• Journal of the Korean Society of Mechanical Technology
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• v.13 no.2
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• pp.145-153
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• 2011

The irradiation tests of materials in HANARO have been performed usually at temperatures below $300^{\circ}C$ at which the RPV(Reactor Pressure Vessel) materials of the commercial reactors such as the light water reactor and CANDU are operated. As VHTR(Very High Temperature Reactor) and SFR(Sodium-cooled Fast Reactor) projects are being carried as a part of the present Gen-IV program in Korea, the requirements for irradiation of materials at temperatures higher than $500^{\circ}C$ are recently being gradually increased. To overcome the restriction in the use at high temperature of the existing Al thermal media, a new capsule with double thermal media composed of two kinds of materials such as Al-Ti and Al-graphite was designed and fabricated more advanced than the single thermal media capsule. At the irradiation test of the capsule, the temperature of the specimens successfully reached $700^{\circ}C$ and the integrity of Al, Ti and graphite material was maintained.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2012.08a
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• pp.92-92
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• 2012

최근 반도체 산업 경기의 활황에 따라 반도체 생산 설비 또한 꾸준히 증설되어가는 추세이며 고진공 펌프의 수요 또한 점차적으로 증가하고 있는 현실이다. 하지만, 국내 기술의 부족으로 고진공 펌프는 대부분 해외로부터의 수입에 의존하고 있다. 반도체 생산 설비는 매우 보수적인 설비로써 새로 개발되는 고진공 펌프가 반도체 생산 설비에 사용되기 위해서는 원천기술, 상품화 기술 및 신뢰성 기술을 확보해야 하며, 특히 한미/한일/한-EU FTA 등에 대비하여 제품의 국산화가 시급한 실정이다. 이에 고진공펌프의 수입이 급증할 것으로 예상되어 국내 진공업체에서도 크라이오펌프의 개발이 진행되고 있다. 본 연구에서는 지식경제부 제조기반 산업원천기술개발사업에 주관기관으로 수행하여 한국기계연구원 및 한국원자력연구원과 급속재생형 저진동 크라이오펌프의 기술 개발을 통해 전량 수입하는 크라이오펌프를 국산화를 도모 하고자 한다. 크라이오펌프의 주요 생산업체는 미국기업의 CTI사이며, 상품화 기술의 성능 확보를 위한 CTI사의 GM 극저온 냉동기와 현재 개발 및 상용화 준비를 하는 극저온 맥동관 냉동기에 대해 성능평가 지표를 제시하며, 신뢰성 확보를 위한 한국과학기술원 나노종합팹센터의 스퍼터 공정장비에 대한 CTI사 크라이오펌프와 상용화를 위한 개발품의 공정 현장시험에 대해 소개하고자 한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.83-89
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• 1997

본 연구에서는 국내 WH형 원전에서 내출력분포분석을 위해 INCORE 코드를 각 원전의 인접한 전산소의 주전산기에 설치하고, 단말기를 이용한 on-line 작업으로 수행하는 현행 노내출력분포 분석업무를 개선하기 위하여 PC용 INCORE 코드를 개발하였고, 이를 바탕으로 동일 윈도우 통합환경에서 INCORE 코드 운영에 필요한 모든 기능과 노내 출력분포 분석을 위한 발전소 운영절차 수행기능을 통합한 WINCORE(Windows program for INCORE) 시스템을 개발하였다. 현재 WINCORE 시스템은 울진 1호기 8주기부터 노내출력분포 분석업무를 지원하기 위하여 사용중에 있으며, 개발된 WINCORE 시스템을 이용함으로써 현장에서 직접적인 자료처리, 분석계산 및 기술지침서 안전제한치 만족여부 결정을 통하여 노심관리 업무의 효율성을 제고함을 확인하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.516-521
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• 1997

국내개발 액체금속로 KALIMER 노심으로 설계한 전기출력 150 MWe (열출력 392 MWth)의 U-Zr이원합금핵연료 사용 소형노심에 대하여 열수력 특성을 분석하고, 그 결과를 전기출력 333 MWe (열출력 840 MWth)의 중형노심설계 특성과 비교ㆍ분석하였다. 분석에는 국내개발 액체금속로 KALIMER 노심설계기술 개발의 일환으로서 개발한 개념설계 초기 단계에서의 노심 열수력 특성 분석 방법을 사용하였다. 열수력 특성 분석은 먼저 각 집합체의 최고 선출력에 따라 유량그룹을 설정하고, 각 집합체의 최고온도 연료봉에 대하여 냉각재 온도, 피복관 중심온도, 핵연료 중심온도 등을 계산하는 방식으로 수행하였다. 특성분석 결과 두 노심 모두 노심내 출력분포를 더욱 평탄화 하고, 노심핵연료 영역에 대한 반경방향 블랑？ 영역의 출력비율을 높이는 작업이 필요하다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.789-794
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• 1998

