• Nuclear Engineering and Technology
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• 제47권6호
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• pp.678-699
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• 2015

Although the harsh space environment imposes many severe challenges to space pioneers, space exploration is a realistic and profitable goal for long-term humanity survival. One of the viable and promising options to overcome the harsh environment of space is nuclear propulsion. Particularly, the Nuclear Thermal Rocket (NTR) is a leading candidate for nearterm human missions to Mars and beyond due to its relatively high thrust and efficiency. Traditional NTR designs use typically high power reactors with fast or epithermal neutron spectrums to simplify core design and to maximize thrust. In parallel there are a series of new NTR designs with lower thrust and higher efficiency, designed to enhance mission versatility and safety through the use of redundant engines (when used in a clustered engine arrangement) for future commercialization. This paper proposes a new NTR design of the second design philosophy, Korea Advanced NUclear Thermal Engine Rocket (KANUTER), for future space applications. The KANUTER consists of an Extremely High Temperature Gas cooled Reactor (EHTGR) utilizing hydrogen propellant, a propulsion system, and an optional electricity generation system to provide propulsion as well as electricity generation. The innovatively small engine has the characteristics of high efficiency, being compact and lightweight, and bimodal capability. The notable characteristics result from the moderated EHTGR design, uniquely utilizing the integrated fuel element with an ultra heat-resistant carbide fuel, an efficient metal hydride moderator, protectively cooling channels and an individual pressure tube in an all-in-one package. The EHTGR can be bimodally operated in a propulsion mode of $100MW_{th}$ and an electricity generation mode of $100MW_{th}$, equipped with a dynamic energy conversion system. To investigate the design features of the new reactor and to estimate referential engine performance, a preliminary design study in terms of neutronics and thermohydraulics was carried out. The result indicates that the innovative design has great potential for high propellant efficiency and thrust-to-weight of engine ratio, compared with the existing NTR designs. However, the build-up of fission products in fuel has a significant impact on the bimodal operation of the moderated reactor such as xenon-induced dead time. This issue can be overcome by building in excess reactivity and control margin for the reactor design.

• 수산해양기술연구
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• 제28권1호
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• pp.71-78
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• 1992

Zr-4 used for a cladding and an end plug of reactor component has creep deformation under operation at high temperature. Creep is regarded as the time dependent deformation of a material under constant applied stress. Although the major source of the deformation of zirconium component in water-cooled reactors is irradiation creep, the thermal creep may give a rise to significant deformation in reactor component especially at relatively high temperatures and at various constant stresses, and therefore it must be predicted accurately. Stress relaxation is the time dependent change of stress at constant strain and it is a process related intimately to creep. In this paper, the creep behavior and stress relaxation of Zr-4 is examined at the temperature of 50$0^{\circ}C$ that is 40% of the absolute melting temperature of Zr-4 under the stress below yield stress and under the various constant strains. The results obtained are summarized as follows: 1) With an increase of stress, the steady state creep rate increases and the creep rupture time decreases. 2) The steady state creep rate $\varepsilon$(%/s) for the stress $\sigma$sub(c) (kgf/mm super(2)) of Zr-4 increases outstandingly. All the empirical equations computed for Zr-4 increases outstandingly. All the empirical equations computed for Zr-4 are in accord with Norton's model equation($\varepsilon$=K$\sigma$ sub(c) super (n)). The constants of materials computed are as follows: K=3.9881$\times$10 super(-5), n=1.9608 3) The rupture time T sub(r) (hr) decreases linearly with the increase of stress on the log-log scaled graph. The empirical equations computed for Zr-4 are in accord with Bailey's model equation (T sub(r)=K sub(1)$\sigma$sub(c) super(m)). The constants of materials computed are as follows: K sub(1)=1.2875$\times$10 super(16), m=-3.467 4) It seems clear that the strain could be quantitatively dependent on the high temperature creep properties such as creep stress, rupture time, steady state creep rate and total creep rate. It is found that these relationships are linear on the log-log graph. 5) In stress relaxation test, as the critical constant strain that can be allowed to the specimen is larger, stress relaxation becomes more rapid, and as the constant strain is smaller, the stress relaxation becomes slower.

