• Nuclear Engineering and Technology
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• 제23권4호
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• pp.444-455
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• 1991

본 연구에서는 CANDU-PHWR 형 기존 및 개량 핵연료의 원통형 (soild) 및 환상형 소결체에 대하여, 그 핵연료 전 수명 기간동안, 반경방향 출력분포를 정확하고 신속하게 계산하는 NEDAR 모형을 개발하였다. 본 계산모형에는 핵연료소결체의 직경 범위 8.0-19.5 mm, 농축도 범위 0.71-6.0 wt % U-235이고, 계산 가능 연소도범위가 0-840 Mwh/kgU (35000MWD/T)인 한계내에서, 핵연료 반경방향 출력분포결자식 및 열중성자속감소 계산결과자료가 포함되어 있다. CAN-DU-PHWR 형 원자로 중성자속 스펙트럼을 입력자료로 하여, 로물리 전산코드, CE-HAMMER 를 이용하여 핵연료의 각 설계조건 및 소결체의 환별 국부지점에 대하여, 임의로 설정한 기준 연소시점에서 반경 방향 출력 분포를 계산하였다. 이 계산 결과를 토대로 각 환의 평균출력을 구하는 적분법 및 비선형 곡선희귀계산법에 의하여, Bessel 함수와 지수함수의 다항식으로 구성된 반경방향 출력분포 기본 결과식 및 그 계수들이 산출되었다. 본 연구에서 개발된 NEDAR 모형을 이용하여 산출한 반경방향출력분포값을, 핵연료소결체 표면에서의 값을 기본단위로 환산하여 비교하면, 본 의형에 의한 반경방향 출력분포 결과가 기존 ELESIM 전산코드의 결과에 비교하여 약간 높게 나타났다. 소결체의 반경방향의 출력 및 온도분포는 핵분열기체생성물방출과 밀접한 관계가 있으므로, 본 모형을 기존 ELESIM 전산코트의 반경방향 출력분포 계산 모형과 대체한 전산코트, 즉 KAFEPA-NEDAR에 의한 핵분열기체생 생성물방출량 예측치를 기존 ELESIM 전산코드의 예측치와 비교하였다. 여기서 KAFEPA-NEDAR리 예측치가 실험결과 자료에 보다 더 가깝게 접근하였다. 따라서, 본 연구에서 개 발된 NEDAR모형은 과대한 계산시간의 낭비없이 CANDU-PHWR 형 핵연료소결체의 반경방향출력분포를 효율적이고, 신속/정착하게 계산하는 모형임이 입증되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제17권3호
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• pp.185-192
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• 1985

가압경수로에서 나오는 사용후 핵연료의 fissile 양은 CANDU형 원자로에 쓰는 천연우라늄의 농축도 보다 높다. 따라서 핵연료 활용을 다양화하고 점차 누적되고 있는 가압경수로의 사용후 핵 연료의 저장문제를 부분적으로나마 해결하기 위하여, 가압경수로의 사용후 책 연료를 CANDU 형 원자로에 사용하는 방안을 검토 하였다. 가압경수로에서 나온 사용후 핵 연료에서 가공되는 혼합핵연료(Mixed Oxide Fuel)를 CANDU형 원자로에 장전하였을 경우, WIMS/D 코드를 이용하여 핵적특성을 분석하였다. 그리고 본 분석에서는 현 CANDU형 원자로의 반응도 조절장치를 변경시키지 않고 혼합핵 연료를 CANDU형 원자로에 사용할 수있는 방안만 조사하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제10권4호
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• pp.203-213
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• 1978

전산 코-드인 LATREP, HWRAXAV 및 CITATION을 이용하여 CANDU-PHWR인 월성 1호기의 핵설계 특성 해석을 시도하였다. 계산된 주요 핵 특성은 CANDU 핵 연료봉 집합체에 대한 격자상수와 로심내의 출력 분포이며 그 계산 결과는 월성 1호기의 예비 안전성 보고시와 비교되었다. 계산치와 예비안전성 보고서에 제시된 설계치 사이의 차이점에 관해서는 예비안전성 보고서의 로심 기술에 대한 불완전한 자료와 계산 방법이 서로 다르다는 관점에서 검토되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제17권2호
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• pp.98-104
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• 1985

