• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 추계학술발표회 발표논문집
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• pp.977-978
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• 2004

• 방사성폐기물학회지
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• 제12권3호
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• pp.211-216
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• 2014

발전소 구조재료의 일반부식에서 기인된 부식생성물은 연료 표면에 침적되어 방사화되고, 다시 노외로 방출되어 계통 선량율을 증가시킨다. 본 연구에서는 방사화된 크러드의 생성과정에 대한 이해를 높이고자 연료 크러드의 비방사능 값과 노내 체류시간을 계산하였다. 노내 체류시간 계산시 모핵종이 조사기간 동안 지속적으로 일정한 양만큼 침적되는 것으로 가정하였다. 본 연구에 활용된 연료 크러드 시료는 한울1호기 17차 O/H시 fuel scraping을 통해 채취되었으며, 본 연구를 위해 원소성분 분석과 핵종 분석이 수행되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권5호
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• pp.1676-1685
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• 2021

We develop a new high-fidelity multiphysics model to simulate boron chemistry in the porous Chalk River Unidentified Deposit (CRUD) deposits. Heat transfer, capillary flow, solute transport, and chemical reactions are fully coupled. The evaporation of coolant in the deposits is included in governing equations modified by the volume-averaged assumption of wick boiling. The axial offset anomaly (AOA) of the Seabrook nuclear power plant is simulated. The new model reasonably predicts the distributions of temperature, pressure, velocity, volumetric boiling heat density, and chemical concentrations. In the thicker CRUD regions, 60% of the total heat is removed by evaporative heat transfer, causing boron species accumulation. The new model successfully shows the quantitative effect of coolant evaporation on the local distributions of boron. The total amount of boron in the CRUD layer increases by a factor of 1.21 when an evaporation-driven increase of soluble and precipitated boron concentrations is reflected. In addition, the concentrations of B(OH)₃ and LiBO₂ are estimated according to various conditions such as different CRUD thickness and porosity. At the end of the cycle in the AOA case, the total mass of boron incorporated in CRUD deposits of a reference single fuel rod is estimated to be about 0.5 mg.

• 방사성폐기물학회지
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• 제8권2호
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• pp.91-97
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• 2010

국내 원자력발전소의 가동년수 경과에 따른 방사능 오염증가로 제염공정에 대한 관심은 점차 점증되어 가고 있다. 화학제염은 방사성폐기물의 생성과 방사선량율을 낮추는데 매우 중요하다. 이에 앞서, 원전 주요 계통 및 부품 등의 화학제염을 위해서는 대상 재질에 적합한 산화제 및 제염제를 우선 선정하여야 한다. 이를 위해서는 제염대상물 혹은 제염대상 계통에서 채취한 크러드에 대한 각종 분석을 실시하여 크러드의 화학조성 및 결정구조에 대한 정보를 확보해야 하나 실제적으로 방사능을 띤 계통으로부터 시료를 직접 채취할 수 있는 특별한 프로그램이 마련되어 있지 않는 한 극히 제한된 방사능을 띠고 있는 부식산화물의 자료만을 얻을 수 있다. 크러드의 조성은 모재의 성분과도 밀접한 관계가 있기 때문에 재장전 주기에 따라서도 차이가 많다. 따라서 가능한 한 제염대상을 선정한 다음 제염대상으로 채취한 크러드에 대한 각종 분석자료를 확보하거나 분석을 실시하여야 한다. 본 논문은 미확보 시료에 대한 대안으로 모의크러드를 다양한 방법으로 제조하는 기술에 대해 언급하였다. 금속 산화물과 금속 수화물이 12가지의 각기 다른 방법으로 실제 시료와 유사한 화학조성과 결정구조를 지닌 모의크러드의 합성에 사용되어졌다. CRUD#4(압력용기속의 금속산화물)와 CRUD#10(하이드라진 전 처리후 도가니속의 금속산화물)시료가 Type 1, 2에 대해 가장 양호하게 합성되어졌다. 이들 크러드 시료들은 특별한 장비를 사용하지 않고도 짧은 시간 내에 반응이 이루어지고 많은 량의 시료를 쉽게 합성할 수 있게 됨으로서 제염제와 제염공정을 개발하는데 매우 유용하게 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2003년도 춘계학술발표대회 요약집
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• pp.296.2-296.2
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• 2003

• 방사성폐기물학회지
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• 제3권1호
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• pp.31-40
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• 2005

발전소 내 방사화 부식생성물의 대부분을 차지하고 있는 니켈 페라이트계 부식생성물을 모사 발생시키기 위한 고온 고압용 장치를 제작하여 연구를 수행하였다. 배관형 포집기를 이용한 부식생성물 발생장치로부터 방사화 부식생성물과 가장 유사한 부식생성물을 얻을 수 있었다. 발전소에서 입자성 부식생성물이 발생되는 원리인 온도에 따른 용해도 차이를 구현하기 위하여 270$\^{circ}$C에서 부식반응이 일어나 상대적으로 높은 온도를 가진 포집용 장치에 부식생성물이 포집되도록 장치를 제작하였으며 , 발생된 부식생성물은 주사전자현미경 관찰과 EDAX를 통한 조성분석으로 그 특성을 관찰하였다. 부식생성물은 포집 된 위치 에 따라서 침상 형태의 산화물과 결정 형태의 산화물로 나뉘었으며, 조성 분석 결과 결정 형태의 부식생성물이 니켈 페라이트로서 발전소에서 발생되는 입자성 부식생성물과 유사한 것을 알 수 있었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제1권1호
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• pp.73-79
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• 2003

