• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.644-649
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• 1995

중수로용 개량핵연료인 CANFLEX핵연료다발 시제품을 고온/고압의 원자로 운전조건에서 시험하여 CANFLEX핵연료다발의 압력강하 특성을 조사하였다. CANFLEX핵연료다발의 최빈 압력강하량은 현재 월성발전소에 사용중인 CANDU 37봉핵연료봉다발의 값과 거의 동일하였으며 핵연료 채널의 압력강하 설계기준을 만족하였다. CANDU 37봉핵연료다발이 장전된 핵연료채널에 새로운 CANFLEX핵연료다발을 일부 교체하는 것을 모의한 천이채널에서의 실험결과도 압력강하 설계기준을 만족하였다.

• 대한전자공학회:학술대회논문집
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• 대한전자공학회 1999년도 하계종합학술대회 논문집
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• pp.1083-1086
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• 1999

중수로(CANDU) 형 월성 원자력발전소의 칼란드리아 압력관 전면부를 감시점검하기 위한 열영상 관측시스템을 설계/제작하였다. 중수로는 가동중에 핵연료를 교체한다. 칼란드리아 전면부에는 380 개의 압력관 채널이 위치하고 있다. 핵연료를 교체할 시에 핵연료 교체장비가 칼란드리아 압력관 채널의 ENDCAP을 열고 핵연료를 장전하는 과정에서 발생할 지도 모르는 중수누출, 핵연료교체장비의 이상상태를 점검하는데 목적이 있다. 열영상카메라는 상용 CCD 카메라에 비해 영상의 해상도가 떨어진다. CCD 카메라는 수증기 누출과 같은 육안검사에 활용하고, 열영상카메라는 압력관 채널의 온도변화 등을 점검하기 위해 CCD/열영상카메라의 융합구조로 설계/제작하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.526-531
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• 1998

본 논문은 농축도 0.9%의 순환우라늄 핵연료(CANFLEX-RU)에 대한 축방향 출력분포(AFD) 및 반경방향 출력분포(RFD) 특성을 조사하고 CANFLEX-RU 다발이 장전된 CANDU줄 채널의 예비 열수력 해석을 수행하였다. CANFLEX-RU 다발의 4 bundle shift 핵연료 교체 방법에 따라 AFD 분포 특성은 정점(Peak) 열속이 채널 상류쪽으로 이동하였고 채널 중심 부근에서 평탄하거나 다소 오목한 형상을 보여주었다. RFD 분포를 표현하는 적절한 변수로서 국부 다발열유속비를 정의하고, 이 비와 국부 표면열유속비의 상호 관계식을 도출하였다. 연소도에 따른 최외환봉의 국부 다발열유속비 변화를 조사한 결과로서, CANFLEX-RU 다발의 최대 국부 다발열유속비는 초기 연소도에서 발생되었고 이 값 CANFLEX-NU 다발 보다는 크고 37-핵연료봉다발 보다는 작았다. CCP 계산시에 RFD 분포 효과를 고려하는 방안으로서 최외환봉 열유속을 다발의 국부 열유속으로 가정하였다 이는 임계열유속이 -10.2% 감소한 조건을 사용하여 CCP를 계산하는 결과가 되었다. 다발-블균형 계수를 이용한 CCP 민감도 결과와 본 계산에서 얻은 CCP 결과에 의하면, CANFLEX-RU의 CCP 는 CANFLEX-NU에 비교해서 土1.0% 이내로 근사한 분포가 예상되었으며 이는 AFD 분포 효과가 RFD 분포에 의한 CCP 감소를 보상하기 때문이다. 결론적으로, CANFLEX-RU는 열수력적 설계 관점에서 CANFLEX-NU에 비교해서 열적 성능이 저하되지 않았고 따라서 기존 37-핵연료봉다발에 대한 CANFLEX-NU의 열여유도 증가와 같은 장점을 유지할 것으로 예상되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.175-180
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• 1998

