• 한국전산구조공학회논문집
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• 제17권4호
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• pp.405-412
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• 2004

재료나 핵연료조사시험에서 다공원통형구조물의 모든 구성품에서 감마열 및 fission과 같은 열원이 발생한다. 본 연구는 조사시험중 다공원통형구조물의 열적건전성을 평가하기 위해 온도분포에 대한 일반해를 구하는데 그 목적이 있다. 다공원통형 구조물의 온도해석을 위해 2차원 열전토 방정식을 이용하였다. 유한요소해석은 ANSYS 6.1을 이용하여 수행하였다. 다공원통형 구조물의 온도해석에서 이론해석결과와 유한요소해석결과는 홀의 개수가 3개 이하에서는 온도가 서로 잘 일치하는 것으로 나타났다. 구조물의 홀 개수가 4개일때, 온도분포해석에 대한 두 결과의 차이가 증가하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.168-171
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• 2003

조사재시험시설(IMEF : Irradiated Materials Examination Facility)은 원자력연구소 부지 내에 위치하고 있는 핫셀 시험시설로써, 하나로 연구용 원자로 및 상용 원자력발전소에서 중성자에 조사한 사용후핵연료 및 구조재료 등의 조사특성에 대한 시험 및 평가를 수행하고 있다. 따라서 핫셀 내부에서 시험을 완료한 고준위 고체폐기물들은 시설의 고유기능을 지속적으로 수행하기 위해서 정기적으로 핫셀 외부로 반출 및 원자력연구소 부지내의 저장시설에 옮겨 처리해야 한다. 시설준공(1993년 말) 후 현재까지 고준위폐기시설인 모노리스(monolith)로 반출 및 처리한 물량은 50리터용 폐기물처리용 통(bin)으로 약 30개이며, 해마다 그 양이 늘어나고 있는 추세이다. 본 논문에서는 조사재시험시설의 핫셀에서 고준위폐기시설인 모노리스(monolith)까지의 일련의 반출 및 처리에 대한 절차 및 작업내용을 간략하게 기술하고자 한다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제33권2호
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• pp.179-184
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• 2009

The Fuel Test Loop(FTL) which is capable of an irradiation testing under a similar operating condition to those of PWR(Pressurized Water Reactor) and CANDU(CANadian Deuterium Uranium reactor) nuclear power plants has been developed and installed in HANARO, KAERI(Korea Atomic Energy Research Institute). It consists of In-Pile Section(IPS) and Out-of Pile System(OPS). The IPS, which is located inside the pool is divided into 3-parts; the in-pool pipes, the IVA(IPS Vessel Assembly) and the support structures. The test fuel is loaded inside a double wall, inner pressure vessel and outer pressure vessel, to keep the functionality of the reactor coolant pressure boundary. The IVA is manufactured by local company and the functional test and verification were done through pressure drop, vibration, hydraulic and leakage tests. The brazing technique for the instrument lines has been checked for its functionality and performance. An IVA has been manufactured by local technique and have finally tested under high temperature and high pressure. The IVA and piping did not experience leakage, as we have checked the piping, flanges, assembly parts. We have obtained good data during the three cycle test which includes a pressure test, pressure and temperature cycling, and constant temperature.

• 한국정밀공학회지
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• 제30권1호
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• pp.113-119
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• 2013

To develop a new nuclear fuel, it needs to make a test fuel rod and carry out burn-up test in the test loop of a research reactor to check the irradiation characteristics of the nuclear fuel. At that time, several sensors such as thermocouples, LVDTs and SPNDs are needed to be attached in and out of the fuel rod and connect them with instrumentation cables. Then, the instrumentation cables deliver the signals measured by the sensors to the measuring device located outside of the reactor pool. In particular, to install a thermocouple in a fuel rod, it needs to drill off holes on the alumina blocks and sintered $UO_2$ pellets. However, because the hardness of a sintered $UO_2$ pellet is 700 Hv (or HRC 61) and that of an alumina block is 1480 Hv, a special drilling machine which adapts a diamond coated drill bit had developed. In this study, several case experiments have been carried out to find an optimal drilling condition of the drilling machine. And, using the optimal drilling condition, minimum numbers of the holes that a drill bit can drill off are verified.

• 대한기계학회논문집A
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• 제36권12호
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• pp.1663-1668
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• 2012

가압경수로 핵연료의 구조부품인 지지격자체는 홈이 있는 격자 스트랩들을 끼우고, 끼워진 교차부위를 용접한 구조물이다. 원자로 비정상 운전중에 원자로의 긴급정지가 가능하도록 하기 위해 지지격 자체는 충분한 횡방향 충격강도를 갖도록 설계되어야 한다. 지지격자체의 횡방향 충격강도 해석에 대한 예전의 연구는 모재의 물성치만을 사용하여 수행되었다. 본 연구에서는 지지격자체 용접부에 모재 물성치를 사용하는 대신 용접물성치를 사용할 경우에 지지격자체 횡방향 충격강도에 미치는 영향을 조사하였다. 계장형 압입시험법으로부터 얻은 용접물성치를 용접부에 적용한 해석을 수행하였고, 그 해석 결과를 예전 연구결과와 비교하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권1호
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• pp.67-73
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• 1995