중대사고 해석 전산 코드 국산화의 필요성이 대두되고 있는 이때 우리가 개발해야 할 코드의 요건을 다음 여섯 가지로 정리하였다: 1) 종합적인 해석 코드. 2) 1차계통과 격납건물 모사 능력의 유연성, 3) 자세한 발전소 거동 모사, 4) 사용자 편의성, 5) 개선 및 새로운 모델 접목의 용이성. 그리소 6) 최신 모델 포함. 이런 관점에서 기존의 중대사고 해석코드를 분석한 결과 코드 개발의 기준 코드로 MELCOR를 선정하였다. MELCOR는 계통 모사의 유연성 때문에 상용 발전소 뿐만 아니라 앞으로 개발 계획 중인 차세대나 중소형 원자로까지도 확장이 가능하며, 상세한 열수력 기본 지배 방정식을 활용하고. 모델 분석 및 개선에 필요한 코드에의 자유로운 접근이 허용되며, 지속적인 코드 개선이 이루어져 최신 모델을 보유하고 있다. 이미 MELCOR는 상당한 수준의 결과를 예측하고 있기만. 노심 손상 모델을 개선하고 격납건물 안에서의 주요 현상 모사 모델을 추가하며. 또한 국내에서 이루어지고 있는 SONATA 실험이나 증기 폭발 실험 결과들을 MELCOR에 반영하는 것이 가급적 짧은 시간에 기술 자립을 이를 수 있는 방법으로 판단된다.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2013.02a
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• pp.559-559
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• 2013

KSTAR (Korea Superconducting Tokamak Advanced Research) 장치는 차세대 에너지원 중의 하나인 핵융합로를 위한 과학기술 기반을 마련하기 위해 개발된 중형급 토카막 실험장치로서 토카막 운전 영역의 확장과 안정성 확보, 정상상태 운전 도달을 위한 방법 연구, 최적화된 플라즈마 상태와 연속 운전 실현 등을 주요 목표로 하고 있다. 이를 위해 핵융합 반응에 의한 점화조건과 가까운 상태로 플라즈마를 가열해주어야 하며, 토카막 장치의 저항가열 이외에도 외부에서 추가 가열이 반드시 필요하다. 중성 입자빔 입사 장치는 현재 토카막에서 사용되고 있는 가열장치 중 가장 신뢰성있는 추가 가열 장치라 할 수 있으며 한국 원자력연구원에서는 1997년부터 KSTAR 토카막 실험 장치에 사용될 중성 입자빔 입사 장치를 개발해왔었다. 중성빔 입사 장치는 크게 이온원, 진공함, 열량계, 진공 펌프, 중성화 장치, 이온덤프와 전자석으로 이루어져 있으며, 이중 이온원은 중성빔의 성능을 좌우하는 핵심적인 장치라 할 수 있다. 최근 한국원자력연구원에서는 2 MW 중성 입자빔 입사장치용 이온원 개발을 완료하여 KSTAR 토카막 장치에 설치하였으며, 2013년 현재 KSTAR에는 총 두 개의 이온원이 장착되어 최대 약 3 MW 이상의 중수소 중성 입자빔을 입사하여 KSTAR 토카막 실험의 H-mode 달성과 운전 시나리오 연구에 많은 기여를 하고 있다. 한국원자력연구원에서 최초로 개발된 이온원은 미국 TFTR 장치에서 사용되었던 US LPIS (Long Pulse Ion Source)를 기본으로 하여 국내 개발을 수행하였다. 이 온원은 크게 플라즈마를 발생시키는 플라즈마 발생부와 발생된 이온을 인출 및 가속시키는 가속부로 구성되는데, 개발과정에서 가장 먼저 KSTAR의 장주기 운전에 적합하도록 플라즈마 방전부와 가속부의 냉각회로를 요구되는 열부하에 맞게 설계 수정하였다. 그 후 플라즈마 방전부는 방전 시간과 안정성, 플라즈마 밀도의 균일도, 정격 운전, 방전 효율 등을 고려하여 수정 보완하며 개발을 진행하여왔다. 가속부의 경우 국내 제작기술의 한계를 극복하기 위해 빔 인출그리드를 TFTR의 US LPIS 모델의 슬릿형 그리드 타입에서 원형 인출구 타입으로 변경하였으며, 이후 가속 전극의 고전압 내전력 문제, 빔 인출 전류와 전력, 인출 빔의 광학적 질(quality), 빔 인출 시간 동안의 안정성 등을 위해 그리드의 크기와 간격, 모양 등을 변경하여 개발을 수 행하여 왔다. 이 논문은 한국원자력연구원에서 개발이 진행되어 왔던 이온원들을 시간적으로 되짚어 보면서 현재까지의 성과와 문제점, 그리고 앞으로의 개발 방향에 대해 논의하고자 한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.671-676
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• 1998

