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유길성;김건식;민덕기;노성기;김은가
- Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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- 1995.05b
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- pp.721-726
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- 1995
사용후핵연료 중간저장 시설의 누수사고시 예상되는 SFLFL 컴퓨터 코드 분석 결과에 따른 실제 피복관의 산화시험 결과 저장용기 밑바닥 세가지 구멍은 크긴 조건들에 대히 환기회수가 시간당 0회인 경우는 사고후 48시간 경과시 매우 심각한 산화가 예상되며, 나머지 조건의 경우에는 48시간 산화 후 최대 산화량이 90mg/dm$^2$으로 시설의 누수사고시 산화막에 의한 영향은 거의 무시 할 수 있는 것으로 나타난다. 9가지의 시험조건중 안전성은 구멍의 크기가 7.62cm, 환기수가 시간당 2회인 경우가 가장 놓으며. 두번째는 구멍의 크기가 5.08cm, 시간당 환기수 2회의 경우였다. 같은 환기회수의 경우 구멍의 크기가 5.08과 7.62cm인 경우는 비슷하게 나타나지만 2.54와 5.08cm의 경우는 큰 차이를 보인다. 여기에서 수행된 시험은 미조사, 미전처리 시편을 사용한 것이므로 실제로 조사 및 로내 산화막이 입혀진 시편에 대한 추후 시험이 요구된다.
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Kim Dae Ho;Bang Jae Geun;Yang Yong Sik;Song Keun Woo;Lee Hyung Kwon;Kwon Hyung Moon
- Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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- v.3 no.4
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- pp.301-307
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- 2005
The morphology of the high burnup $UO_2$ spent fuel, which was oxidized and annealed in a PIA (Post Irradiation Annealing) apparatus, has been observed. The high burnup fuel irradiated in Ulchin Unit 2, average rod burnup 57,000 MWd/tU, was transported to the KAERI's PIEF. The test specimen was used with about 200 mg of the spent $UO_2$ fuel fragment of the local burnup 65,000 MWd/tU. This specimen was annealed at $1400^{\circ}C$ for 4hrs after the oxidation for 3hrs to grain boundary using the PIA apparatus in a hot-cell. In order to oxidize the grain boundary, the oxidation temperature increased up to $500^{\circ}C$ and held for 3hrs in the mixed gas (60 ml He and 100 ml STD-air) atmosphere. The amount of 85Kr during the whole test process was measured to know the fission gas release behavior using the online system of a beta counter and a gamma counter. The detailed micro-structure was observed by a SEM to confirm the change of the fuel morphology after this test. As the annealing temperature increased, the fission products were observed to move to the grain surface and grain boundary of the $UO_2$ matrix. This specimen was re-structured through the reduction process, and the grain sizes were distributed from 5 to $10\;{\mu}m$.
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임정식;손동성
- Nuclear Engineering and Technology
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- v.27 no.5
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- pp.803-810
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- 1995
핵연료 부품 설계개선 및 부품설계 최적화와 관련하여 Holddown Spring 설계해석 방법을 조사하고 기존 해석방법을 보완한 개선된 해석방법을 제시하였다. 이 개선된 스프링 해석방법을 이용하여 기존 17$\times$17 국산핵연료의 Holddown Spring 및 직선형 Holddown Spring 특성해석을 시도하여 시험결과와 비교하였다. 이들 해석결과 개선된 해석방법에 의한 스프링 특성의 예측은 시험값에 잘 일치함을 보인다. 또한 최대응력에 기초한 스프링 판 두께 최적화로써 직선형 스프링의 두께에 대한 최적화를 실시하여 그 특성을 검토하였다.
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