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

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.147-152
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• 1997

핵연료의 노내 성능에 영향을 미치는 주요 제조 인자중의 하나인 소결체 밀도의 최적화 연구를 국내 제조 소결체에 대해 소결체 밀도와 수분 함유량 및 봉내압 평가를 통해 수행하였다. 연구 결과 원자로내 연소에 따른 봉내압 증가를 줄이기 위해서는 이론밀도 96% 이하의 밀도가 바람직하나 소결체내의 과다한 수분 함량을 피하기 위해서는 95% 이상의 밀도가 필요한 것으로 나타나 핵연료 소결체의 밀도는 이론밀도의 95% - 96.2%가 최적값으로 평가되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.250-255
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• 1998

DUPIC 핵연료 개발에서는 소결체의 물성연구와 노내거동부터 연구를 시작하여 신 개념의 핵연료의 개발에 부합되는 조사시험 계획이 수립되어야 하기 때문에 DUPIC소결체의 물성 및 노내거동 연구를 캡슐을 이용하여 조사시험을 수행할 계획이다. 본 논문에서는 노외 시험 및 예비 특성화(Pre-Characterization)와 노내시험인 DUPIC 핵연료 소결체 시험 그리고 연료봉 조사시험에 필요한 항목들에 대하여 분석하였으며 DUPIC 소결체가 하나로 노심의 CT, IR2, IP9등에서 무계장 캡슐을 이용하여 조사될 경우의 출력을 평가 하였다. 또한 모의 핵연료와 DUPIC 핵연료 소결체의 조사시험을 위해 무계장 캡슐 (Capsule)에 대하여 연구 하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제20권3호
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• pp.189-196
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• 1988

핵연료소결체의 편심이 정상상태에서 핵연료봉 열적 성능에 미치는 영향을 조사하였다. 지배방정식은 핵연료소결체와 피복관영역에 대해 2차원 원통좌표계 (r, $\theta$)로 각각 세우고 유한요소법으로 풀었다. 갭(gap)영역에서 방위각 의존적인 열전달계수를 사용하여 동심구조는 그대로 두는 반면 갭크기의 비대칭성을 고려하였다. 재료물성치는 온도의 함수로 사용되었으며 체적 열발생은 반경의 함수로 고려하였다. 핵연료 소결체의 편심으로 인해 피복관 외부 표면에서 최대국부열속은 증가하였고, 핵연료 소결체의 최대온도와 핵연료 평균온도는 감소하였다. 전자는 최소 DNBR계산시 불확실도에 영향을 미칠 것으로 생각되며, 후자의 두현상은 핵연료 소결체의 용융 가능성과 사고시 핵연료 잠재에너지를 줄어들게 할 것으로 예상된다. 또한, 핵연료 소결체의 편심으로 인해 핵연료 소결체의 온도분포는 비대칭을 이루고 최대온도의 위치는 변동되었다.

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
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• 한국에너지공학회 2000년도 추계 학술발표회 논문집
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• pp.105-109
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• 2000

종래의 핵연료소결체가 혼합산화물 혹은 이산화우라늄중 한가지 핵연료만으로 구성한 것과 달리 내부를 저농축 이산화우라늄 핵연료로 채우고 그 외부를 링형태의 혼합산화물 핵연료로 둘러 싼 이중구조를 특징으로 한다. 이러한 형태의 핵연료소결체는 중심영역의 핵분열반응률 줄임으로써 핵분열 기체생성, 핵연료봉 중심온도와 평균온도를 낮추어 준다. 이는 핵분열 기체방출을 낮추어 혼합산화물 핵연료봉 성능을 향상시키고 방출 연소도를 증가시키는 효과가 있다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.225-230
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• 1998

DUPIC 핵연료 소결체의 하나로 조사시험과 관련하여 이중 피복관으로 구성된 소결체 설계를 수행하였으며 각각의 설계변수가 핵연료의 온도에 미치는 영향하였다. 하나로에서 조사할 DUPIC 핵연료의 설계해석 결과, DUPIC 핵연료의 조사시험시 열전도도, 출력, 반경 틈새 등은 핵연료의 온도에 크게 영향을 미쳤으며, 피복재 두께, gamma열, 열전달 계수 등은 핵연료의 온도에 크게 영향을 미치지 않았다. Transient 온도분석의 경우 약 160초 이상의 시간에서 평형 온도에 도달할 것으로 분석되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권3호
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• pp.344-357
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• 1995