가압중수로인 CANDU의 노심에는 많은 반응도 조절장치들이 분포되어 있어 출력분포와 잉여반응도를 조절하며, 이러한 장치들의 효자는 노심해서에서 증분격자상수로 나타낸다. 격자코드인 WIMS를 사용하여 2군 군정수를 계산하고 이를 이용하여 SUPERCELL코드로 증분 격자상수를 생산하였다. 증분격자상수는 조정봉과 지역조절장치에 대해 노심해석을 통해 평가하였으며 반응도가와 채널출력을 참고 자료와 비교하였다. 반응도가와 최대채널출력 오차가 참고값에 대해 각각 0.97%와 0.6% 범위 내에서 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제12권1호
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• pp.45-53
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• 1980

• Corrosion Science and Technology
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• 제20권3호
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• pp.118-128
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• 2021

The oxide layer in samples taken from an irradiated Zr-2.5Nb pressure tube from a CANDU-PHWR reactor was analyzed using electron probe microanalysis (EPMA). The examined tube had been exposed to temperatures ranging from 264 to 306 ℃ and a neutron fluence of 8.9 × 10²¹ n/cm² (E > 1 MeV) for the maximum 10 effective full-power years in a nuclear power plant. Measuring oxide layer thickness generally employs optical microscopy. However, in this study, analysis of the oxide layer from the irradiated pressure tube components was undertaken through X-ray image mapping obtained using EPMA. The oxide layer characteristics were analyzed by X-ray image mapping with 256 × 256 pixels using EPMA. In addition, the slope of the oxide layer was measured for each location. A particular advantage of this study was that backscattered electrons and X-ray image mapping were obtained at a magnification of 9,000 when 20 kV volts and 30 uA of current were applied to radiation-shielded EPMA. The results of this study should usefully contribute to the study of the oxide layer properties of various types of metallic materials irradiated by high radiation in nuclear power plants.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제9권3호
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• pp.151-163
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• 1977

CANDU-PHWR형 원자로인 월성 1호기의 Zircaloy-4 피복 핵연료 설계치를 중심으로 Segel method에 의하며 FACOM 230 OS$_2$/VS 콤퓨터 시스템을 사용하여 핵연료비를 계산하였다. 아울러 핵연료 제조공장의 수덩, 가동을, 곧장시설 낑산규모 증대, 건설지 및 운전비기 변동, 이자율의 변화, 원광가격의 물가상승을, 기술개발인자 등이 핵연료비 계산에 미치는 효과에 패한 민감도를 분석하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제15권2호
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• pp.87-97
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• 1983

본 연구에서는 평형로심 특성을 계산하기 위하여 로심 해석용 코드인 WBURN (2-D, 2-group, coarse mesh)을 개발하여 월성 원자로의 평형 로심 특성을 해석하고 최종 안전성 보고서에 주어진 결과와 비교하였다. 그리고 최근에 입수된 설계상수들의 변화에 기인된 평형로심 특성변화를 조사하였으며, 월성 원자로의 가동 조건이 변화되어 핵연료의 연소도를 약 5% 높일 수 있음이 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제11권4호
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• pp.263-274
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• 1979

국내도입이 예상되는 900MWe급 가압경수로형 (PWR) 원자력 발전소와 캐나다형가압중수로형 (PHWR-CANDU) 원자력발전소에 대하여 throwaway 핵연료주기를 가상하여 두 노형의 상대적인 경제성을 비교 검토 하였다. 계산을 목적으로 발전단가를 발전소 투자비, 운전보수비, 운전자본비 및 핵연료비로 구분했으며 건설단가는 보완된 ORCOST 전산코드를 그리고 발전단가는 보완된 POWERCO-50 전산코드를 사용하여 구하였다. 계산에 요구되는 각종의 경제인자에 대하여는 단일의 수치값을 갖는 상수보다는 어떤 범위의 수치대를 이루는 통계적인 변수로 처리하였으며 ORCOST 및 POWERCO-50을 통한 무작위 추출법을 통하여 발전소 건설비 및 발전단가의 화율돗수 분포도를 얻었다. 계산결과 두노형간의 발전단가 분포도는 서로 겹치고 있으며 발전 단가의 기대치는 1986년도 미화로 PHWR의 발전단가가 PWR의 발전단가, 39.41mills/kwh보다 약 0.4mill/kwh만큼 적지만 PHWR의 건설기간이 PWR 보다 1년정도 더 걸리게되는 경우 차이가 없음을 알았다. 따라서 두 노형간의 경제성은 거의 우열을 가릴 수 없으며 한국에서 원자력발전소 노형을 선정할 때 기술전수, 국산화 등 경제외적 인자도 경제적 인자로 수량화하여 검토하는 것이 필요하다고 결론을 내렸다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.89.1-89
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• 2001