• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.285-290
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• 1998

KALIMER 고속로의 기본 핵연료인 U-l0Zr 핵연료봉의 노내 성능시험을 위해, 러시아의 BR-10 연구용 고속원자로에서 핵연료노내조사 Program이 1997년부터 수행되고 있다. 1 차년도에는 핵연료 시편의 설계 및 제조와 금속합금 핵연료의 균질도, 밀도, 열전도도 등의 노외 특성 시험이 수행되었다. U-l0Zr 핵연료심은 Arc 용해로 제조되었는데, 합금의 구성 원소들은 비교적 균일하게 분포되었다. 핵연료 시편은 2 개가 제작되었는데, BR-10 원자로에서 각각 연소도 1.08 % 및 2.15 %까지 연소된 후, 조사 후 검사가 수행될 것이다. 금속핵연료는 대개 낮은 연소도에서 급격한 변화틀 보이기 때문에, 본 핵연료 노내조사시험 Program의 결과는 금속핵연료봉의 성능해석 모델 개발에 활용될 수 있을 것이다.

• 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.

• 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.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(3)
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• pp.553-558
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• 1996

가압 경수로형 핵연료에 대한 장기 저장거동을 연구하기 위하여 모의 사용후핵연료(SIMFUEL) 및 조사 핵연료에 대한 산화시험을 공기중에 수행하였다. 연소도가 15,33 및 50 GWD/MTU로 모의한 핵연료를 300-375$^{\circ}C$ 구간에서 산화 시험한 결과, 모의 사용후핵연료는 미조사 $UO_2$시편과 같이 S-형 곡선의 무게증가 특성을 보여 주었으며, 미조사 $UO_2$시편에 비해 산화가 느리게 일어났으며, 모의 사용후핵연료는 연소도가 높을수록 산화속도가 느리다. 고리 2호기에서 2주기 연소한 우라늄 및 가돌리니아 핵연료를 275$^{\circ}C$에서 산화 시험한 결과, 조사 $UO_2$는 연소도가 증가할수록 산화가 느리게 일어나며, 우라늄 핵연료는 가돌리니아 핵연료에 비해 산화가 빨리 일어난다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.614-620
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• 2003

원자력연구소에서는 국내 원전에서 배출된 사용후핵연료를 IMEF M6 핫셀에서 건식 재가공하여 건식공정 산화물핵연료를 개발하였다. 개발된 핵연료의 성능을 검증하기 위해서는 실제 상용로와 동일한 고온고압 조건하에서 조사시험이 필요하나 국내에는 이러한 조사시설을 갖추지 못하고 있으므로 핵연료 성능의 검증이 어렵던 차에 한$\cdot$카$\cdot$미 IAEA간의 국제공동연구 과제진도회의에서 AECL측은 중성자비를 받지 않고 캐나다 NRU에서 건식공정 산화물핵연료를 조사시험을 할 수 있다고 제안하였다. NRU 조사시험을 하고자 하는 핵연료는 건식공정 산화물핵연료봉 10개(약 6kgU)이며 운반물 분류등급에 따라 제7종 위험물로 핵분열성물질에 해당한다. 일반적으로 소량의 방사성물질을 운반할 경우에는 비용뿐 아니라 수송기간 측면에서 항공수송이 선박수송에 비해 유리한 것으로 알려져 있어 항공기를 이용한 건식공정 산화물핵연료의 해외 수송방안을 검토하였다. 검토결과, 현재 건식공정 산화물핵연료봉 10개를 운반할 수 있는 적절한 항공수송용 수송용기가 없어 항공수송이 불가능한 것으로 조사되었다. 선박을 이용한 해외 수송방안은 가능하나 이 경우에는 전용선박을 사용해야 함으로 비용이 많이 수요되는 것으로 분석되었다.

• 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.

• 대한기계학회논문집A
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• 제38권4호
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• pp.443-449
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• 2014

조사시험 도중 핵연료의 특성변화를 확인하기 위하여 원자로 수조내에 위치한 조사리그로부터 핵연료봉을 분리한 후 핫셀로 이송하여 중간검사를 진행한다. 또한 중간검사를 마친 핵연료봉은 원자로의 작업 수조로 이동시켜 조사리그에 재장착을 하게 되며, 재조립된 조사리그는 원자로 노심의 조사리그에 장착시켜 조사시험을 계속 진행한다. 그러나 중성자 조사가 진행된 핵연료봉은 높은 에너지의 방사선을 방출하기 때문에 작업자가 방사선에 피폭되지 않게 하기 위하여 핵연료봉 장탈착 공정은 원자로 작업수조수 내에서 이루어져야 한다. 특히 조사리그의 길이가 5.4 미터이고, 핵연료봉의 장탈착 작업이 이루어질 하나로 작업수조수의 깊이는 6 미터로 매우 깊어 장탈착 작업을위한 특수한 장치가 필요하다. 본 연구에서는 중간검사가 가능한 새로운 핵연료봉 조립체를 설계하고, 조사 핵연료봉 조립체의 장탈착용 툴을 개발하여 노외 성능시험을 통해 그 성능을 검증하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제39권1호
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• pp.117-123
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• 2015

핵연료 연소시험 도중 핵연료봉에서 발생하는 열을 효과적으로 제거하기 위해서는 핵연료의 발열량을 정확하게 계산하고 충분한 유속을 갖는 냉각수를 순환시켜야 한다. 하나로는 개방형 수조 형태로서 핵연료 연소시험을 위한 별도의 냉각수 순환 루프를 갖추고 있는데, 여기에 핵연료 조사리그를 장착하고 냉각수를 순환시킴으로써 조사중인 핵연료봉의 온도를 일정온도 이하로 유지시킨다. 특히 순환되는 냉각수의 유속이 매우 높은 상태에서 조사리그 내에 부착된 부품이나 센서들이 유체유발 진동에 의해 파손되거나 기능을 상실하는 경우 매우 큰 기회비용을 야기한다. 본 연구에서는 조사리그 부품의 건전성 사전 검토 및 고속 유동에서의 센서 동작 특성에 대한 사전검토를 위해 냉각수 모의 순환장치를 개발하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2016년도 춘계학술논문요약집
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• pp.77-78
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• 2016

사용후핵연료 및 조사핵연료의 안전성평가를 위한 산화시험과 소둔시험을 다양한 핵연료 개발과제에서 준비하고 있다. 한국원자력연구원의 PIEF에서 수행될 본 시험장치는 핫셀의 제한된 특성을 반영하여 효과적인 핵분열생성물의 핵종분석시험이 가능하도록 설계.제작되었다. 가열로의 소형화와 조작의 편이성을 반영하였으며, 핫셀 내 가열로 상부캡위에 Gamma Counter를 설치하여 핵분열생성물의 방출량 측정이 가능하도록 하였다. 시험운용에 있어 일정한 온도범위에서의 가열조건과 급격한 온도변화를 모사할 수 있는 기능이 포함되었다. 아울러, 핵분열생성물의 핵종분석은 계측 외에 세라믹 흡착제에 고착된 방사선량의 측정을 통해 교차평가가 가능하다.

• 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.