• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(3)
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• pp.65-70
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• 1996

중수로용 핵연료봉의 봉단마개 부위는 열.기계적 작용에 의해 핵연료봉 파손이 쉽게 발생할 수 있는 취약 부위로 알려져 있다. 따라서, 핵연료봉 설계시 봉단마개 부위의 열.기계적 거동을 해석하고, 이 결과를 설계에 반영하여 파손 가능성이 없음을 확인하여야 한다. 여기에서는 중수로용 개량 핵연료인 CANFLEX-NU 핵연료봉 봉단마개에서의 열.기계적 거동을 해석하였는데, 이 결과 CANFLEX-NU 핵연료봉은 출력이 매우 낮아서 열중성자속 집중을 고려하더라도 봉단마개 부위 건전성을 충분히 유지하는 것으로 나타났다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.644-649
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• 1995

중수로용 개량핵연료인 CANFLEX핵연료다발 시제품을 고온/고압의 원자로 운전조건에서 시험하여 CANFLEX핵연료다발의 압력강하 특성을 조사하였다. CANFLEX핵연료다발의 최빈 압력강하량은 현재 월성발전소에 사용중인 CANDU 37봉핵연료봉다발의 값과 거의 동일하였으며 핵연료 채널의 압력강하 설계기준을 만족하였다. CANDU 37봉핵연료다발이 장전된 핵연료채널에 새로운 CANFLEX핵연료다발을 일부 교체하는 것을 모의한 천이채널에서의 실험결과도 압력강하 설계기준을 만족하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권3호
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• pp.424-429
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• 1993

핵연료 소결체가 장전되는 핵연료봉의 끝부분에는 각각의 핵연료봉을 구분해주는 고유의 문자가 인쇄되어 있다. 핵연료 집합체 제조 과정에서 각각의 핵연료봉은 고유 문자에 의해 구분되어 체계적으로 관리되고 있으며 아울러 핵연료 연소 이상상태 감시 및 사용후 핵연료 검사 분야에서 핵연료봉 제조과정 추적에 이용되고 있다. 핵연료봉 문자 자동인식은 핵연료 집합체 제조과정의 자동화를 위한 핵심 기술이다. 본 연구에서는 핵연료봉 문자인식 시스템을 개발하여, 핵 연료봉단에 기록된 각 문자로 부터 추출한 메쉬 특징값을 데이타베이스에 저장된 특정 문자의 특징값과 비교하여 자동으로 문자인식을 수행하도록 하였다. 실험 결과, 95.83 퍼센트의 양호한 인식률을 기록하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(3)
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• pp.311-316
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• 1996

제어봉이탈사고시의 핵연료봉 거동을 연구로에서의 반응도사고 모사실험 결과와 기존의 핵연료 손상기준을 비교하여 분석하였다. 반응도사고시 고연소도 핵연료의 손상은 주로 PCMI 기구로 발생하는데, 고연소도에서의 피복관의 부식 및 수소화 그리고 방사선조사에 의한 연성감소와 산화층 박리로 인한 수소화합물의 국부적인 집중화로 인한 피복관의 현저한 연성감소가 주요 원인이었다. 기존의 핵연료 손상 기준에서 DNB가 일어날때 핵연료 손상이 발생한다는 가정은 낮은 핵연료엔탈피에서 핵연료 손상이 일어나는 것과 동일함을 확인하였으며, 현재까지 발표된 실험자료와 핵연료손상기구의 분석을 통해 연소도에 따른 반응도사고시의 핵연료손상기준을 예비적으로 유도하였다. 핵연료손상은 낮은 연소도에는 DNB로 발생하고 고연소도에서는 PCMI로 발생할수 있기 때문에, 과도상태에서의 고연소도 핵연료의 건전성 유지를 위해서는 피복관 산화층의 박리로 인한 수소화합물의 집중화로 피복관의 연성이 감소되는 것을 방지할 필요가 있다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(3)
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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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제23권4호
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• pp.363-373
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• 1991

핵연료봉 내압 설계기준에 의하면 핵연료봉 갭의 증가만 발생하지 않는다면 봉내압이 계통압력을 초과할 수 있다. 본 연구에서는 이러한 봉내압 설계기준에 따른 정량적이고 보수적인 허용 봉내압을 봉출력의 함수로 생산하였는 바 허용 봉내압은 봉출력의 증가에 따라 감소하였다. 한편, 본 연구에서 구한 허용 봉내압을 봉내압 설계 기준으로 적용하면 핵연료봉 압력 검증을 위한 현행 설계절차를 단순화시킨다. 왜냐하면, 봉내압이 계통압력을 초과할 경우 각각의 주어진 시간 및 축 방향 지점에서 핵연료봉 갭 증가를 계산해야 하는 현행 설계절차가 불필요하기 때문이다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.651-657
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• 1995

