• 대한금속재료학회지
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• 제47권4호
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• pp.209-216
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• 2009

It was evaluated that the microstructural and mechanical properties of Ta-bearing 9Cr-0.5Mo-2W ferritic/martensitic experimental steels. All the experimental steels showed the tempered martensitic microstructures, and $M_{23}C_6$ carbides, whose sizes were ranged from 200 to 300 nm, were easily observed at both boundaries of the prior austenite grain and the martensite lath. In addition, a relatively large Nb-rich MX carbonitrides were intermittently detected at the prior austenite grain boundaries, whereas a lot of Vrich MX carbonitrides, whose mean diameter was less than 50 nm, were observed randomly at both boundaries. Ta was mainly incorporated into the V-rich MX carbonitrides rather than the Nb-rich ones and their content was spanned from 5 to 20 at.%. Ta contents within the MX precipitates also increased as the content of Ta increased. Because the Ta addition into the steels would be attributed to the precipitation strengthening, solid solution strengthening and lath width reduction, it was shown that the mechanical properties, including hardness, tensile strength and creep rate of the 9%Cr-0.5Mo-2W steels were improved by the increase of Ta content. Especially, 9Cr-0.5Mo-2W-0.3V-0.05Nb-0.14Ta steel was revealed to be relatively excellent in the application for the SFR fuel cladding.

• 한국정밀공학회지
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• 제32권9호
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• pp.815-824
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• 2015

In this study, we conducted the approximate multi-objective optimization of gap sizes of pressurized-water reactor (PWR) annular fuels. To determine the contacting tendency of the inner-outer gaps between the annular fuel pellets and cladding, thermoelastic-plastic-creep (TEPC)analysis of PWR annular fuels was performed, using in-house FE code. For the efficient heat transfer at certain levels of stress, we investigated the tensile, compressive hoop stress and temperature, and optimized the gap sizes using the non-dominant sorting genetic algorithm (NSGA-II). For this, response surface models of objective and constraint functions were generated, using central composite (CCD) and D-optimal design. The accuracy of approximate models was evaluated through $R^2$ value. The obtained optimal solutions by NSGA-II were verified through the TEPC analysis, and we compared the obtained optimum solutions and generated errors from the CCD and D-optimal design. We observed that optimum solutions differ, according to design of experiments (DOE) method.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권6호
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• pp.1525-1531
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• 2019

The indigenous nuclear power program of India is based mainly on a series of Pressurised Heavy Water Reactors (PHWRs). A burst correlation for Indian PHWR fuel claddings has been developed and empirical burst parameters are determined. The burst correlation is developed from data available in literature for single-rod transient burst tests performed on Indian PHWR claddings in inert environment. The heating rate and internal overpressure were in the range of 7 K/s-73 K/s and 3 bar-80 bar, respectively, during the burst tests. A burst criterion for inert environment, which assumes that deformation is controlled by steady state creep, has been developed using the empirical burst parameters. The burst criterion has been validated with experimental data reported in literature and the prediction of burst parameters is in a fairly good agreement with the experimental data. The burst criterion model reveals that increasing the heating rate increases the burst temperature. However, at higher heating rates, burst strain is decreased considerably and an early rupture of the claddings without undergoing considerable ballooning is observed. It is also found that the degree of anisotropy has significant influence on the burst temperature and burst strain. With increasing degree of anisotropy, the burst temperature for claddings increases but there is a decrease in the burst strain. The effect of anisotropy in the ${\alpha}$-phase is carried over to ${\alpha}+{\beta}$-phase and its effect on the burst strain in the ${\alpha}+{\beta}$-phase too can be observed.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권6호
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• pp.1575-1588
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• 2019

Fracture near the U-10Mo/cladding material interface impacts fuel service life. In this work, a mesoscale stress model is developed with the fuel foil considered as a porous medium having gas bubbles and bearing bubble pressure and surface tension. The models for the evolution of bubble volume fraction, size and internal pressure are also obtained. For a U-10Mo/Al monolithic fuel plate under location-dependent irradiation, the finite element simulation of the thermo-mechanical coupling behavior is implemented to obtain the bubble distribution and evolution behavior together with their effects on the mesoscale stresses. The numerical simulation results indicate that higher macroscale tensile stresses appear close to the locations with the maximum increments of fuel foil thickness, which is intensively related to irradiation creep deformations. The maximum mesoscale tensile stress is more than 2 times of the macroscale one on the irradiation time of 98 days, which results from the contributions of considerable volume fraction and internal pressure of bubbles. This study lays a foundation for the fracture mechanism analysis and development of a fracture criterion for U-10Mo monolithic fuels.