핵연료 소결체와 피복관 사이의 간극 크기에 크게 좌우되는 간극 열전도도는 연료봉내 초기 저장에너지 양에 중요한 영향을 끼친다. 정상상태 계산용 ELESTRES 코드에서 사용 중인 수정된 Ross-Stoute 의 간극 열전도도 모델은 단순한 열적 변형 모델에 기초한다. 최근의 실험에서 핵연료 소결체가 연소됨에 따라서 균열, 소결체 재배열 등이 발생되고, 피복관 내부의 편심에 위치하게 된다는 것이 알려졌다. 본 논문에서는, 최근에 제안된 편심형 간극 모델과 소결체 재배열형 간극 모델 등이 기술되었고, 실험 조건과 중수로 핵연료봉의 운전조건 하에서의 소결체와 피복관 사이의 간극 열전도도를 계산하는데 이용되었다. 실험 치와 계산치가 잘 일치됨으로써, 수정된 Ross-Stoute 모델이 ELESTRES 코드 내에서 사용된 열전달 관련 가정들과 잘 부합됨을 보여 주었다. 출력 경계곡선을 따라서 수정된 Ross-Stoute 모델로 계산된 간극내 열전달과 핵연료 표면 온도 등이 편심형 간극 모델과 소결체 재배열형 간극모델에 의한 예측치보다 보수적이었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.92-97
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• 1997

경수로용 전산코드인 ERAPCON2를 CANDU 핵연료의 거동에 사용하기 위하여 소결체-피복관틈새 열전도 모형과 소결체내 중성자속 분포 모형을 개조하였다. 기존의 CANDU핵연료 전산코드와 비교한 결과 CANDU핵연료의 열적거동 분석에 있어 거의 동일한 결과를 얻었다. 이를 사용하여 DUPIC 핵연료의 열적 거동특성을 알아보았다. 고용성 핵분열생성물에 의해 감소된 DUPIC 핵연료의 열전도도에 의하여 핵연료 중심부 온도가 증가됨을 알 수 있었다. 선출력 500W/cm에서 중심온도가 230-320K 정도 증가하였다. 따라서, DUPIC핵연료 설계에서 중심온도 증가에 대한 세밀한 분석이 요구된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제23권4호
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• pp.444-455
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• 1991

본 연구에서는 CANDU-PHWR 형 기존 및 개량 핵연료의 원통형 (soild) 및 환상형 소결체에 대하여, 그 핵연료 전 수명 기간동안, 반경방향 출력분포를 정확하고 신속하게 계산하는 NEDAR 모형을 개발하였다. 본 계산모형에는 핵연료소결체의 직경 범위 8.0-19.5 mm, 농축도 범위 0.71-6.0 wt % U-235이고, 계산 가능 연소도범위가 0-840 Mwh/kgU (35000MWD/T)인 한계내에서, 핵연료 반경방향 출력분포결자식 및 열중성자속감소 계산결과자료가 포함되어 있다. CAN-DU-PHWR 형 원자로 중성자속 스펙트럼을 입력자료로 하여, 로물리 전산코드, CE-HAMMER 를 이용하여 핵연료의 각 설계조건 및 소결체의 환별 국부지점에 대하여, 임의로 설정한 기준 연소시점에서 반경 방향 출력 분포를 계산하였다. 이 계산 결과를 토대로 각 환의 평균출력을 구하는 적분법 및 비선형 곡선희귀계산법에 의하여, Bessel 함수와 지수함수의 다항식으로 구성된 반경방향 출력분포 기본 결과식 및 그 계수들이 산출되었다. 본 연구에서 개발된 NEDAR 모형을 이용하여 산출한 반경방향출력분포값을, 핵연료소결체 표면에서의 값을 기본단위로 환산하여 비교하면, 본 의형에 의한 반경방향 출력분포 결과가 기존 ELESIM 전산코드의 결과에 비교하여 약간 높게 나타났다. 소결체의 반경방향의 출력 및 온도분포는 핵분열기체생성물방출과 밀접한 관계가 있으므로, 본 모형을 기존 ELESIM 전산코트의 반경방향 출력분포 계산 모형과 대체한 전산코트, 즉 KAFEPA-NEDAR에 의한 핵분열기체생 생성물방출량 예측치를 기존 ELESIM 전산코드의 예측치와 비교하였다. 여기서 KAFEPA-NEDAR리 예측치가 실험결과 자료에 보다 더 가깝게 접근하였다. 따라서, 본 연구에서 개 발된 NEDAR모형은 과대한 계산시간의 낭비없이 CANDU-PHWR 형 핵연료소결체의 반경방향출력분포를 효율적이고, 신속/정착하게 계산하는 모형임이 입증되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.73-78
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• 1995

이중 또는 삼중으로 탄소 피막된 핵연료 입자를 Graphite 소결체에 채워넣은 핵연료를 설계하고, 이에 대한 핵적 타당성을 검토하고자 하였다. 핵계산 체계로서 CASMO-3가 갖는 Spatial Self-shielding 효과의 문제, 코드의 계산 방식 문제, 핵자료 결손 문제를 검토한 후 보정 계수를 산출하려 하였다. CASMO-3의 정확도는 MCNP-4A를 통해 검증하였는데, 비균질한 소결체 내부를 균질화 함으로서 야기되는 Spatial Self-Shielding 효과는 임계도의 차이가 거의 없는 것으로 확인되어졌고, 계산 코드의 차이로 인한 효과 또한 무시할 수 있었다. 그러나 CASMO-3의 핵자료에서 탄소와 실리콘의 자료 부족은 임계도 차이가 0.06184정도로 다소 차이가 나기 때문에 보정이 필요함을 확인하였으나 CASMO-3 자체의 유용성에는 문제가 없었다.