• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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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.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2003.11a
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• pp.614-620
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• 2003

KAERI has developed DUPIC nuclear fuel with the refabrication of spent PWR fuel discharged from domestic nuclear power plant by a dry process at M6 hot-cell in IMEF To verify the performance of DUPIC nuclear fuel, irradiation test at the operating conditions of commercial power plant is essential. Since the HANARO research reactor of KAERI does not have fuel test loop(FTL) for irradiating nuclear fuel under high temperature and high pressure conditions, DUPIC fuel cannot be irradiated in the FTL of HANARO. In the 13-th PRM among Korea, Canada, USA and IAEA, AECL proposed that KAERI fabricated DUPIC fuel can be irradiated in the FTL of the NRU research reactor without charge of neutrons. The transportation quantity of DUPIC fuel to Canada is 10 elements(about 6kg). This transportation package is classified as the 7-th class according to "recommendation on the transport of dangerous goods" made by the United Nations. In case of air shipment, until now, there is no proper air transportation cask for DUPIC fuel. In case of sea transportation is possible but requires very high cost.high cost.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05b
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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.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.38 no.4
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• pp.443-449
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• 2014

To check the characteristics of nuclear fuels during an irradiation test, the nuclear fuel rod needs to be disassembled from the test rig located in the pool of the research reactor. Then, the disassembled fuel rod is delivered to the hot cell for intermediate examination. A fuel rod that passes the intermediate examination is delivered to the reactor pool to be reassembled into the test rig. The irradiation test is resumed with the reassembled test rig. Because nuclear fuel rods irradiated by neutrons are highly radioactive, all the disassembly and reassembly processes should be carried out in the pool of the research reactor to prevent operators being exposed to radiation. In particular, because a test rig is 5.4-m long and the reactor pool of HANARO is 6-m deep, special tools need to be developed for performing the disassembly and reassembly processes. In this study, a new assembly design of nuclear fuel rods for intermediate examination is introduced. Furthermore, tools for treating the irradiated fuel rod assembly are introduced, and their performance is verified by an out pile test.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.39 no.1
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• pp.117-123
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• 2015

To remove heat generated during a burn-up test of nuclear fuels, the heat generation rate of nuclear fuels should be calculated accurately, and a coolant should be circulated in the test loop at an adequate flow rate. HANARO is an open pool-type reactor with an independent test loop for the burn-up test of nuclear fuels. A test rig is installed in the test loop, and a coolant is circulated through the test loop to maintain the temperature of the nuclear fuel rods within a desired temperature during an irradiation test. The components and sensors in the test rig can be broken or malfunction owing to the flow-induced vibration. In this study, a coolant flow simulation system was developed to verify and confirm the soundness of components and sensors assembled in the test rig with a high flow rate of the coolant.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2016.05a
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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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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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.