• 비파괴검사학회지
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• 제19권2호
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• pp.93-99
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• 1999

월성 1호기 원전의 경우에, 사용후 핵연료 저장조 공간을 확보하기 위해서 약 7년 동안 저장조에서 냉각된 사용 후 핵연료를 건식저장고로 매년 이송하고 있다. 년간 2개월이 소요되는 핵연료 이송은 국제원자력기구와 국가의 핵물질 계량 관리검사를 위한 많은 인력과 비용을 필요로 하는 공정이다. 사용후 핵연료 일련번호 확인은 고방사선장인 약 6m 깊이의 저장조속에서 진행되어야 하므로 검사 장비의 유지와 운영이 어렵다. 이 조건에서 CANDU형 사용후 핵연료 다발 일련번호를 확인할 수 있는 장치를 설계 제작하여, 국가 안전 조치 검사현장에 적용하였다. 본 육안검사 장치는 간단한 조작에 의해 수조속의 사용후 핵연료 다발 일련번호를 한정된 검증 시간내에 정확히 읽을 수 있었고, 간편하게 운영될 수 있었다. 안전 조치 검사관은 본 장치를 이용하여 검증 활동을 효과적으로 수행할 수 있는 검사 장비인 것으로 평가되었다. 본 육안검사 장치는 일련번호 확인의 정확성과 재현성 그리고 운영상의 편리성 둥에서 기존 장치에 비해 좋은 결과를 보여주었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제23권2호
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• pp.165-173
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• 1991

가압경수로의 사용후핵연료를 CANDU 원자로에 재순환시키는, 이른바, 탄뎀 핵연료주기가 본 연구에서 다루어졌다. 이러한 방식으로 가압경수로의 사용후핵연료를 활용하는 것은 우라늄자원의 이용을 개선시킬뿐만 아니라 사용후핵연료 저장능력의 부족도 다소 해결할 수 있을 것이다. 핵연료를 재순환 시키는데 있어서는 CANDU 원자로의 수정을 최소화하는 방향으로 연구가 진행되었으며 본 연구에서는 9종의 핵연료가 고려되었다. 탄뎀 핵연료는 크게 핵연료재가공과 노심재구성의 두 분야로 나뉘어지는데, 핵연료 재가공의 경우, 가압경수로의 사용후핵연료는 처리되고 현재의 37 봉형 격자구조인 핵연료 다발에 맞도록 다시 성형가공되며 노심재구성의 경우, 가압경수로 사용후핵연료는 단지 격자 구조를 해체하고 CANDU의 격자길이에 맞춰 재구성만 된다. 각 탄뎀 핵연료 옵션에 대하여, 허용연소도와 출력분포를 계산하기 위해 노심연소계산이 수행되었다. 또한 경제성에 대한 접근으로 각 핵연료 옵션에 대한 핵주기비가 계산되었다. 그 결과 본 연구에서 다루어진 대부분의 탄뎀 핵연료 옵션이 경제성이 있었을 뿐만 아니라 기술적인 타당성이 있었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.77-82
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• 1997

The CANDU-6 transition core refuelled from 37-element fuel to CANFLEX-NU fuel has been evaluated by an 100full power day time-dependent fuel-management simulation to find the core compatibility with the CANFLEX fuel loading. The simulation calculations for the transition core were carried out with the RFSP code, provided by the cell averaged fuel properties obtained from the POWDERPUFS-V code. The simulation results were compared with those of the current 37-element fuel loading only. The results show that the CANFLEX-NU fuel bundles will be compatible with the CANDU-6 reactor because the core physics characteristics of CANFLEX-NU fuel are very similar to those of the 37-element fuel bundle.

• 설비공학논문집
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• 제12권11호
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• pp.1004-1011
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• 2000

Experimental and computational studies were carried out to confirm the turbulent enhancement of the cooling system of nuclear reactor by large scale vortex generation in nuclear fuel bundle. The large scale vortex motions were generated by rearranging the inclination angles of mixing vanes to the coordinate directions. Axial development of mean and turbulent velocities in the subchannels were measured by the 2-color LDV system. Eddy diffusivity heat flux model and $k-varepsilon$ model were employed to analyze the turbulent heat and fluid flows in the subchannel. The turbulence generated by split mixing vanes has small length scales so that they maintain only about $10 D_H$ after the spacer grid. On the other hand, the turbulences generated by the large scale vortex continue more and remain up to $25 D_H$after the spacer gird.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제38권8호
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• pp.753-762
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• 2006

In this paper, works related to enhancement of the CHF are reviewed in terms of fundamental mechanisms and practical applications. Studies on CHF enhancement in forced convection are divided into two categories, CHF enhancement of internal flow in tubes and enhancement of CHF in the nuclear fuel bundle. Methods of enhancing the CHF of internal flows in tubes include enhancement of the swirl flow using twisted tapes, a helical coil, and a grooved surface; promotion of flow mixing using a hypervapotron; altering the characteristics of the heated surface using porous coatings and nano-fluids; and changing the surface tension of the fluid using additives such as surfactants. In the fuel bundle, mixing vanes or wire wrapped rods can be employed to enhance the CHF by changing the flow distributions. These methods can be applied to practical heat exchange systems such as nuclear reactors, fossil boilers, fusion reactors, etc.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권3호
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• pp.1118-1124
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• 2023

Experimental study on the fluidelastic instability (FEI) of a curved tube bundle in single phase downward cross flow is investigated for the design qualification and analysis input preparation of helical coiled steam generator tubing. A 6×9 normal square curved tube array with equal and different vertical/horizontal pitch-to-diameter ratio was under-tested up to 6 m/s in term of gap flow velocity to measure the critical velocity for FEI. The critical velocity for FEI was measured at the turning point from the vibration amplitude plot along the gap flow velocity. Our test results were compared with straight tube results and published data in the design guideline. The applicability of the current design guidelines to a curved tube bundle is also assessed. We found that introducing frequency difference in a curved tube array increases the critical velocity for fluidelastic instability.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2017년도 추계학술논문요약집
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• pp.91-92
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• 2017

In this study, assembling procedure of TRU fuel assembly was reviewed and divided into rod bundle assembling, mating preassemblies and welding, and inspection and non-destructive examination. Based on this assumption, the design criteria of a remote assembler for TRU fuel assembly of PGSFR is defined and predictable technical issues are proposed.

• 대한기계학회논문집A
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• 제36권12호
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• pp.1653-1661
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• 2012

본 논문에서는 냉각유동에 의한 SMART 핵연료집합체의 압력강하변화 및 구조특성을 연구하였다. 난류 모델인 BSL 레이놀즈 응력 모델로서 냉각수의 유동을 모델링하여 유체고체연계 해석을 수행하였다. 우선, 지지격자체에 지지된 핵연료봉의 진동해석을 수행하여 실험 결과와 비교하였는데 실험에서의 고유진동수는 48 Hz 로서 시뮬레이션 값과 2% 의 오차를 발생하였다. 핵연료집합체의 압력강하는 한국원자력연구원에서 수행한 실험적 값과 비교하여 8%의 오차가 발생하였고 해석의 타당성을 증명하였다. 유체해석에서는 집합체를 통과하는 각 구간의 유체 속도와 이차유동에 의한 와류생성과정을 관찰하였다. 마지막으로 진동해석과 유체해석의 연계를 통하여 유체유발진동에 의한 연료봉의 변위 값을 관찰하고 최대 변위가 발생하는 곳의 변위 PSD 를 계산하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 추계학술발표회요약집
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• pp.131.1-131
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.157-157
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• 1999