• 비파괴검사학회지
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• 제27권5호
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• pp.432-441
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• 2007

사용후핵연료집합체 이미지 영상에서 핵연료봉 영상을 추출할 수 있는 영상처리기법과 RGB 색상 데이터를 추출하여 가시화하는 방안에 대해 연구하였다. 핵연료봉 영상 추출방법으로서 히스토그램 분석, 경계선 검출 및 RGB 색상정보를 이용하였다. 그 결과 히스토그램 분석을 통해 사용후핵연료집합체의 크기를 파악할 수 있었고 경계선 검출을 통해 사용후핵연료봉의 형상을 관측할 수 있었다. 그리고 최종적으로 color 값을 이용한 3d 입체영상을 구현함으로써 핵연료집합체 상태에 대한 다양한 분석이 이루어졌다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제36권12호
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• pp.1653-1661
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• 2012

본 논문에서는 냉각유동에 의한 SMART 핵연료집합체의 압력강하변화 및 구조특성을 연구하였다. 난류 모델인 BSL 레이놀즈 응력 모델로서 냉각수의 유동을 모델링하여 유체고체연계 해석을 수행하였다. 우선, 지지격자체에 지지된 핵연료봉의 진동해석을 수행하여 실험 결과와 비교하였는데 실험에서의 고유진동수는 48 Hz 로서 시뮬레이션 값과 2% 의 오차를 발생하였다. 핵연료집합체의 압력강하는 한국원자력연구원에서 수행한 실험적 값과 비교하여 8%의 오차가 발생하였고 해석의 타당성을 증명하였다. 유체해석에서는 집합체를 통과하는 각 구간의 유체 속도와 이차유동에 의한 와류생성과정을 관찰하였다. 마지막으로 진동해석과 유체해석의 연계를 통하여 유체유발진동에 의한 연료봉의 변위 값을 관찰하고 최대 변위가 발생하는 곳의 변위 PSD 를 계산하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(3)
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• pp.447-452
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• 1996

본 연구에서는 7개의 PWR 사용후핵연료집합체를 운반할 수 있는 KSC-7 수송용기의 건식수송조건에 대한 열적 건전성을 평가하였다. 수송용기 축소모델을 제작하여 열시험을 수행하였고 또한, 시험조건과 동일한 조건으로 열전달해석을 수행하여 두가지 결과를 비교 분석함으로써 시험 및 해석결과에 대한 신뢰성을 검증하였다. 신뢰성이 검증된 해석방법을 이용하여 수송용기 본체 및 핵연료집합체에 대한 열전달해석을 수행함으로써 방사선차폐체 및 핵연료봉에 대한 열적 건전성을 입증하였다. 또한, 수송용기의 온도상승에 따른 구조적 건전성을 평가하기 위한 열응력해석을 수행하였다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2005년도 창립60주년 기념 추계 학술대회
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• pp.163.2-163.2
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• 2005

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.46-51
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• 1997

최근 경수로 핵연료 손상 원인 중의 하나인 연료봉 마모(Fretting Wear)가 지지격자의 스프링력 저하뿐만 아니라 원자로 냉각재 유동에 기인한 집합체 진동(Self-excited Fuel Assembly Vibration)에 의해 유발될 수 있는 것으로 밝혀져 해외 연료공급자들은 새로운 연료개발시 집합체 유동시험을 수행하여 냉각재 유동에 의한 집합체 진동 여부를 확인하고 있다. 본 연구에서는 경수로 핵연료집합체에 대한 모드해석 및 진동시험으로부터 고유진동수 및 진동모드형태를 구하여 모의 집합체 유동시험 결과와 비교 평가하였고 냉각재 유동에 의해 과도한 집합체 진동이 발생됨을 확인하였으며 가연성흡수봉집합체를 삽입한 경우에 대한 유동시험 결과와도 비교하였다. 또한, 이들 집합체의 진동 변위량과 손상 연료의 마모량 분포의 상관성을 비교 평가하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.83-89
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• 2003

