid assembly having a fuel rod support, which is capable of sliding when the fuel rod vibrates due to flow-induced vibrations in the reactor. By adjusting the relative displacement between the fuel rod and its support, the proposed design will help in reducing fuel rod fretting damage.

• 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.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.35 no.2
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• pp.201-206
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• 2011

A spacer grid assembly is one of the most important structural components of the nuclear fuel assembly of a pressurized water reactor (PWR), and it affects the performance of the fuel assembly. The primary design requirement is that the mechanical integrity of the fuel rod should be maintained by the spacer grid assembly during the operation of the reactor. It was known that fretting damage to the fuel rod can be reduced by adjusting the relative moving displacement between the fuel rod and its support. In this study, we used the finite element method to evaluate the characteristics of a sliding support designed to reduce fretting damage of fuel rods.

• 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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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• pp.476-482
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• 1996

사용후핵연료 관리 및 후행핵연료주기 시설에서 요구되는 사용후핵연료 연료봉 인출기술을 확보하기 위하여 연료봉 인출장치를 제작하였으며, 모의 연료봉을 사용하여 이를 인출하는 실험을 수행하여 장치의 성능을 시험하였다. 인출장치는 컴퓨터로 제어할 수 있도록 함으로서 대부분의 인출공정을 자동으로 수행할 수 있도록 하였다. 실험 결과를 분석하여 장치의 개선점을 제시하였고, 또한 향후 실제 사용후핵연료 시설에 적용할 경우에 대비한 보완책도 제시하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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• pp.170-175
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• 1996

경수로용 원전연료의 고연소에 따른 핵분열 가스 증가에 대비하여 플레넘 부피를 최대한으로 확보하기 위하여 연료봉 압축스프링의 부피를 최소화하는 설계 최적화에 대한 연구를 수행하였다. 연료봉 설계변경이나 제조공정에 따른 요구사항을 용이하게 반영할 수 있도록, 최적설계 Software Package인 IDESIGN을 이용하여 최적설계 프로그램을 작성하였으며, 구해진 설계변수값 부근에서 다시 반복 계산을 수행하여 설계변수들의 자릿수를 조정할 수 있게 하였다. 한편, 스프링의 좌굴특성을 향상시키기 위하여 연료봉으로부터 돌출된 스프링의 피치는 작게 하고 연료봉 플레넘 길이내의 피치는 더욱 크게 하는 부등피치 압축스프링은 균일피치의 경우와 거의 동일한 방법으로 설계되며, 각 구역의 설계값은, 스프링 제조설비를 고려하여 실험적으로 결정될 상수를 포함한, 9개의 미지수에 대한 9개의 연립방정식의 해를 구하여 결정된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05d
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• pp.306-311
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• 1996

CANFLEX 연료봉 다발을 구성하는 우라늄 펠릿이 장전된 핵연료봉의 공기중 진동특성을 진동 실험과 유한요소 해석을 통하여 구하였다. 유한요소 해석 시에는 우라늄 펠릿의 강성은 무시하고 질량은 지르칼로이 튜브에 부가하며, 연료봉 양단의 용접부위를 단순 지지보로 처리하는 모델을 제시하였다. 이 모델로부터 얻은 해석결과를 진동실험에서 구한 측정값과 비교하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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• pp.244-250
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• 1996

고리 2호기에서 2주기 동안 연소된 1개 KOFA 연료봉에 대한 조사후 검사결과, 핵분열기체 방출량 및 소결체 밀도가 연료봉 설계코드의 예측범위내에 있음을 확인하였으며, 소결체의 미세구조 및 연료봉내의 축방향 분포 검사를 통해 $UO_2$ 소결체가 아무 이상이 없이 안정적으로 연소되었음을 확인하였다. 단지 1개 연료봉에 대한 조사후 검사만으로는 KOFA 핵연료 $UO_2$ 소결체의 노내 거동을 검증하였다고는 할수 없기 때문에 연소된 핵연료에 대한 지속적인 조사후 검사가 필요한 것으로 사료된다. 특히 한국형원자로의 핵연료인 영광 3호기 핵연료에 대해 조사후 검사를 수행하고, 또한 일부 시험연료봉을 고연소도까지 연소시킨후 조사후 검사를 수행하면, 핵연료의 성능 검증뿐만 아니라 국내 고유의 핵연료 성능자료를 생산하게됨으로써, 앞으로 국내 고유의 고연소도핵연료개발 및 연료봉성능분석코드 개발에 활용할 수 있다.

• Nuclear industry
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• v.7 no.4 s.50
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• pp.80-81
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• 1987

Baffle Jetting에 의해 발생하는 PWP연료봉의 손상을 방지하기 위해 몇 개의 연료봉을 Clip사용으로 함께 묶음으로써 적은 비용으로 간단하게 방지할 수 있으며 이 방법을 사용해 본 결과 좋은 성과를 얻었다.