가압경수형 원자력발전소 일차계통에서 발생되는 방사성 부식생성물(크러드)은 원자력발전소 작업종사자 피폭의 주요원인이다. 또한, 최근 원자력발전소의 장주기운전 추세에 따라 장기간 노심에 침적된 방사성 부식생성물은 hideout 현상으로 노심의 출력에 영향을 주는 축방향이상출력 (AOA) 현상의 원인이 되고 있다. 크러드의 주요 성분은 마그네타이트, 니켈 페라이트, 코발트 페라이트가 주를 이루며, 이러한 산화물 형태는 강자성의 자기적 성질을 가지고 있다. 따라서, 전자석과 영구자석의 적절한 배치를 통하여 자기장을 발생시켜 크러드를 제거하는 필터 개발을 위해 개념 설계를 하였다. 기존의 필터와 달리 유체의 흐름을 방해하지 않아 압력저하 현상이 발생하지 않고, 연속적으로 사용할 수 있는 장점이 있다. 크러드 제거 기술의 하나로써 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.38-42
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• 2003

가압경수형 원자력발전소 일차계통에서 발생되는 방사성 부식생성물(크러드)은 원자력발전소 작업종사자 피폭의 주요원인이다. 또한, 최근 원자력발전소의 장주기운전 추세에 따라 장기간 노심에 침적된 방사성 부식생성물은 hideout 현상으로 노심의 출력에 영향을 주는 축방향이상출력(AOA) 현상의 원인이 되고 있다. 크러드의 주요 성분은 마그네타이트, 니켈페라이트, 코발트페라이트가 주를 이루며, 이러한 산화물 형태는 강자성의 자기적 성질을 가지고 있다. 따라서, 전자석과 영구자석의 적절한 배치를 통하여 자기장을 발생시켜 크러드를 제거하는 필터 개발을 위해 개념 설계를 하였다. 기존의 필터와 달리 유체의 흐름을 방해하지 않아 압력저하 현상이 발생하지 않고, 연속적으로 사용할 수 있는 장점이 있다. 크러드 제거 기술의 하나로써 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제43권2호
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• pp.133-140
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• 2011

In this paper, a deformation measurement technology for nuclear fuel rods is proposed. The deformation measurement system includes a high-definition CMOS image sensor, a lens, a semiconductor laser line beam marker, and optical and mechanical accessories. The basic idea of the proposed deformation measurement system is to illuminate the outer surface of a fuel rod with a collimated laser line beam at an angle of 45 degrees or higher. For this method, it is assumed that a nuclear fuel rod and the optical axis of the image sensor for observing the rod are vertically composed. The relative motion of the fuel rod in the horizontal direction causes the illuminated laser line beam to move vertically along the surface of the fuel rod. The resulting change of the laser line beam position on the surface of the fuel rod is imaged as a parabolic beam in the high-definition CMOS image sensor. An ellipse model is then extracted from the parabolic beam pattern. The center coordinates of the ellipse model are taken as the feature of the deformed fuel rod. The vertical offset of the feature point of the nuclear fuel rod is derived based on the displacement of the offset in the horizontal direction. Based on the experimental results for a nuclear fuel rod sample with a formation of surface crud, an inspection resolution of 50 ${\mu}m$ is achieved using the proposed method. In terms of the degree of precision, this inspection resolution is an improvement of more than 300% from a 150 ${\mu}m$ resolution, which is the conventional measurement criteria required for the deformation of neutron irradiated fuel rods.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제24권1호
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• pp.52-62
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• 1992

국내 원자력 발전소의 주요 기종인 가압 경수로에서는 일차 냉각계통을 통한 부식생성물 (CRUD)의 이동에 의해 노심에서 방사화된 후 노외표면에 침적된 방사성 핵종은 원전 종사자 방사선 피폭의 주원인이 된다. 따라서, 부식생성물에 의한 방사선 피폭을 감소시키기 위한 최적 화학운전 방안이 요망된다. 본 연구에서는 운전중인 국내 4개 발전소의 실제 수화학 운전 자료를 분석하였으며, 냉각재 화학운전 자료를 평가하기 위해 냉각재 수화학 조건에 따라 방사능 생성양을 계산할 수 있는 Computer 코드를 이용하였다. 실제 수화학 운전조건과 가정된 Elevated Li 운전조건에 따른 운전결과를 Computer 코드에 의해 예측하여 비교한 결과, Elevated Li 수화학 운전방법을 적용할 경우, 현재 적용되는 수화학 운전방법에 비하여 노심에서 부식생성물의 침적을 감소시킴으로써 노외 방사능 양을 상당히 감소시킬 수 있음을 알았다. 또한 계통 구성재 질과 핵연료봉의 건전성이 보장되는 한 냉각재 pH를 상승시키면 노외 방사능 생성감소에 유리함을 밝혔다.