• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2003년도 추계학술대회
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• pp.1297-1302
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• 2003

KAERI has contrived 15 kinds of spacer grid shapes of its own since 1997 and applied for domestic and foreign patents. To date, KAERI has obtained US and ROK patents for 6 kinds of spacer grid shapes among them and the others are under review in USA, EC, China, and ROK. In this study, mechanical/structural performance analysis and test on two spacer grid shapes that are assumed to be the most effective candidates for the spacer grid of the next generation nuclear fuel in Korea was carried out. The result has shown that the performances of the candidates are better or not worse than those of the current spacer grid.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2004년도 춘계학술대회
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• pp.1819-1824
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• 2004

The common method to improve heat transfer in Nuclear fuel rod bundle is install a mixing vane in space grid. The previous split mixing vane is guides cooling water to swirl flow in sub-channel of fuel assembly. But, this swirl flow decade rapidly after mixing vane and the effect of enhancing the heat transfer vanish behind this short region. The large scale secondary vortex flow was generated by rearranging the inclined angle direction of mixing vanes to the coordinated directions. This LSVF mixing vanes generate the most strong secondary flow vortices which maintain about 35 $D_H$ after the spacer grid and the streamwise vorticity in subchannel with LSVF mixing vane sustain two times more than that in subchannel with split mixing vane. The turbulent kinetic energy and the Reynolds stresses generated by the mixing vanes have nearly same scales but maintain twice more than previous type.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2004년도 춘계학술대회
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• pp.432-437
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• 2004

KAERI has contrived 16 kinds of spacer grid shapes of its own since 1997 and applied for domestic and foreign patents. To date, KAERI has obtained US and ROK patents for 11 kinds of spacer grid shapes among them and the others are under review in USA, EC, China, and ROK. In this study, detailed performance analysis and test on two spacer grid shapes that are assumed to be the most effective candidates for the spacer grid of the next generation nuclear fuel in Korea was carried out. The result has shown that the performances of the candidates are better or not worse than those of the current spacer grid.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제13권2호
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• pp.63-72
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• 1981

핵연료 집합체의 예기치 않은 파손으로 인하여 설계 근거 재장전 방침이 변경되면 원자로심내에서의 출력 분포 비균형을 막기 위하여 파손된 핵연로 집합체 이외에 대칭 위치의 집합체도 제거되어야 할 경우가 있다. 이와 같은 때에 제거된 핵연료 집합체가 설계연소도에 미달되는 경우 이를 다시 사용하여 핵연료 이용률을 증진시키는 것이 연구되었다. TDCORE 코드가 노심ㆍ해석을 위해 이용되었으며, 최적장전모형을 찾는 코드로는 RELOAD-II가 이용되었다. 고리 1호기에 적용한 결과, 제 1주기말에 제거된 비교적 적게 연소된 4개의 핵연료집합체를 제 3주기에서 이용할 경우 주기 연소도가 l1648 MWD/MTU(가동율 : 80%)에 이를 수 있음을 알 수 있었으며 평형주기까지의 장전모형을 추적하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제22권2호
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• pp.95-100
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• 1990

유체 유동상의 인자로 구성된 핵연료집합체에 걸리는 수력적 양력의 정확한 표현식은 핵연료의 건전성 설계 및 해석에 중요한 인자이다. 그러나 현재까지 이 양력에 대한 이론적인 해석이 제대로 이루어지고 있지 않아 이 분야에 혼란이 빚어지고 있다. 본 논문에서는 핵연료 집합체에 걸리는 수력적 양력에 대한 정확한 표현식을 이론적인 고찰을 통하여 유도하였으며 또한 양력에 관련된 제반 힘 요소들 즉, 압력강하, 부력, 전단응력, 집합체하중, 상호간의 관계를 검토하였다. 유도된 정확한 이론식을 이용하여 양력에 관한 간이식 오차의 특성을 분석한 결과 오차는 4가지 항으로 구성됨과 총 오차의 크기는 노심 유량의 변화 방향에 따라 달라짐을 알 수 있었다. 정량적인 분석을 COBRAIV-I를 이용하여 수행한 결과 총 오차의 크기는 약 1% 정도임이 밝혀졌다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권1호
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• pp.20-27
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• 1993

이 논문은 가압경수로의 노심내 핵연료 관리용 탐색코드를 개발하기 위한 것이다. 이 목적으로 점반응도모형을 사용하여 핵연료주기 결정을 위한 FCYPRM코드를 제작하였고, 수정형 Borresen의 소격확산모형과 노달전개법에 의한 중성자 공간 해석용 CMSNAP코드를 개발하였다. 또한 수치 실험을 통하여 일련의 경험칙을 수립하고 이들을 이용하여 재장전노심 핵연료집합체 배치코드로서 ALPS코드를 개발하였다. 수치계산결과를 예시함으로서 개개 코드들의 유용성과 응용성을 입증하였으며, 이들 코드들을 가압경수로의 재장전노심 설계문제를 해결하기 위한 코드로 합성, 응용함으로서 상기 코드들이 효과적인 탐색코드가 될 수 있음을 보였다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제18권2호
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• pp.43-49
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• 2022

The purpose of this study is to evaluate the radiation effect on damage when the external shield of the spent nuclear fuel transport cask is damaged due to impact as the cause of an unexpected accident. The neutron and gamma-ray intensities and spectra are calculated using the ORIGEN-Arp module in the SCALE 6.2.4 code package⁽¹⁾ and then using MCNP6.2⁽²⁾ code calculate the dose rate. In order to evaluate the radiation dose according to the size of damage caused by external impact, various sized holes of 0.3~13.7% are assumed in the outer shield of the cask to evaluate the sensitivity to the dose. In the case of radiation source leakage, damage to the nuclear fuel assembly is assumed to be up to 6% based on overseas test cases. When only the outer shield is damaged, the maximum surface dose is calculated as 3.12E+03 mSv/hr. However, if the radiation source is leaked due to damage to the nuclear fuel assembly, it becomes 7.00E+05 mSv/hr which is about 200 times greater than the former case.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2008년도 학술논문요약집
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• pp.346-347
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• 2008

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

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2007년도 학술논문요약집
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• pp.273-274
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• 2007