Interfacial stresses at two-material interfaces and initial displacement field over the entire domain are obtained by modifying the potential energy functional with a penalty function, which enforces continuity of the stresses at the interface of two materials. Based on the initial displacement field and interfacial stresses, a new methodology to generate a continuous stress field over the entire domain has been proposed by combining the modified projection method of stress-smoothing and Loubignac's iterative method of improving the displacement field. Stress analysis is carried out on two examples made of dissimilar materials : one is a two-material cantilever composed of highly dissimilar materials and the other is a zirconium-lined cladding tube made of slightly dissimilar materials. Results of the analysis show that the proposed method provides an improved continuous stress field over the entire domain, and accurately predicts the nodal stresses at the interface, while the conventional displacement-based finite element method produces significant stress discontinuities at the interface. In addition, the total strain energy evaluated from the improved continuous stress field converges to the exact value in a few iterations.
In this study, we optimized the removal condition of contaminants attached on the scrap surface to recycle the scrap generated from the Zr alloy tube manufacturing process back to the nuclear grade. The main contaminant is remnant of watersoluble cooling lubricant that is used in the pilgering manufacture during the tube production, and it is assumed to be compressed and carbonized on the surface of tube. Zirlo alloy tube of ${\phi}9.50mm$, which has high occurrence frequency of scrap, was selected as the object to be cleaned, and cleaning abilities of reagents were evaluated by measuring the characteristics of contaminants remained and by analyzing the surface of the tube after cleaning process. For evaluation of each cleaning agent, we selected two types of sodium hydroxide series and three types of potassium hydroxide series. Furthermore, to confirm dependence on tempe-rature and ultrasonic intensities, cleaning at the room temperature, $40^{\circ}C$, and $60^{\circ}C$ was conducted, and results showed that higher the cleaning temperature and higher the ultrasonic intensity, better the cleaning effect. As a result of the bare-eye inspection, while the use of sodium hydroxide provided satisfactory condition on the tube surface, the use of potassium hydroxide series provided satisfactory condition on the tube surface only when the ultrasonic intensity was over 120 W. In the cleaning effect analysis using the gravimetric method, cleaning efficiency of sodium hydroxide series was as high as 97.6% ($60^{\circ}C$, 120 W), but since the tube surface condition was poor after the use of potassium hydroxide, the gravimetric method was not appropriate. In the analytical result of surface contaminants on the tube surface, C, O, Ca, and Zr were detected, and mainly C and O dominated the proportion of contaminants. It was also found that the degree of cleaning on the tube affected the componential ratio of C and O; if the degree of cleaning is high, or if cleaning is well-conducted, the proportion of C is decreased, and the proportion of O is increased. Based on these results, optimal cleaning for application in the industry can be expected by categorizing cleaning process into three steps of Alkali cleaning, Rinsing, and Drying and by adjusting cleaning parameters in each step.
Seon Oh YU;Kyung Won LEE;Kyung Lok BAEK;Manwoong KIM
Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
/
v.17
no.1
/
pp.18-27
/
2021
This study aims to develop an improved evaluation technology for assessing CANDU-6 safety. For this purpose, the multiple steam generator tube rupture (mSGTR) followed by an unmitigated station blackout (SBO) in a CANDU-6 plant was selected as a hypothetical event scenario and the analysis model to evaluate the plant responses was envisioned into the MARS-KS input model. The model includes logic models for controlling the pressure and inventory of the primary heat transport system (PHTS) decreasing due to the u-tubes' rupture, as well as the main features of PHTS with a simplified model for the horizontal fuel channels, the secondary heat transport system including the shell side of steam generators, feedwater and main steam line, and moderator system. A steady state condition was successfully achieved to confirm the stable convergence of the key parameters. Until the turbine trip, the fuel channels were adequately cooled by forced circulation of coolant and supply of main feedwater. However, due to the continuous reduction of PHTS pressure and inventory, the reactor and turbine were shut down and the thermal-hydraulic behaviors between intact and broken loops got asymmetric. Furthermore, as the conditions of low-flow coolant and high void fraction in the broken loop persisted, leading to degradation of decay heat removal, it was evaluated that the peak cladding temperature (PCT) exceeded the limit criteria for ensuring nuclear fuel integrity. This study is expected to provide the technical bases to the accident management strategy for transient conditions with multiple events.
Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
/
v.18
no.2
/
pp.37-42
/
2022
An influence analysis on multiple steam generator tube rupture (mSGTR) followed by an unmitigated station blackout is performed to compare the plant responses according to the number of ruptured u-tubes under the assumption of a total of 10 ruptured u-tubes. In all calculation cases, the transient behaviour of major thermal-hydraulic parameters, such as the discharge flow rate through the ruptured u-tubes, reactor header pressure, and void fraction in the fuel channels is found to be overall similar to that of the base case having a single SG with 10 u-tubes ruptured. Additionally, as the conditions of low-flow coolant with high void fraction in the broken loop continued, causing the degradation of decay heat removal, the peak cladding temperature (PCT) would be expected to exceed the limit criteria for ensuring nuclear fuel integrity. However, despite the same total number of ruptured u-tubes, because of the different connection configuration between the SG and pressurizer, a difference is foud in time between the pressurizer low-level signal and reactor header low-pressure signal, affecting the time to trip the reactor and to reach the PCT limit. The present study is expected to provide the technical basis for the accident management strategy for mSGTR transient conditions of CANDU-6 plants.
The investigation of the fuel cladding temperature behavior and heat transfer mechanism during the reflooding phase of a LOCA plays an important role in performance evaluation of ECCS and safety analysis of water reactors. Reflooding experiments were performed with horizontal and vertical flow channels to investigate the effect of coolant flow channel orientation on rewetting process. Emphasis was mainly placed on the CANDU reactor which has horizontal pressure tubes in core, and the results were compared with those of vertical channel. Also to investigate the rewetting process visually, the experiments by using a rod in annulus and a quartz tube heated outside were performed. It can be concluded that the rewetting velocity in horizontal flow channel is clearly affected by flow stratification, however, the average rewetting velocity is similar to those in vertical flow channel for same conditions.
Park, Ji Yeon;Jeong, Myung Hoon;Kim, Daejong;Kim, Weon-Ju
Journal of the Korean Ceramic Society
/
v.50
no.2
/
pp.122-126
/
2013
The surface roughness of the inner and outer surfaces of a tube is an important requirement for nuclear fuel cladding. When an inner SiC clad tube, which is considered as an advanced Pressurized Water Cooled Reactor (PWR) clad with a three-layered structure, is fabricated by Chemical Vapor Deposition (CVD), the surface roughness of the substrate, graphite, is an important process parameter. The surface character of the graphite substrate could directly affect the roughness of the inner surface of SiC deposits, which is in contact with a substrate. To evaluate the effects of the surface roughness changes of a substrate, SiC deposits were fabricated using different types of graphite substrates prepared by the following four polishing paths and heat-treatment for purification: (1) polishing with #220 abrasive paper (PP) without heat treatment (HT), (2) polishing with #220 PP with HT, (3) #2400 PP without HT, (4) polishing with #2400 PP with HT. The average surface roughnesses (Ra) of each deposited SiC layer are 4.273, 6.599, 3.069, and $6.401{\mu}m$, respectively. In the low pressure SiC CVD process with a graphite substrate, the removal of graphite particles on the graphite surface during the purification and the temperature increasing process for CVD seemed to affect the surface roughness of SiC deposits. For the lower surface roughness of the as-deposited interlayer of SiC on the graphite substrate, the fine controlled processing with the completed removal of rough scratches and cleaning at each polishing and heat treating step was important.
Park, Kyoung-Tae;Kim, Seung-Hyun;Hong, Soon-Ik;Choi, Mi-Sun;Cho, Nam-Chan;Yoo, Hwan-Jun;Lee, Jong-Hyeon
Resources Recycling
/
v.21
no.5
/
pp.18-30
/
2012
Zirconium is one of the most important material used as cladding of fuel rods in nuclear reactors because of its high dimensional stability, good corrosion resistance and especially low neutron-absorbing cross section. However, Hf free nuclear grade Zr sponge is commercially produced by only three countries including USA, France and Russia. So, Zr has been thoroughly managed as a national strategic material in Korea. Most of the zirconium is used for Korean nuclear industry as nuclear fuel cladding materials manufactured from Hf free Zr alloy raw material. Also, there are some other applications such as alloying element and detonator. In this review, zirconium production and recycling technologies have been reviewed and current industrial status was also analyzed. And recent achievements in innovative reduction technologies such as electrolytic reduction process and molten oxide electrolysis were also introduced.