• Strategy21
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• 통권41호
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• pp.261-293
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• 2017

Nuclear power is a way of attaining an enormous amount of energy with relatively small amount of resources and after it has been introduced to the submarine since 1954, there are approximately 150 of nuclear powered submarine currently on a mission around the world. This is due to the maneuverability, mountability and covertness of nuclear submarines. However, there are other tasks, not only the high level of nuclear technology that are needed to be dealt with in order to construct nuclear powered submarine. The biggest task of all is to secure the enriched uranium. Accordingly, this research is about the way of enriching and securing the nuclear fuel that are used in the nuclear submarine with the characteristics, merits and demerits of the nuclear submarine. Due to the fact that the pressurized water reactor in South Korea is the reactor that was originally built for the development of nuclear powered submarine, many parts is designed to be suitable for the submarine propulsion. However, in order to apply this to submarine it is needed to consider additional requests such as the position of reactor, accident-coping system, radioactive covering, reactor output adjustment and ship's pitch and roll in order to apply this to submarine. Nuclear submarines have much higher speed based on the powerful propulsion in comparison with diesel-electric submarine and also have bigger loading area. Besides, there is no need to snorkel and they also have advantages in covertness with the multi-noise proof system. The nuclear technology in South Korea has seen the dramatic development since 1962 and in 1998 reached to the level that we have succeeded in the localization of nuclear plant and exported the world-class one-piece small-sized reactor (SMART) to UAE. To operate these reactors, we import the whole quantity of low-enriched uranium and having our own uranium enrich facility is not probable because of the budget and international regulations. With the ROK/US nuclear agreement revised on 2015 November, the enrichment of uranium that are available without special permission has changed up to 20%. According to the assumption that we use the 20% enrichment of Uranium on U.S. virginia class submarine, it is necessary to change the fuel after 11 years and it will cause additional cost of 1 billion dollars. But the replace period by the uranium's enrichment rate is not fixed so that it is possible to change according to the design of reactor. Therefore, I would like to make a suggestion on two types of design concepts of nuclear submarine that can be operated for 30 years without nuclear fuel change by using the 20% enriched uranium from ONNp.First of all, it is possible by increasing the size of reactor by 3 times and it results in the 1,000t increase of the weight. And secondly, it is by designing the one piece reactor to insert devices such as steam turbine, condenser into the inside of nuclear core like the Rubis class submarines of France.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권3호
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• pp.1029-1036
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• 2024

Drawing on the deep experience and understanding of the principles of nuclear safety, as well as many years of nuclear power plant design and operation, the EDF led NUWARD SMR Project is developing a design for a Small Modular Reactor (SMR) of 340 MWe composed of two 170 MWe independent units, that will supplement the offering of high-output nuclear reactors, especially in response to specific needs such as replacement of fossil-fuelled power plants. NUWARD SMR is a mix of proven and innovative design features that will make it more commercially competitive, while integrating safety features that comply with the highest international standards. Following the principles of redundancy and diversity and rigorous application of Defence in Depth (DID), with an international view on nuclear safety licensing, the Project also incorporates new safety approaches into its design development. The NUWARD SMR Project has been in development for a number of years, it entered conceptual design formally in mid-2019 and entered Basic Design in 2023. The objective of the concept design phase was to confirm the project technological choices and to define the first design configuration of the NUWARD SMR product, to document it, in order to launch pre-licensing with the French Safety Authority (ASN) and to define its estimated cost and its subsequent development and construction schedules. As a delivery milestone the Safety Options file (called the Dossier d'Options de Sûreté (DOS)) has been submitted to ASN in July 2023 for their opinion. An integral part of the NUWARD SMR Project, is not only to deliver a design suitable for France and to satisfy French regulation, but to develop a product suitable and indeed desirable, for the international market, with a first focus in Europe. In order to achieve its objectives and realise its market potential, the NUWARD SMR Project needs to define and realise its safety approach within an international environment and that is the key subject of this paper. The following paper: • Summarises the foundation principles and technological background which underpin the design; • Contextualises the key design features with regard to the international safety regulatory framework with particular emphasis on innovative passive safety aspects; • Illustrates the Project activities in preparation for first licensing in France, and also a wider international view via the ASN led Joint Early Review of the NUWARD SMR design, including Finnish and Czech Republic regulators, recently joined by the Swedish, Polish and Dutch regulators; • Articulates the collaborative approach to design development from involvement with the Project partners (the Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA), Naval Group, TechnicAtome, Framatome and Tractebel) to the establishment of the International NUWARD Advisory Board (INAB), to gain greater international insight and advice; • Concludes with the focus on next steps into detailed design development, standardisation of the design and its simplification to enhance its commercial competitiveness in a context of further harmonisation of the nuclear safety and licensing requirements and aspirations.

