• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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• pp.353-358
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• 1996

Hot cell에서의 활용을 전제로 한 용접기술 개발을 목적으로 가용한 용접방식의 적용 타당성 및 용접부 특성에 대해 조사, 분석하였다. 적용한 용접방식은 Upset butt저항용접, GTAW, LBW이었다. 각 용접방식에 따른 기계적 시험에 있어서 공히 용접부가 아닌 피복관 파괴로 연료봉 봉단용 접부의 품질요건을 만족하였으며, 용접부 형상 및 미세경도 분석에 있어서는 열영향부가 GTAW, Upset butt저항용접, LBW의 순으로 작게 나타났다. 또, 미세조직상으로는 거의 유사한 조직의 martensitic $\alpha$'와 Widmanstatten조직이 혼합되어 있었다. 따라서 Upset butt 저항용접, GTAW, LBW 방식을 적용한 Zr-4 핵연료 피복관의 봉단용접은 가능했으며, Hot cell 적용을 고려시 LBW 용접방식이 적절하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.21 no.2
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• pp.143-149
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• 1989

In order to investigate the in-reactor performance of the 14$\times$14 PWR fuel burner: for 3 cycles in power reactor, non-destructive examination was carried out in KAERI Hot Facility. The results obtained are as follows. 1) The surface of middle and bottom parts of the fuel rod was dark and the upper part was gray. 2) Severe defect such as through-hole was not found. 3) The diameter of rod was shrinked by about 0.65%, while the length was increased by about 0.55% Compared with the design values. 4) The burnup was decreased by about 2% at the inconel grid region compared to other parts.

• Korean Journal of Materials Research
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• v.5 no.3
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• pp.379-386
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• 1995

LiOH-$H_{3}$BO_{3}$ 용액중에서의 Zircaloy-4 핵연료 피복관의 부식가속과 억제현상을 조사하고 이러한 부식특성에 미치는 Li 및 B의 영향을 해석하기 위하여, 여러 조건의 LiOH-$H_{3}$BO_{3}$ 용액을 사용하여 35$0^{\circ}C$, 165bar의 고온, 고압 조건에서 Zircaloy-4 피복관의 노외 부식시험을 수행하였다. 원전 수화학 모의조건에 대응되는 용액 중에서의 부식속도의 천이는 물 분위기에서 보다 빨리 발생되고 천이후 물 분위기와 거의 유사한 부식속도를 나타내는 천이적 후의 부식거동을 보였다. 한편 pH의 변화는 부식특성에 큰 영향을 미치지 않았다. 부식가속과 억제 모의실험으로부터, 산화막내로 침투하는 Li의 양이 용액중 Li 농도에 크게 의존하며, Li 농도가 일정하게 정해진 용액의 경우 B 첨가에 관계없이 산화막내에 일정량의 Li이 농축될수 있다는 가정을 제시하였다. 또한 B 첨가에 의한 부식억제가 B 또는 B-(OH) 화합물의 산화막내 Li 침투 억제에 의한 것이 아니라 일들에 의해 산화막내로 산화성 성분의 이동이 억제되는데 기인할 수 있음을 제시하였다. 부식가속 개시점에 대응되는 산화막 두께측정 결과와 용액내 Li 농도간의 관계로부터, 용액중 Li 농도가 높을수록 부식가속이 얇은 산화막 두께에서 시작됨을 알았다. 특히 노내조건에서의 핵연료 피복관의 부식가속이 산화막내 Li 농축에 의해 일어나는 부식특성으로 해석될 수 있음을 보였다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.211-211
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• 2004

한국원자력연구소의 하나로, 방사성동위원소 생산건물 및 핵연료주기시설인 조사 후 시험시설, 조사재 시험시설 및 방사성폐기물처리시설의 운영과정에서 혹은 방사성 동위원소를 이용하는 각 실험실 등에서 여러 형태의 방사성 고체폐기물이 발생한다. 이들 방사성 고체폐기물의 효율적 관리를 위하여 데이터베이스 시스템을 구축하여 폐기물의 발생, 내역, 이동, 저장상태 등 제반 자료를 저장관리하고 이를 기반으로 바코드 시스템을 도입하여 간단한 조작만으로 다량의 방사성 폐기물에 대한 자료의 검색을 용이하게 하고자 한다. 본 연구는 소내에서 발생하는 방사성폐기물의 발생현황과 이를 수집하여 분류하고 관리하는 과정을 분석하여 도식화한 결과와 이를 토대로 업무에 필요한 관리 항목을 설정하여 개개의 폐기물 드럼에 대하여 바코드를 부여하고 데이터베이스에 저장하여 방사성폐기물에 대한 이력관리 및 업무의 효율성을 향상시키며 정확하고 신속한 정보를 제공하게 한다.