조사후 시험시설내에는 사용후 핵연료 집합체의 취급을 위하여 감온, 감압 공정이 있다. 이 공정에는 3가지 공정으로 분류하는데 첫째, 사용후핵연료집합체 캐스크를 제염하기 위한 제염시키는 공정, 둘째, 사용후핵연료집합체 내의 붕괴열에 의해 온도, 압력이 상승된 폐액을 감온, 감압 시키기 위한 냉각 공정 셋째, 사용후핵연료 피폭관 결함에 의해 발생되어 캐스크 내에 존재하는 불용성 입자를 여과기를 통해 여과하는 공정으로 되어 있다. 본 보고서에서는 감온, 감압 공정과 관련하여 현재까지 수행된 기술검토와 사용후핵연료집합체에 의한 감온, 감압의 실용적 이론에 관해 고찰하였고 또한 각종 시험을 통한 시운전 내용과 실제 원자력발전소로부터 수송해온 사용후핵연료집합체 J-44, K-23 대한 감온, 감압 결과들을 상세히 기술하였다. 본 보고서는 향후 지속적인 가동과 도출되지 않은 문제점 등을 계속 보완하여, 원만하고 안전한 정상조업을 수행하는데 효과적으로 이용될 수 있을 것으로 본다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.476-481
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• 1998

본 연구에서는 PWR 핵연료집합체를 금속 전환시켜 형성된 금속저장체에 대한 온도분포를 계산하였다. 해석모델은 PWR 핵연료집합체 2개 및 4개를 1개의 금속저장체로 전환한 경우로 하였다. PWR 핵연료를 금속 전환할 경우 금속전환 과정에서 Sr과 Cs를 선택적으로 제거함으로서 냉각부하를 약 1/2로 줄일 수 있고 체적을 약 1/4로 줄일 수 있는 잇점이 있다. 열해석 결과 2 PWR 핵연료 금속저장체에서 저장시스템 주변 공기의 온도가 50 $^{\circ}C$ 인 경우, 금속 연료봉의 최고온도는 164 $^{\circ}C$로 나타났다. 또한, 4 PWR 핵연료 금속저장체의 경우 금속 연료봉의 최고온도는 사각형 저장체에서 193 $^{\circ}C$, 육각형 저장체에서 183 $^{\circ}C$ 로 나타났다. 따라서 건식 저장에서 연료봉의 온도를 낮게 하기 위해서는 저장 밀도를 높일 수 있는 연료봉 밀집화 (rod consolidation) 방식이 경제성 측면뿐만 아니라 열안전성 측면에서도 유리한 것으로 나타났다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제35권4호
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• pp.417-424
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• 2011

핵연료집합체는 상단고정체, 하단고정체, 지지격자체, 제어관/계측관과 핵연료봉의 5 가지 주요 구성품으로 이루어져 있다. 여기서 상/하단고정체는 다른 구성품과 달리 ASME, Section III, Division 1 - Subsection NB 의 운전조건 A, B 에서의 stress intensity limits 를 만족하여야 한다. 이중냉각 핵연료집합체는 집합체당 출력을 증가시키기 위해서 기존의 가압경수로용 핵연료집합체에서 핵연료봉의 배열과 위치를 변화시켰는데 이로 인하여 핵연료봉 내/외부유로로 냉각수가 잘 흐를 수 있도록 상/하단고정체의 유로판의 형상을 수정하여야 한다. 본 논문에서는 설계하중조건에 대하여 수정된 상단고정체 유로판의 건전성평가를 위해 수행한 응력선형화과정을 자세히 설명하고 평가결과에 대하여 기술하였다.

• 소음진동
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• 제22권2호
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• pp.15-19
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• 2012

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 추계학술발표회요약집
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• pp.339.1-339
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• 2001