• 기술혁신연구
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• 제25권2호
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• pp.89-125
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• 2017

복합제품시스템이란 고도의 엔지니어링과 설계 기술이 집약되어 있는 복잡한 시스템 형태의 제품으로 국가 경제 발전 및 에너지, 교통, 통신 등 사회 인프라 구축과 밀접하게 연계되어 있다. 이에 따라 복합제품시스템의 기술진화를 이해하기 위해서는 기술개발 주체의 기술진보 노력을 넘어서 복합제품시스템을 둘러싼 거시환경요인이 기술진화에 미친 영향을 복합적으로 고찰하는 것이 필요하다. 이에 따라 본 연구에서는 원자력 발전 플랜트 사례를 중심으로 복합제품시스템 기술진화에 대한 정책, 경제, 그리고 사회적 요인의 영향을 종단적으로 서술하였다. 인터뷰에 기반한 1차 자료와 다양한 참고 문헌에 기반한 2차 자료를 복합적으로 활용한 결과, 원전 기술의 진화는 "원자력의 평화적 활용을 위한 응용연구"(1950년대~1960년대), "원자력 발전 시장 확산 - 1차 르네상스"(1970년대), "원자력 발전 안전성 제고와 후발국의 추격"(1980년대~2000년대 후반), 그리고 "원자력 발전 시장 2차 르네상스를 위한 안전성의 최우선화와 차세대 원자로 기술 개발"(2010년대 후반~현재)의 4단계에 걸쳐 진행되는 것으로 나타났다. 또한 각 단계별 기술진화에 있어 각국의 에너지 정책과 원자력 발전 연구개발 투자와 같은 정책적 요인, 경기 사이클에 의한 전력 수요의 변화, 전력원 간 경쟁과 같은 경제적 요인, 그리고 안전성에 대한 사회적 수용과 환경오염에 대한 인식 등의 사회적 요인 등이 중요한 영향을 미쳤음을 확인하였다. 본 사례 연구는 보다 거시적인 관점에서 복합제품시스템의 기술진화를 고찰할 수 있는 이론적 접근방법을 제시하였다는 점에서 그 의의가 있다. 따라서 복합제품시스템을 육성하고자 하는 국가들은 기술개발 투자와 노력뿐 아니라 정책과 경제, 사회적 요인을 통합적으로 고려하여 이를 기술진화에 활용하기 위한 노력을 경주해야 할 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제13권4호
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• pp.264-276
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• 1981