방사성 $\beta$핵종 중의 하나인 $^{14}$ C은 중수로에서 상대적으로 많이 방출된다. 본 연구에서는 국내 유일의 중수로 원전인 월성 원자력발전소에서 배기구를 통해 환경으로 방출된 $^{14}$ C을 감시하기 위한 두 가지 타입의 대기시료 포집기술을 개발하였다. 하나는 전원을 이용하는 능동시료포집법(active air sampling)이며, 다른 하나는 전원을 사용하지 않는 수동시료포집법(passive air sampling)이다. 시료분석의 재현성 측면에서는 능동시료포집법이 보다 나은 것으로 알려져 있으나 시료채취 장소의 제한성 등으로 인해 최근에 들어와 수동시료포집법의 사용을 선호하고 있다. 본 연구를 통해 두가지 시료 채취법에 대한 측정오차의 신뢰성을 검증하기 위해 동위원소 분별효과를 비교 평가해 본 결과, 측정상의 오차가 약 2% 정도로 나타나 시료채취가 간단한 수동시료포집법의 사용타당성 및 활용 가능성을 입증하였다.

• Proceedings of the Membrane Society of Korea Conference
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• 2003.11a
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• pp.25-33
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• 2003

It summarized about the application of the membrane technology in thermochemical water-splitting iodine-sulfur process that was hydrogen production using the nuclear heat from the High Temperature Gas-Cooled Reactor (HTGR). Thermochemical water-splitting hydrogen production method using the high temperater nuclear thermal energy could be realized and remained to be solved the investigation subject. And, it is possible for mass-production of hydrogen such as one of the clean energy in future.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05b
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• pp.555-560
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• 1997

원자력발전소의 전열관 보수용접기술은 원전시설의 수명연장을 목적으로 개발된 기술이며, 손상된 Inconel 600 전열관 내부에 Inconel 690 재질의 sleeve tube을 삽입한 후 용접을 하는 방법으로 수행된다. 증기발생기 전열관 sleeve 레이저 용접의 기본개념은 방사능지역 외부의 발진기로부터 발진된 레이저빔을 광섬유를 이용하여 장거리(200미터 이상) 전송하여 전열관 내부의 광학계 및 회전장치를 이용하여 전열관을 용접하는 방법이다. 본 연구에서는 펄스형 레이저의 용접 변수인 펄스폭, 반복율, 첨두출력 및 용접속도를 변화시키면서 용입상태를 측정하였고, 용접된 시편에 열처리 여부와 부식실험을 위한 C-ring 시편을 제작하여 caustic test를 위해 auto-clave vessel에서 1,000 시간 실험을 실시하였다.

• Annual Conference of KIPS
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• 2007.11a
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• pp.3-6
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• 2007

현재 우리나라는 원자력 발전에 대한 의존도가 매우 높고 그 기술 또한 우수하다. 그러나 중성자 스펙트럼을 사용하여 폭발물 탐지를 위한 시스템 개발 기술은 미흡한 실정이다. 본 논문은 신경망(Neural Networks)을 한국 원자력 연구소 중성자 스펙트럼 패턴을 분류하는 시스템에 적용하였다. 데이터 획득방법을 달리하여 두 개의 신경망을 구현하였고 그 결과를 분석하여 보았다. 먼저 폭발물에 다량 포함되어 있는 C(Carbon), N(Nitrogen), O(Oxygen) 3개의 물질을 중심으로 중성자 스펙트럼을 분석하였다. 다른 하나는 중성자 스펙트럼을 전체 영역으로 획득한 데이터를 바탕으로 신경망을 구현하여 인식률을 확인하였다. 실험결과 전자의 경우 62.5%의 인식률을, 후자의 경우 신경망은 83.48%의 인식률을 나타내었다.