가압 경수로형 결함 핵연료에 대한 장기 저장 거동을 연구하기 위하여 미조사 및 조사된 $UO_2$에 대한 공기 중 산화 시험을 수행하였다. 미조사 $UO_2$ 시편의 산화 시험은 250-40$0^{\circ}C$ 온도 범위의 공기 중에서 수행되었으며 시험결과 전 시험 온도 구간에서 S-곡선의 무게 증가 특성을 보여 주었다. 또한 $UO_2$가 U$_3$ $O_{8}$으로 최대 변환될 때의 무게 증가율은 약 4wt%정도였다. 이 때 활성화 에너지는 35$0^{\circ}C$ 이상에서는 약 110kJ/mo1로 나타났고 35$0^{\circ}C$ 이하에서는 약 153 kJ/mol로 나타났다. 약35 GWD/MTU으로 연소 된 조사 $UO_2$시편에 대한 300-40$0^{\circ}C$ 온도 영역에서의 공기 중 산화 시험 결과는 미조사 시편과 비교 할 때 초기에는 산화 속도가 빨리 증가하다가 산화가 진행될 수록 산화 속도가 느리게 증가하는 경향을 보여 주었으며 이 때의 활성화에너지는 약 95 kJ/mol로 나타났다. 35$0^{\circ}C$ 공기 분위기에서 연소도 와 aging 효과에 대한 시험결과 특별한 산화 거동에서의 차이점을 나타내지 않았다.

• 한국농업기계학회:학술대회논문집
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• 한국농업기계학회 2002년도 동계 학술대회 논문집
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• pp.457-463
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• 2002

이 연구는 x-선 투과영상을 이용하여 홍삼의 내공을 검출하기 위하여 수행되었다. 이를 위하여 x-선관에 조사되는 x-ray 양의 차이에 따른 위치별 밝기 값 차이를 보정하고 내공 검출에 적합한 영상처리 알고리즘을 개발하였다. 주요연구 결과를 요약하면 다음과 같다. 1) x-선관에 조사되는 x-ray양은 중심에서 가장자리로 갈수록 감소하며, 이것은 위치에 따른 gray 값의 분포가 달라지게 되는 원인이 되었다. 2) 홍삼을 2치화 하기 위해서는 동일한 x-선 조사강도에서 입력된 원 영상에서 빈 영상을 뺀 감산 영상을 만들어 줌으로써 가능하였다. 3) 조사강도 별 감산영상처리 결과 36kV/4.15mA와 39kV/4.15mA에서는 조사량이 많아서 홈삼 지근 부분의 영상이 손실되는 경우가 발생하였다. 4) 내공 검출을 위해서는 정상부분과 내공부분의 자기 값 차이를 크게 하는 전처리 영상을 만들 필요가 있었고, multiple 감산영상에서 뚜렷한 골짜기가 나타났으나 주근의 내공부분의 밝기값 보다 지근의 정상부분의 자기 값이 더 낮게 나타나 이를 보정하기 위하여 홍삼 위치에 따라 부분 보정된 알고리즘을 개발하였다. 5) x-선관의 놓인 위치에 따라서 내공판정시험 결과 중심에 있을 때에 비해 가장자리에 있을 때는 영상이 일부 손실되었으며, 중심 위치에서 서로 다른 굵기의 홍삼에 대해서는 모두 양호한 결과가 나타났다. 6) 완전한 홈삼으로 내공판정시험 결과 내공주위의 정상부분가지도 일부 내공으로 잘못 검출되었으나 이것을 재차 line profile에 의해 한 라인씩 문턱 값을 설정하여 내공만을 정확하게 판정하는 알고리즘을 개발하였다.양체의 접종작업은 모든 배양실이 인력에 의존하였으며, 배양체를 배지와 분리하여 불필요한 부분을 제거하고 배양작물에 따라 생육정도를 2~3등급으로 구분하여 배양용기의 배지 위에 치상하는 과정으로 수행되었으며, 작업능률은 호접란의 경우 배양병에 25본을 접종하는데 시간당 6병, 심비디움은 원형 플라스크에 25본을 접종하는데 시간당 10병 정도였다. 바. 식물체의 대량증식에 사용되는 플라스크, 배양병, PE용기 등 배양용기의 세척작업은 농원의 1개배양실에서 간이식 세척기, 이 외의 9개배양실은 모두 물에 담겨 두었다가 세제와 브러쉬 등을 사용하여 인력으로 세척하고 있어 생력화 기술개발이 요구되었다.도가 빠를수록 건조속도가 빨라졌으며, 건조에너지도 1,334kcal/kg.water로 비슷하게 소요되었다. 마. 시험구와 대비구의 건감률은 시험구에서 1.08~1.36w.b./h로 나타나 대비구보다 약 9.9~18.3%가 높게 나타났고, 건조에너지는 10.2~14.6%가 절감되었다. 발아율은 열풍온도가 낮을수록 높게 나타났고 시험구가 대비구보다 발아율이 낮게 나타났으며, 동할률 증가량도 원적외선.열풍 복합건조방법이 높게 나타나 이것은 곡물 표면에 원적외선 방사에의한 복사열이 전달되어 열장해를 받았기 때문으로 판단되며, 금후 더 연구하여 적정 열풍온도 및 방사체 크기를 구명해야 할 것이다.으로 보여진다 따라서 옻나무 유래 F는 포유동물의 생식기능에 중요하게 작용하는 것으로 사료된다.된다.정량 분석한 결과이다. 시편의 조성은 33.6 at% U, 66.4 at% O의 결과를 얻었다. 산화물 핵연료의 표면 관찰 및 정량 분석 시험시 시편 표면을 전도성