TRIGA Mark-III 원자로의 핵특성을 실제운전상태와 유사하게 모사할 수 있는 해석절차를 개발하였다. 계산에 사용한 전산코드는 다군중성자확산 연소계산코드인 CITATION이고 채택한 중성자에너지군의 수는 TRIGA형 원자로에서 일반적으로 사용하는 7군(고속영역 3, 열영역 4)이다. 직접적인 3차원 계산이 현실적으로 불가능하므로 평면 2차원계산과 원통형 2차원 계산으로 3차원 효과를 기하였다. 연구로와 같이 노심이 작은 원자로에 대하여는 중성자평형에서 buckling에 의한 효과가 매우 크기 때문에 이를 정확하게 나타내는 방법의 개발에 중점을 두었다. 본 연구에서는 에너지군 또는 영역에 무관한 buckling을 중성자 수송이론으로 산출하는 전형적인 방법을 사용하지 않고 중성자 확산이론으로서 에너지군별, 영역별 buckling을 산출하였으며, 이를 이용하여 수행한 노심계산의 결과는 만족스러웠다. 계산시 노심은 원자로수조의 중앙부에 있는 것으로 하고 제어봉은 완전히 인출되었으며 동위원생산용 조사시료는 없는 것으로 가정하였다. 계산결과로서 연소에 따른 초과반응도가의 변화, 운전이력에 따른 Xe-135 독작용의 변화, 회전조사시료대의 반응도가를 산출하고 이를 실제 운전자료와 비교하였다. 또한 중성자속 및 출력분포, 노심 각 조사시설에서의 중성자 스펙트럼등에 대한 계산결과도 제시하였다.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제61권2호
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• pp.175-188
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• 2023

화석연료를 대체할 수 있는 친환경 미래 에너지로 수소에너지에 대한 전세계적 관심이 높아지고 있다. 이에 따라 미생물, 원자력 등을 이용한 차세대 수소 생산 기술이 개발되고 있으나, 화석연료 기반의 수소 생산 비용을 뛰어 넘기에는 아직 많은 시간과 노력이 필요한 상황이다. 화석연료 기반의 수소 생산 과정에서 온실가스의 배출량을 최소화 할 수 있는 방안으로 메탄 직접분해 반응 기술이 최근 관심을 모으고 있다. 공정의 경제성 향상을 위해서 수소 생산과 동시에 생산된 탄소물질의 고부가화 대한 연구가 필수적이며, 고부가 탄소 물질 중 하나인 탄소나노튜브(Carbon nanotube, CNT)의 품질 및 수율 등과 관련한 촉매반응 연구가 지속되어 왔다. 또한 공정기술 측면에서, 연속적인 생산이 가능하며 기체-고체 접촉 효율이 좋은 유동층 공정을 적용시켜 생산성과 경제성을 확보하고자 하는 연구가 시도되었다. 최근 유동층을 이용한 메탄 직접분해 반응기술은 수소 270 kg/day, 탄소 1000 kg/day의 생산이 가능한 정도의 기술 개발이 진행되었으며, 향후 촉매 재활성화, 분리 및 재순환 기술 등이 개발되면 공정의 효율이 크게 제고될 것이다. 이에 본 총설에서는 메탄 직접 분해에 활용되는 촉매 및 유동층 메탄 열분해 기술의 최근 연구들을 고찰하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제5권3호
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• pp.179-188
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• 2007