• Proceedings of the Materials Research Society of Korea Conference
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• 2007.11a
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• pp.105.1-105.1
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• 2007

• The Science & Technology
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• v.19 no.2 s.201
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• pp.32-43
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• 1986

- 교육연구망 기본 계획구축(전 과기처장관 정보산업협 간담서 밝혀) - 연구의 효율화 극대화 절실(대덕단지 초도순시) - 세계10위 기술선진국 진입에 최선(과학기술 투자증대, 기초연구 육성에 주력) - 50만년전 조상의 생활상 재현(단양 금굴안 직립인 모습 5분의 1로 축소전시) - 조사후 핵연료 시험시설 준공(에너지연 4년 8개월여만에)

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.230-231
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• 2004

경수로형 원자로의 증기 발생기 내부에 방사화 된 침적물을 smear paper로 시료를 채취한여 핵종 분석 및 화학조성을 분석하였다. 상용발전소의 증기 발생기 외부에서 발견된 고 준위 방사성물질의 화학 조성 분석은 극미세 성분분석기(EPMA)를 이용하였다. 본 시험에 사용한 EPMA(Electron Probe Micro Analyzer, SX-50R, CAMECA, Paris, France)는 고 방사능을 띤 조사 핵연료 및 재료 시험을 수행할 수 있도록 기기의 시편 stage 주위를 납과 텅스텐으로 차폐하여 시편의 방사능 세기가 $3.7{\times}10^{10}$ Bq까지 시험 가능한 기기이다.(중략)

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 2006.05a
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• pp.250-253
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• 2006

The in-pile Section (IPS) is subjected to flow-induced vibration(FIV) due to the flow of the primary coolant and then the structural integrity. The in-pile Section (IPS) of 3-pin Fuel Test Loop(FTL) shall be installed in the vortical hole call IR1 of HANARO reactor core. In order to verify the velocity and displacement both the inside region of IPS at the annular region of IPS, the vibration was measured by varing the flow rate on both regions. The displacements of fuel assembly in the in-pile Section (IPS) were found to be lower than the values of allowable design criteria.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.35 no.1
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• pp.21-25
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• 2010

Burnup of spent fuel should be determined accurately for the safety control of spent fuel. Especially, it is necessary to measure the burnup profile along the nuclear fuel axis. In the present work, an ionization chamber was designed and fabricated to measure the gamma ray profile inside the guide tube of spent fuel. The ionization chamber was composed of three parts; induction part, gas-inlet part, and sensor part. The sensor part had two electrodes; cathode and anode. A guide electrode was considered in the ionization chamber design to make the ionization chamber to be inserted easily into the guide tube. Pure gas (argon and xenon) was inserted into the ionization chamber, and the leakage current and saturation curve were measured to determine the operation characteristics of the ionization chamber. The gamma ray radiation was also measured in relatively high dose environment. The gamma ray profile of the spent fuel will be measured with the ionization chamber.

• Journal of the Korean Society for Precision Engineering
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• v.30 no.2
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• pp.223-230
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• 2013

When a new nuclear fuel is developed, an irradiation test needs to be carried out in the research reactor to analyze the performance of the new nuclear fuel. In order to check the performance of a nuclear fuel during the irradiation test in the test loop of a research reactor, sensors need to be attached in and out of the fuel rod and connect them with instrumentation cables to the measuring device located outside of the reactor pool. In particular, to check the temporary temperature change at the center of a nuclear fuel during the irradiation test, a thermocouple should be instrumented at the center of the fuel rod. Therefore, a hole needs to be made at the center of fuel pellet to put in the thermocouple. However, because the hardness and the density of a sintered $UO_2$ pellet are very high, it is difficult to make a small fine hole on a sintered $UO_2$ pellet using a simple drilling machine even though we use a diamond drill bit made by electro deposition. In this study, an automated drilling machine using a CVD diamond drill has been developed to make a fine hole in a fuel pellet without changing tools or breakage of workpiece. A sintered alumina ($Al_2O_3$) block which has a higher hardness than a sintered $UO_2$ pellet is used as a test specimen. Then, it is verified that a precise hole can be drilled off without breakage of the drill bit in a short time.