중수로에 0.88 w/o 의 순환 핵연료를 사용하여 기존 중수로의 출력을 증강시키는 방안이 모색되었다. 기존 중수로와 양립하여야 하므로, 37봉 핵연료 다발과 CANFLEX 핵연료다발에 대한 격자 특성 계산과 노심 계산을 수행하였다. 열수력 여유도 증가와 고연소도 핵연료를 위하여 개발한 개량 핵연료 (CANFLEX)를 사용하면 원자로의 임계채널출력 (CCP)이 5 % 이상 증대하므로, 기존 원자로의 총 출력을 같은 열수력 한계 내에서 5 % 증가시킬 수 있다. 또한 개량 핵연료 다발에 순환우라늄을 사용하면 기존 월성 원자로의 구조 변화 없이 노심 출력분포의 재 분포에 의하여 15 % 까지 출력을 증강할 수 있다고 평가되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권4호
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• pp.555-561
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• 1994

핵연료 건전성 점검을 위하여 다중채널분석기로 얻은 감마선 스펙트럼을 자동으로 빨리 분석하는 프로그램을 개발하였다. 핵연료의 건전성은 실시간 감시와 주기적인 시료 분석을 통한 원자로냉각재내의 방사선준위로 확인된다. 영광 3·4 호기의 경우, 실시간 감시 계통인 프로세스 방사선 감시 계통(PRMS)이 핵연료의 건전성을 확인한다. 현재, PRMS의 스펙트로미터 채널의 신호처리기는 단일채널 분석기이어서 오직 하나의 방사성핵종만을 파악할 수 있다. 따라서 PRMS를 개선하기 위해서는 단일채널분석기를 다중채널분석기로 대치하여야 한다. 이 프로그램은 실시간 모드와 수동모드로 실행되며, 모든 과정을 자동으로 수행한다. 미 국가표준국의 혼합 표준 선원에 대한 시험 결과는 상용 다중채널분석기인 Canberra System 100의 결과와 잘 일치하였다. 결론적으로 개발된 프로그램은 원자력발전소의 감마선 감시에 사용할 수 있을 것으로 보인다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권3호
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• pp.418-426
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• 1995

설계의 신뢰성은 응력해석을 통하여 확인될 수 있으며, 해석결과는 대상 부품의 구조적 건전성을 입증하는 근거가 된다. 본 보고서는 ANSYS의 피로해석 모듈을 이용한 CANDU 6핵연료채널의 응력해석 및 ASME Code에 따른 해석 절차 개발을 소개하였다. 응력해석은 ASME Code Section III NB-3200 의 $\ulcorner$Design by Analysis$\lrcorner$에 기초한 해석절차에 따라 수행하였으며, 체계적인 해석을 위해 자료 처리용 ANSYS 매크로 및 FORTRAN 프로그램을 개발하였다. 해석은 각 조건에 따라 기계적응력과 열응력해석으로 분리하여 수행한 후 조합되었으며, ANSYS 피로해석 모듈을 이용하여 선정된 절점들의 기계적응력과 열응력의 합에 대한 최대응력강도범위를 계산하였다. 응력해석 결과, CANDU 6 핵연료채널의 구조적 건전성이 입증되었으며, ANSYS를 이용한 ASME Code해석절차가 확립되어 CANDU 원자로 해석의 신뢰성을 크게 향상 시켰음은 물론 독자적인 수행을 위한 발판을 마련하였다.

• 비파괴검사학회지
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• 제22권1호
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• pp.59-64
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• 2002

CANDU형 핵연료채널 압력관(Zr-2.5%Nb)과 calandria관(Zircaloy-2)에 대한 원격장 와전류탐상의 자계분포특성을 파악하기 위하여 유한요소 해석을 수행하였다. 압력관과 칼란드리아관의 전자기장 분포와 위상각 해석을 통하여 최적 검사 주파수와 감지코일의 위치를 평가하였다. 또한 축대칭 구조물(Al-ring과 Al-block)이 공존시 파라미터해석을 통하여 원격장 와전류의 특성을 평가하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2003년도 춘계학술발표대회 요약집
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• pp.150.2-150.2
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• 2003

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.150-150
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• 1999

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
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• pp.211.2-211
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• 2002