가압경수로형 원자력발전소의 운영과정에서 발생된 폐수지내 $^{14}C$ 및 $^3H$의 분포특성을 조사하였다. $Na_2^{14}CO_3$ 표준용액을 사용한 $^{14}C$의 회수율 측정결과, 사용한 산의 종류에 관계없이, 3 N-HCl $3\;N-HNO_3,\;3\;N-H_2SO_4$, 주입한 $^{14}C$ 농도 $0.72\;Bq{\sim}460\;Bq$ 범위에서 $81%{\sim}100%$의 회수율을 나타내었다. 같은 장치를 사용하여 HTO 표준용액 증류에 의한 $^3H$의 회수율은 주입한 $^3H$ 농도 $0.60\;Bq{\sim}435\;Bq$ 범위에서 $81%{\sim}101%$ 이었다. 습식산화-산용출법에 의한 폐수지의 $^{14}C$ 및 $^3H$ 동시분리시, $3\;N-H_2SO_4$를 사용했을 때 다른 감마핵종에 의한 방해가 없었으며, $^3H$ 포집액이 섬광제와 잘 혼합되었다. 그러나 3 N-HCl을 사용했을 때 $^3H$ 포집용액에서 $^{60}Co,\;^{134}Cs,\;^{137}Cs$ 및 $^{54}Mn$ 등의 감마핵종이 검출되었다. 또한 Sample Oxidizer에 의한 $^3H$ 포집용액에서도 $^{60}Co,\;^{134}Cs,\;^{137}Cs$ 및 $^{54}Mn$ 등이 검출되었으며, $^{14}C$ 포집용액에서는 $^{134}Cs,\;^{137}Cs$이 검출되었다. 폐수지의 총 $^{14}C$ 함량중 약 70% 이상이 무기 탄소로 확인되었다. 30개 폐수지 시료중 8개 고방사능 폐수지의 $^{14}C$ 및 $^3H$의 평균농도는 각각 $19000\;Bq/g{\pm}41000\;Bq/g,\;670\;Bq/g{\pm}460\;Bq/g$이었으며 22개 저방사능폐수지에서는 각각 $4.2\;Bq/g{\pm}4.3\;Bq/g,\;6.0\;Bq/g{\pm}5.3\;Bq/g$이 검출되었다. 고방사능 폐수지의 평균 $^{14}C/^3H$비는 28로 저방사능 폐수지의 0.70에 비해 높게 나타났으며, $^{14}C$ 및 $^3H$의 농도는 서로 비례하는 경향을 보였다.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제47권3호
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• pp.349-354
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• 2009

본 연구에서는 전력연구원으로부터 공급받은 K-계열 건식흡수제를 이용하여 회분식 기포유동층 반응기에서 흡수-재생 반복실험을 통한 $H_2O$ 주입농도 및 재생온도에 따른 반응 특성을 살펴보았다. K-계열 건식흡수제는 $CO_2$ 흡수를 위한 탄산칼륨과 내마모성과 기계적 강도를 위한 지지체로 구성되어 있다. 흡수반응과 재생반응 특성을 살펴보기 위해 처음 한 시간 동안 흡수반응을 수행하고 다음 한 시간 동안 재생반응을 수행하는 과정을 3차례 반복하여 실험하였다. $H_2O$ 농도의 영향을 파악하기 위해서 흡수반응은 $70^{\circ}C$에서 $H_2O$ 농도를 7.3, 12.2, 19.7, 30.8%로 변화하여 실험을 수행하였으며 재생반응은 $N_2$ 기체를 유동화기체로 사용하여 $150^{\circ}C$에서 수행하였다. 재생온도의 영향을 파악하기 위해서는 흡수반응에서의 $H_2O$ 농도를 12.2%에 고정한 상태에서 재생온도를 150, 200, 300, $400^{\circ}C$로 변화하여 실험을 수행하였다. 수분 함량이 $1.97\;mol\;H_2O/mol\;CO_2$인 경우 흡수반응에서 흡수율이 가장 우수함을 확인하였다. 또한 재생온도가 $400^{\circ}C$에서 가장 높은 재생율을 보이는 것을 확인하였다. 재생온도가 $150^{\circ}C$에서 재생율은 대략 60% 정도였으며 실제 두개의 유동층 반응기를 가진 연속장치의 경우 부분적인 재생을 유지하면서 운전이 수행되기 때문에 재생온도는 $150^{\circ}C$ 이상이면 적절하다고 판단된다. 실제 연속운전에서는 적절한 고체순환량을 결정하는 고체이용율과 재생에너지를 결정하는 재생온도 사이에 절충점이 존재하며 본 실험에서 얻은 데이터가 연속장치의 설계와 운전에 중요한 기초자료가 될 것이다.