• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 요약집 춘계학술발표대회
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• pp.173.2-173.2
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• 2004

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 추계학술발표회요약집
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• pp.257.1-257
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• 2001

• 한국정밀공학회:학술대회논문집
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• 한국정밀공학회 2012년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.1019-1020
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• 2012

• 한국정밀공학회:학술대회논문집
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• 한국정밀공학회 2012년도 추계학술대회 논문집
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• pp.719-720
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• 2012

• 한국정밀공학회:학술대회논문집
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• 한국정밀공학회 2009년도 추계학술대회 논문집
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• pp.413-414
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• 2009

• 제어로봇시스템학회:학술대회논문집
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• 제어로봇시스템학회 1987년도 한국자동제어학술회의논문집; 한국과학기술대학, 충남; 16-17 Oct. 1987
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• pp.613-618
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• 1987

Rod consolidation is a method of increasing spent nuclear fuel storage capacity by disassembling fuel assemblies thus storing the fuel rods in a tighter array. It involves some basic operations which closely resemble to the material handling of a manufacturing process. But all the operations must be controlled remotely in shielded environment from outside due to the highly radioactive nature of the workpiece. In this study the status of the rod consolidation technology in other countries has been surveyed and a feasibility study for the conceptual design of this process have been made.

• 대한기계학회논문집A
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• 제38권4호
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• pp.443-449
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• 2014

조사시험 도중 핵연료의 특성변화를 확인하기 위하여 원자로 수조내에 위치한 조사리그로부터 핵연료봉을 분리한 후 핫셀로 이송하여 중간검사를 진행한다. 또한 중간검사를 마친 핵연료봉은 원자로의 작업 수조로 이동시켜 조사리그에 재장착을 하게 되며, 재조립된 조사리그는 원자로 노심의 조사리그에 장착시켜 조사시험을 계속 진행한다. 그러나 중성자 조사가 진행된 핵연료봉은 높은 에너지의 방사선을 방출하기 때문에 작업자가 방사선에 피폭되지 않게 하기 위하여 핵연료봉 장탈착 공정은 원자로 작업수조수 내에서 이루어져야 한다. 특히 조사리그의 길이가 5.4 미터이고, 핵연료봉의 장탈착 작업이 이루어질 하나로 작업수조수의 깊이는 6 미터로 매우 깊어 장탈착 작업을위한 특수한 장치가 필요하다. 본 연구에서는 중간검사가 가능한 새로운 핵연료봉 조립체를 설계하고, 조사 핵연료봉 조립체의 장탈착용 툴을 개발하여 노외 성능시험을 통해 그 성능을 검증하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제46권3호
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• pp.423-430
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• 2014

An in-pile performance test of HANA claddings was conducted at up to 67 GWD/MTU in the Halden research reactor in Norway over a 6.5 year period. Four types of HANA claddings (HANA-3, HANA-4, HANA-5, and HANA-6) and a reference Zircaloy-4 cladding were used for the in-pile test. The evaluation parameters of the HANA claddings were the corrosion behavior, dimensional changes, hydrogen uptake, and tensile strength after the claddings were tested under the simulated operation conditions of a Korean commercial reactor. The oxide thickness ranged from 15 to 37 mm at a high flux region in the test rods, and all HANA claddings showed corrosion resistance superior to the Zircaloy-4 cladding. The creep-down rate of all HANA claddings was lower than that of the Zircaloy-4 cladding. In addition, the hydrogen content of the HANA claddings ranged from 54 to 96 wppm at the high heat flux region of the test rods, whereas the hydrogen content of the Zircaloy-4 cladding was 119 wppm. The tensile strength of the HANA and Zircaloy-4 claddings was similarly increased when compared to the un-irradiated claddings owing to the radiation-induced hardening.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제24권3호
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• pp.228-235
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• 1992

처분된 폐기물에서 용해도가 큰 핵종이 침출될 때, 그 핵종의 용해도에 의해 조절되거나 조화 용해하지 않는 경우가 있다. 예를 들면 원자로 운영시 핵분열 생성물의 일부는 그레인 경계나 핵연료와 피복재 사이의 틈새에 축적될 수가 있다. 사용후 핵연료 처분장에서 이와 같이 축적된 핵분열 생성물중 세슘이나 요오드와 같이 용해도가 큰 핵종은 용기가 부식되면 지하수내에 급격하게 녹게된다. 이와 같이 틈새에 녹아있는 용해도가 큰 핵종의 이동현상을 시간 및 공간의 함수로 모사하고 그 수치 결과를 제시하였다. 전구간에서 유효한 근사해를 제시하고 이를 초기 및 후기 접근해와 Laplace 변환을 수치 재변환으로 얻은 해들과 비교함으로 검증하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권4호
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• pp.570-587
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• 1993

최근 전 세계적으로 내부2차수소 침투에 의한 것으로 보이는 핵연료의 심각한 파손이 잇달아 보고되었다. 본 논문에서는 결함 핵연료에서의 내부 수소 침투 현상이 개괄적으로 고찰된다. 먼저 핵연료의 피복관으로 사용되는 질코늄 합금의 개발사와 그 질코늄 합금이 사용되는 원자로 내의 운전조건이 소개되고 산화 질코늄 막에서의 수소의 투과성, 질코늄과 질코늄 합금에서의 수소의 최종 용해도와 침전도등 질코늄의 수소 침투에 관련된 기본 사항과 수소 침투가 기계적 강도에 미치는 악 영향등이 고찰된다. 결함 핵연료봉 내부에서 발생되는 수소의 대량 내부 침투의 메카니즘이 관찰된 제 현상을 중심으로 정성적으로 설명되고 이러한 수소의 대량 침투에 의한 핵연료치 파손심화를 줄이기 위한 노력의 일환으로 제시된 정량적 모델이 간단히 언급되고 이러한 정량적인 모델의 심도있는 개발을 위해 필요한 자료와 추후의 연구 내용이 설명된다.