• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2012년도 추계학술논문요약집
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• pp.457-458
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• 2012

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 추계학술발표회 발표논문집
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• pp.445-446
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• 2004

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2012년도 춘계학술논문요약집
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• pp.347-348
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• 2012

• 에너지공학
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• 제23권3호
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• pp.21-26
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• 2014

유럽 원전 시장 개척을 위해 개발 중인 EU-APR1400은 중대사고 대처설비로 노외 노심용융물 보유 및 냉각을 위한 소위 Core catcher라 불리는 노외 노심용융물 냉각설비를 개발 중이며, Core catcher body를 노심용융물로부터 보호하기 위하여 노심용융물의 물성 및 상태를 변화시켜 냉각 및 보유에 유리하게 하는 희생물질을 설치한다. 중대사고 시 원자로 압력용기의 틈으로부터 노심용융물이 분출되어 희생물질에 충돌 시 열 전달량이 매우 증가하게 되므로, 이 때 노심용융물 제트의 충돌에 의한 희생물질의 침식율을 정확하게 예측하는 것은 매우 중요하다. 이 논문에서는 경계층 이론을 기반으로 한 희생물질 침식 모형을 제안하고 KAERI에서 수행한 실험결과와 비교하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권1호
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• pp.59-73
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• 2019

원자력발전소 운영 과정에서 발생되는 폐기물인 폐수지를 원천적으로 저감하기 위해, 새로운 폐수 정화기술을 개발하고 원전 폐수처리시스템에 가상적으로 적용하여 효용성을 평가하고자 하였다. 본 기술의 기본 원리는 폐수에 존재하는 주요 핵종이온들을 생물학적 혹은 화학적 방법을 통해 무기 결정광물로 바꾸는 방식이다. 실험실에서 폐수를 대상으로 회분식실험을 통해 핵종 제거율을 측정한 결과, 생물학적 방법은 24시간 이내에 세슘을 80% 이상 제거하였고, 화학적 방법은 95% 이상 세슘을 선택적으로 제거할 수 있었다. 그리고 원전 폐수에 존재하는 다른 주요 핵종들(Co, Ni, Fe, Cr, Mn, Eu)에 대해서도 초기 99% 이상의 높은 제거율을 보여 주었다. 우리는 APR1400 원자력발전소의 폐수처리시스템 공정에서 역삼투압(R/O)과 유기 이온교환수지 모듈 사이에 가상으로 본 기술 모듈을 설치하였다. 가상의 모듈 설치를 통한 기술적 타당성 평가를 통해, 우리는 폐수의 주요 핵종들이 90% 이상 선택적으로 제거되고 폐수지의 발생량이 대폭 감소된다는 결과를 얻을 수 있었다. 이러한 결과가 의미하는 바는 본 기술이 향후 미래에 상용화되었을 경우, 폐수지 관리 비용을 크게 감소시키고 수지 수명도 대폭 연장시킬 수 있어, 결과적으로 월성 방사성폐기물 처분시설의 저장고 포화시점을 최대한 늦출 수 있는 이점이 있다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 요약집 춘계학술발표대회
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• pp.148-148
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• 2004

• 대한기계학회논문집B
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• 제36권10호
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• pp.1043-1047
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• 2012

유럽지역으로의 원전 수출을 위해서는 유럽의 원전 인허가요건을 충족시켜야 하며, 이에 따르면 원전의 중대사고 대처설비로 통상 Core Catcher로 불리는 노외 노심 용융물 냉각설비를 갖출 것을 권장하고 있다. 이에 따라 본 논문에서는 노심 용융물 직접냉각방식과 간접냉각방식에 대해 각각의 개념 안의 장/단점을 비교, 검토하였으며, 그 결과 직접냉각방식은 냉각효율 측면에서, 간접냉각방식은 중대사고 사고관리 측면에서 각각 우위를 보였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권7호
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• pp.1547-1554
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• 2017

VESTA (Verification of Ex-vessel corium STAbilization) and VESTA-S (-small) test facilities were constructed at the Korea Atomic Energy Research Institute in 2010 to perform various corium melt experiments. Since then, several tests have been performed for the verification of an ex-vessel core catcher design for the EU-APR1400. Ablation tests of an impinging $ZrO_2$ melt jet on a sacrificial material were performed to investigate the ablation characteristics. $ZrO_2$ melt in an amount of 65-70 kg was discharged onto a sacrificial material through a well-designed nozzle, after which the ablation depths were measured. Interaction tests between the metallic melt and sacrificial material were performed to investigate the interaction kinetics of the sacrificial material. Two types of melt were used: one is a metallic corium melt with Fe 46%, U 31%, Zr 16%, and Cr 7% (maximum possible content of U and Zr for C-40), and the other is a stainless steel (SUS304) melt. Metallic melt in an amount of 1.5-2.0 kg was delivered onto the sacrificial material, and the ablation depths were measured. Penetration tube failure tests were performed for an APR1400 equipped with 61 in-core instrumentation penetration nozzles and extended tubes at the reactor lower vessel. $ZrO_2$ melt was generated in a melting crucible and delivered down into an interaction crucible where the test specimen is installed. To evaluate the tube ejection mechanism, temperature distributions of the reactor bottom head and in-core instrumentation penetration were measured by a series of thermocouples embedded along the specimen. In addition, lower vessel failure tests for the Fukushima Daiichi nuclear power plant are being performed. As a first step, the configuration of the molten core in the plant was investigated by a melting and solidification experiment. Approximately 5 kg of a mixture, whose composition in terms of weight is $UO_2$ 60%, Zr 10%, $ZrO_2$ 15%, SUS304 14%, and $B_4C$ 1%, was melted in a cold crucible using an induction heating technique.