Journal of the Korea Academia-Industrial cooperation Society
/
v.7
no.2
/
pp.113-119
/
2006
Brazing is an important manufacturing process in the fabrication of Heavy Water Reactor fuel rods, in which bearing and spacer pads are joined to Zircaloy-4 cladding tubes. The physical vapor deposition(PVD) technique is currently used to deposit metallic Be on the surfaces of pads as a filler metal. Amorphous Zr-Be binary alloys which are manufactured by rapid solidification process are under developing to substitute the conventional PVD-Be coating. In the present study, brazed joint with PVD and amorphous alloys of $Zr_{1-x}Be_{x}(0.3{\le}x{\le}0.5)$ as filler metals are compared by mechanism, microstructure and hardness. The thickness of brazed joint with amorphous alloys became much smaller than that of PVD-Be. The erosion of base metal did not occur in the brazed joint with amorphous alloys. The brazing mechanism for PVD-Be seems to be Be diffusion into Zr-4 with capillary action resulting from eutectic reaction while that for amorphous alloys are associated with the liquid phase formation in the brazed joint. The brazed joint microstructure with PVD-Be consists of dendrite while that with amorphous alloys is globular. The $Zr_{0.7}Be_{0.3}$ alloy shows the smooth interface with little erosion in the base metal and is recommended a most suitable brazing filler metal for Zircaloy-4.
With the Zircaloy-4 tube oxidized in high temperature (1323 K) steam for 5, 10, 30 and 60 minutes, the expanding copper mandrel test was carried out over a temperature range of 673-l173k at $\varepsilon\;=\;3.0\times10^5S\;^1$. The oxidation parameters $(K_i)$ in the present study were linearly proportional to square root of time $(Ki= \delta_{kit})$ and their rate constants ($\delta_{ki}$) are 0.281, 2.82, and 2.313 for weight gain and thickness of Zr02 and $\alpha$(0) layer, respectively. Activation energy for high temperature (873-1073k) plastic deformation of Zircaloy-4 increases from 251 KJ/mol to 323 KJ/mol with increase in oxidation time from 5 minutes to 60 minutes due to the high strengthened Zr02. With the oxide layer thickness [K ; expressed in "Equivalent Cladding Reacted" (ECR,%)] and the yield stress obtained from the mandrel test, an empirical relation was derived as ($\sigma/C)^n=K^mexp$ (Q/RT) with n=6.9, m=5.7, C=0.155, 0.138, 0.051, and 0.046 MPa for Q=251, 258, 316, 323 KJ/mol, respectively.
Park, Dong Jae;Kim, Seung Hyun;Park, Kyoung Tae;Mun, Jong Han;Lee, Hyuk Hee;Lee, Jong Hyeon
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.13
no.1
/
pp.11-19
/
2015
The production of nuclear fuel cladding tube is expected to increase with the nuclear power plant expansion. Zirconium(Zr) scrap that is generated during manufacturing is also expected to increase. Zr electrorefining experiment was carried out in the fluoride salt of LiF-KF-ZrF4 using multiple electrode for scale up and improving throughput Zr electrorefiner develop-ment. The Zr reduction peak observed at-0.8 V(vs.Ni). Polarization behavior showed that the amount of applied current increases because of decreasing cell resistance as the number of cathode increases. Experimental results showed the highest recovery rate about 98% at lowest current density of 25.64 mA/cm2 using 6 electrodes. XRD and TG analysis result show that pure Zr was recovered 99.92% and ICP analysis shows that lower impurity content than conventional impurity content of the Anode(97.8%). Electrorefining consumes energy about 7.15 kWh/kg less than 39.7% compared to the Kroll process using 6 electrode width of 20 mm and height of 65 mm. Because of increasing cell efficiency and recovery rate, using multiple cathode is determined as an efficient technique for scale up electrorefining Zr scrap.
본 웹사이트에 게시된 이메일 주소가 전자우편 수집 프로그램이나
그 밖의 기술적 장치를 이용하여 무단으로 수집되는 것을 거부하며,
이를 위반시 정보통신망법에 의해 형사 처벌됨을 유념하시기 바랍니다.
[게시일 2004년 10월 1일]
이용약관
제 1 장 총칙
제 1 조 (목적)
이 이용약관은 KoreaScience 홈페이지(이하 “당 사이트”)에서 제공하는 인터넷 서비스(이하 '서비스')의 가입조건 및 이용에 관한 제반 사항과 기타 필요한 사항을 구체적으로 규정함을 목적으로 합니다.