고리원자력1호기에서 각각 2주기, 4주기동안 연소한 핵연료봉 G33-N2(평균연소도:3464MWD/MTU) 및 G23-14(평균연소도:13917MWD/MTU)에 대하여 와전류시험을 수행한 결과 G33-N2 핵연료봉 하단으로부터 각각 2290mm, 2878mm 위치에 관통결함신호와 내부결함신호를 얻었다. 또한 G23-l4 핵연료봉에서는 ridge 와전류신호를 획득하였다. 비파괴적 와전류시험을 통하여 관통결함 및 내부결함으로 예측된 위치에서 파괴적 금속조직시험을 수행하여 얻은 결과는 와전류시험결과와 잘 일치하였다 G23-l4 핵연료봉에서 획득한 ridge 와전류신호는 직경측정시험결과와 비슷한 경향을 보여 주었다. 따라서 와전류시험을 통하여 핵연료봉에 대한 건전성 평가 도구로서의 그 신뢰성이 양호함을 실증하였으며 핵연료봉의 ridge 정보도 제공할 수 있음을 입증하였다.

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
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• 한국에너지공학회 1993년도 추계학술발표회 초록집
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• pp.109-109
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• 1993

CANDU 원자로 지역별 대표 핵연료봉 1개에 대하여 열행태를 해석할 수 있는 '평균 단일 핵연료(ASF : Averaged Single Fuel)' 모델을 우선 제안하였다. 핵 연료봉 하나를 12 개 동일 체적의 환형 격자로 나누고 시공간을 고려하는 전진 유한 미분 해석을 적용하여 핵연료봉내에서의 열적 변이를 모사 하였다. 핵연료의 전도도 및 비열은 온도에 종속함이 가정되었다. 주어진 열출력에 대하여, 핵연료와 피복관내의 정상상태 온도분포를 산출하였고 주어진 냉각재 온도 및 표면 열 전달 계수에 대하여 핵연료봉 단위 길이당 저장열을 계산하였다. 초기 온도 분포의 임의 값에 대하여, 시간 단계별 열출력 및 열전달 계수 변이에 따른 저장열, 온도 분포, 냉각재료의 출력과 피복관 온도 변이를 계산하였다. 이후 ASF 모델을 CANDU 14개 지역 출력 특성의 실제적 모사 및 해석이 가능하도록, 14개 지역 대표 핵연료봉모델 모두를 동시에 포함하는 '다영역 핵연료(MZF : Multi Zone Fuel)' 모델로 확장하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.630-635
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• 1995

장차 우리나라에서 미래형 핵연료의 한 종류로서 사용될 가능성이 있는 경수로용 혼합핵연료가 기존의 $UO_2$ 핵연료와 노내거동에서 어떤 차이를 야기시키는가를 물리적 성질변화 및 반경방향 출력변화의 관점에서 예비적으로 분석하였다. 분석 결과 혼합핵연료는 $UO_2$ 핵연료에 비해 (1) 열전도도가 작아 핵연료 온도가 높았고 (2)증가된 핵연료 온도로 인해 핵분열기체 방출률도 증가하여 핵연료봉 내압의 관점에서는 불리하였으나 (9)증가된 핵연료 내압으로 인해 냉각수 압력과 핵연료봉 내압의 차이가 감소하여 피복관 변형도가 감소하므로써, PCI 판점에서는 $UO_2$ 핵연료에 비해 유리하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.297-302
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• 1998

유한요소법을 이용하여 스프링으로 연속 지지되고 축방향 하중이 작용하는 핵연료봉의 자유진동 해석올 수행하였다. 본 해석에는 지지격자 지지점에서 핵연료봉의 변위가 구속되지 않는 실제 경계조건을 반영하였다. 이러한 경계조건은 지지점 스프링 상수에 의하여 핵연료봉 해석모델의 탄성항이 약화되는 현상을 반영할 수 있어서 지지점이 구속된 기존의 모델보다 고유진동수를 작게 예측한다. 스프링 상수가 어떤 임계값 이하를 갖는 경우 고유진동수 뿐만 아니라 모드형상도 크게 변하기 때문에 지지점을 구속한 모델에 의한 해석은 실제 진동현상을 상당히 왜곡 할 수 있다. 핵연료봉에 작용하는 축방향력이 인장력에서 압축력으로 감소함에 따라 고유진동수도 감소하지만 핵연료봉의 고유형상은 변하지 않았다. 지지격자 스프링 상수의 점진적인 감소와 핵연료봉 축방향 압축력의 감소를 동시에 적용하는 경우 고유 진동수는 두 변수를 별도로 적용했을 때 얻은 최소값의 변화에 따르는 경향을 나타내었다.