• 방사성폐기물학회지
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• 제11권4호
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• pp.333-349
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• 2013

최근 국내에서도 원전 부지 내에 건설된 습식저장조의 용량이 곧 포화될 것으로 예상되어 사용후핵연료의 건식저장에 관한 논의가 활발하다. 이 논문에서는 앞으로 다양하게 논의될 저장시스템의 안전성과 함께 장기 건식저장 시 발생하는 사용후핵연료의 특성 및 건전성 변화에 대해 이제까지 국내외에서 연구 보고된 내용들을 면밀히 검토하고 향후 추구해야 할 연구방향을 제시하고자 하였다. 조사 결과 건식저장 기간 동안 진행될 수 있는 여러 피복관 열화기구 중에서 가장 대표적인 기구는 크립 변형과 수소화물에 의한 영향이었으며, 이들이 사용후핵연료 장기 건식저장 시 규제기술기준의 주요 근간을 이루고 있는 것으로 분석되었다. 한편 과거에는 피복관의 크립 변형이 가장 중요한 열화기구로 평가되었으나, 최근의 연구 결과를 통해 수소화물에 의한 영향이 더 심각한 것으로 드러났고 이는 미국의 규제기준과 새로운 온도 범위를 제시하고 있는 일본의 규제기준에서 확인할 수 있었다. 그러나, 아직까지 수소화물에 의한 영향이 발생하는 응력과 온도 조건을 명확히 규명할 수 있는 연구 자료가 충분하지 못하며, 나아가 사용후핵연료의 취급 시 거동에 대한 연구도 지속적으로 수행해야 할 부분으로 드러났다. 따라서 국내 사용후핵연료 특성에 맞는 건식저장조건을 수립하기 위해서는 국내에서도 본격적인 연구를 통해 이들 자료에 대한 충분한 생산과 평가 및 분석이 뒤따라야 할 것으로 판단된다.

• 콘크리트학회논문집
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• 제14권3호
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• pp.291-298
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• 2002

최근 사용재료의 품질과 설계기법의 향상으로 철근콘크리트 고층구조물에 대한 시공이 활발히 이루어지고 있다. 그러나 대부분의 경우에 시간의존적 비탄성변형을 무시하고 있다. 특히 시공단계에서 발생하는 초기변형은 장기적으로 구조물에 심각한 영향을 미칠 수 있다. 또한, 고층구조물에서 발생하는 부등축소는 탄성변형, 크리프, 건조수축 등이 조합되어 일어나기 때문에 고층구조물의 부등축소를 예측하고 실제 현장에서 보정하기 위해서는 장기거동에 대한 해석이 필수적이다. 본 연구에서는 동바리의 설치/제거를 포함한 실제적인 시공과정을 반영할 수 있는 2차원 골조해석 시스템을 개발하였다. 해석 시스템은 데이터베이스 설계기법과 그래픽 사용자 인터페이스(graphic user interface) 환경에서 개발되었으며, Input module, DB Strore module, Database module, Analytical module, Analysis result generation module로 크게 구성되어 있다. 해석 시스템은 시공단계별로 해석을 반복해석을 수행함으로써 발생하는 수많은 데이터와 정보를 데이터베이스 설계를 통해 효율적인 시스템 관리를 한다. Graphic user interface(GUI) 환경의 지원에 의해 사용자가 데이터의 입력, 수정, 검색 작업을 쉽게 할 수 있으며 해석결과를 그래픽 다이어그램(graphic diagram), 테이블(table), 차트(chart) 등으로 확인할 수 있다. 개발된 시스템은 거푸집과 동바리의 설치 및 제거를 포함하는 일반적인 시공단계를 고려할 수 있으며 기둥의 부등축소량을 예측할 수 있으며, 각각의 시공단계별로 발생하는 기둥의 부등축소량을 실제 실무에서 보정할 수 있도록 지원한다.