제 2 조 (용어의 정의)
① "이용자"라 함은 당 사이트에 접속하여 이 약관에 따라 당 사이트가 제공하는 서비스를 받는 회원 및 비회원을
말합니다.
② "회원"이라 함은 서비스를 이용하기 위하여 당 사이트에 개인정보를 제공하여 아이디(ID)와 비밀번호를 부여
받은 자를 말합니다.
③ "회원 아이디(ID)"라 함은 회원의 식별 및 서비스 이용을 위하여 자신이 선정한 문자 및 숫자의 조합을
말합니다.
④ "비밀번호(패스워드)"라 함은 회원이 자신의 비밀보호를 위하여 선정한 문자 및 숫자의 조합을 말합니다.
제 3 조 (이용약관의 효력 및 변경)
① 이 약관은 당 사이트에 게시하거나 기타의 방법으로 회원에게 공지함으로써 효력이 발생합니다.
② 당 사이트는 이 약관을 개정할 경우에 적용일자 및 개정사유를 명시하여 현행 약관과 함께 당 사이트의
초기화면에 그 적용일자 7일 이전부터 적용일자 전일까지 공지합니다. 다만, 회원에게 불리하게 약관내용을
변경하는 경우에는 최소한 30일 이상의 사전 유예기간을 두고 공지합니다. 이 경우 당 사이트는 개정 전
내용과 개정 후 내용을 명확하게 비교하여 이용자가 알기 쉽도록 표시합니다.
제 4 조(약관 외 준칙)
① 이 약관은 당 사이트가 제공하는 서비스에 관한 이용안내와 함께 적용됩니다.
② 이 약관에 명시되지 아니한 사항은 관계법령의 규정이 적용됩니다.
제 2 장 이용계약의 체결
제 5 조 (이용계약의 성립 등)
① 이용계약은 이용고객이 당 사이트가 정한 약관에 「동의합니다」를 선택하고, 당 사이트가 정한
온라인신청양식을 작성하여 서비스 이용을 신청한 후, 당 사이트가 이를 승낙함으로써 성립합니다.
② 제1항의 승낙은 당 사이트가 제공하는 과학기술정보검색, 맞춤정보, 서지정보 등 다른 서비스의 이용승낙을
포함합니다.
제 6 조 (회원가입)
서비스를 이용하고자 하는 고객은 당 사이트에서 정한 회원가입양식에 개인정보를 기재하여 가입을 하여야 합니다.
제 7 조 (개인정보의 보호 및 사용)
당 사이트는 관계법령이 정하는 바에 따라 회원 등록정보를 포함한 회원의 개인정보를 보호하기 위해 노력합니다. 회원 개인정보의 보호 및 사용에 대해서는 관련법령 및 당 사이트의 개인정보 보호정책이 적용됩니다.
제 8 조 (이용 신청의 승낙과 제한)
① 당 사이트는 제6조의 규정에 의한 이용신청고객에 대하여 서비스 이용을 승낙합니다.
② 당 사이트는 아래사항에 해당하는 경우에 대해서 승낙하지 아니 합니다.
- 이용계약 신청서의 내용을 허위로 기재한 경우
- 기타 규정한 제반사항을 위반하며 신청하는 경우
제 9 조 (회원 ID 부여 및 변경 등)
① 당 사이트는 이용고객에 대하여 약관에 정하는 바에 따라 자신이 선정한 회원 ID를 부여합니다.
② 회원 ID는 원칙적으로 변경이 불가하며 부득이한 사유로 인하여 변경 하고자 하는 경우에는 해당 ID를
해지하고 재가입해야 합니다.
③ 기타 회원 개인정보 관리 및 변경 등에 관한 사항은 서비스별 안내에 정하는 바에 의합니다.
제 3 장 계약 당사자의 의무
제 10 조 (KISTI의 의무)
① 당 사이트는 이용고객이 희망한 서비스 제공 개시일에 특별한 사정이 없는 한 서비스를 이용할 수 있도록
하여야 합니다.
② 당 사이트는 개인정보 보호를 위해 보안시스템을 구축하며 개인정보 보호정책을 공시하고 준수합니다.
③ 당 사이트는 회원으로부터 제기되는 의견이나 불만이 정당하다고 객관적으로 인정될 경우에는 적절한 절차를
거쳐 즉시 처리하여야 합니다. 다만, 즉시 처리가 곤란한 경우는 회원에게 그 사유와 처리일정을 통보하여야
합니다.