• 터널과지하공간
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• 제32권6호
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• pp.411-434
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• 2022

사용후핵연료의 심층처분 개념에서 근계영역 암반은 열-수리-역학적 복합거동을 하게 되는 것으로 잘 알려져있다. 이러한 복합거동 과정에서 암석의 여러 물성들은 변화하는데, 이러한 물성변화를 합리적으로 반영하는 경우 고준위방사성폐기물 처분장의 장기안정성의 평가를 위해 활용되는 해석 및 현장시험의 신뢰도를 향상시킬 수 있다. 이를 위해 본 기술보고에서는 암석의 열-수리-역학적 간접복합거동에 관한 국내외 연구사례를 조사하고 분석하였다. 특히, 간접복합거동의 대표적인 사례 중 지하수에 의한 포화 및 온도 증가에 따른 암석의 여러 물성 변화, 응력 변화에 의한 투수계수 변화를 중점적으로 조사·요약하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.148-153
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• 1998

핵연료 피복관용 신합금을 개발하기 위한 기초연구로서 Zr-xNb계 합금과, Zr-0.8Sn-xNb계 합금을 각각 4종씩 선정하였다. 이들 합금을 판재시편으로 가공한 뒤 Autoclave를 이용하여 36$0^{\circ}C$에서 부식 시험을 실시하였다. 부식과정에서 생성되는 산화막의 미세구조를 관찰하기 위해 천이 전 영역에서 동일두께를 갖도록 부식시편을 준비하여 산화막/금속계면에 대해 SEM관찰을 실시하였다. 또한 석출물의 크기와 부식과의 관계를 조사하기 위하여 부식전의 시편에 대해 TEM관찰을 실시하였다. Zr-xNb 2원계 합금에서는 Nb함량이 적을수록 부식저항성이 증가하는 경향을 보이는데, 0.2Nb가 첨가된 합금이 가장 우수한 부식저항성을 보였다. Zr-0.8Sn-xNb 3원계에서도 천이 전 영역에서는 2원계 합금과 마찬가지로 Nb함량이 적을수록 부식저항성이 증가하나, 천이 후 영역에서는 이런 경향이 바뀌는 것이 관찰되었다. 이는 Sn이 첨가됨으로서 Nb가 부식에 미치는 영향이 달라지기 때문이라 생각된다. 산화막 관찰결과, 순수 Zr은 결정립계를 따라서 산화막이 급격히 성장하는 반면에, Zircaloy-4합금은 매우 균일한 산화막 계면을 유지한다. Zr-xNb계 합금과 Zr-0.8Sn-xNb계 합금에서도 내식성이 우수한 합금은 균일한 산화막/금속 계면을 유지하는 것이 관찰되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.142-147
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• 1998

핵연료피복관의 부식성능은 합금원소의 조성에 매우 민감하지만 열처리변수에 따라서도 크게 좌우되므로 열처리변수가 Zr 신합금의 부식저항성과 미세조직에 미치는 영향을 조사하였다. Zr-Nb-Sn-Fe-Cr 조성을 갖는 합금을 제조하여 열처리면수($\Sigma$A)를 7.7x$10^{-l9}$~5.3x$10^{-17}$ hr로 제어한 후 400 $^{\circ}C$/10.3 MPa 분위기의 autoclave를 이용하여 부식시험을 실시 하였다. 열처리변수($\Sigma$A)가 증가함에 따라서 부식저항성은 감소하였으며 열처리변수의 값이 7.7x$10^{-l9}$와 8.8x$10^{-l9}$ hr일 때 부식저항성은 매우 우수하였다. 천이후 부식속도에 미치는 열처리변수의 영향은 무게증가량에 미치는 영향과 동일한 경향을 나타냈으며 $\Sigma$A가 1.0x$10^{-18}$ hr이하에서 매우 낮은 부식속도를 보였다. 석출물 크기의 증가는 부식저항성을 감소시키는 것으로 관찰되었다. 따라서 우수한 부식저항성을 갖는 Zr 신합금을 개발하기 위해서는 중간 열처리 온도를 적절히 조절하여 석출물의 크기를 0.05 $\mu$m이하로 제어하여야 한다.다.