제 11 조 (회원의 의무)
① 이용자는 회원가입 신청 또는 회원정보 변경 시 실명으로 모든 사항을 사실에 근거하여 작성하여야 하며,
허위 또는 타인의 정보를 등록할 경우 일체의 권리를 주장할 수 없습니다.
② 당 사이트가 관계법령 및 개인정보 보호정책에 의거하여 그 책임을 지는 경우를 제외하고 회원에게 부여된
ID의 비밀번호 관리소홀, 부정사용에 의하여 발생하는 모든 결과에 대한 책임은 회원에게 있습니다.
③ 회원은 당 사이트 및 제 3자의 지적 재산권을 침해해서는 안 됩니다.
제 4 장 서비스의 이용
제 12 조 (서비스 이용 시간)
① 서비스 이용은 당 사이트의 업무상 또는 기술상 특별한 지장이 없는 한 연중무휴, 1일 24시간 운영을
원칙으로 합니다. 단, 당 사이트는 시스템 정기점검, 증설 및 교체를 위해 당 사이트가 정한 날이나 시간에
서비스를 일시 중단할 수 있으며, 예정되어 있는 작업으로 인한 서비스 일시중단은 당 사이트 홈페이지를
통해 사전에 공지합니다.
② 당 사이트는 서비스를 특정범위로 분할하여 각 범위별로 이용가능시간을 별도로 지정할 수 있습니다. 다만
이 경우 그 내용을 공지합니다.
제 13 조 (홈페이지 저작권)
① NDSL에서 제공하는 모든 저작물의 저작권은 원저작자에게 있으며, KISTI는 복제/배포/전송권을 확보하고
있습니다.
② NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 상업적 및 기타 영리목적으로 복제/배포/전송할 경우 사전에 KISTI의 허락을
받아야 합니다.
③ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 보도, 비평, 교육, 연구 등을 위하여 정당한 범위 안에서 공정한 관행에
합치되게 인용할 수 있습니다.
④ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 무단 복제, 전송, 배포 기타 저작권법에 위반되는 방법으로 이용할 경우
저작권법 제136조에 따라 5년 이하의 징역 또는 5천만 원 이하의 벌금에 처해질 수 있습니다.
제 14 조 (유료서비스)
① 당 사이트 및 협력기관이 정한 유료서비스(원문복사 등)는 별도로 정해진 바에 따르며, 변경사항은 시행 전에
당 사이트 홈페이지를 통하여 회원에게 공지합니다.
② 유료서비스를 이용하려는 회원은 정해진 요금체계에 따라 요금을 납부해야 합니다.
제 5 장 계약 해지 및 이용 제한
제 15 조 (계약 해지)
회원이 이용계약을 해지하고자 하는 때에는 [가입해지] 메뉴를 이용해 직접 해지해야 합니다.
제 16 조 (서비스 이용제한)
① 당 사이트는 회원이 서비스 이용내용에 있어서 본 약관 제 11조 내용을 위반하거나, 다음 각 호에 해당하는
경우 서비스 이용을 제한할 수 있습니다.
- 2년 이상 서비스를 이용한 적이 없는 경우
- 기타 정상적인 서비스 운영에 방해가 될 경우
② 상기 이용제한 규정에 따라 서비스를 이용하는 회원에게 서비스 이용에 대하여 별도 공지 없이 서비스 이용의
일시정지, 이용계약 해지 할 수 있습니다.
제 17 조 (전자우편주소 수집 금지)
회원은 전자우편주소 추출기 등을 이용하여 전자우편주소를 수집 또는 제3자에게 제공할 수 없습니다.
제 6 장 손해배상 및 기타사항
제 18 조 (손해배상)
당 사이트는 무료로 제공되는 서비스와 관련하여 회원에게 어떠한 손해가 발생하더라도 당 사이트가 고의 또는 과실로 인한 손해발생을 제외하고는 이에 대하여 책임을 부담하지 아니합니다.
제 19 조 (관할 법원)
서비스 이용으로 발생한 분쟁에 대해 소송이 제기되는 경우 민사 소송법상의 관할 법원에 제기합니다.
[부 칙]
1. (시행일) 이 약관은 2016년 9월 5일부터 적용되며, 종전 약관은 본 약관으로 대체되며, 개정된 약관의 적용일 이전 가입자도 개정된 약관의 적용을 받습니다.