• 대한기계학회논문집A
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• 제21권1호
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• pp.180-187
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• 1997

A formula for estimating the elastic stiffness of TW-HDS with a uniformly tapered width from w$_{0}$ to w$_{1}$ over the length, has been analytically derived based on Euler beam theory and Castigliano's theorem. Elastic stiffnesses of the TW-HDSs designed in the same dimensional design spaces as the KOFA HDSs have been estimated from the derived formula, in addition, a sensitivity study on the elastic stiffness of the TW-HDSs has been carried out. Analysis results show that elastic stiffnesses of the TW-HDSs have been by far higher than those of the KOFA HDSs, and that, as the effects of axial and shear force on the elastic stiffness have been 0.15-0.21%, most of the elastic stiffness is attributed to the bending moment. As a result of sensitivity analysis, the elastic stiffness sensitivity at each design variable is quantified and design variables having remarkable sensitivity are identified. Among the design variables, leaf thickness is identified as that of having the most remarkable sensitivity of the elastic stiffness.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.379-384
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• 1996

Thermal-hydraulic performance has been analyzed for an advanced reactor core loaded with hexagonal fuel assemblies. Currently available CHF prediction models and data base for triangular lattice bundles have been thoroughly reviewed, and as a result the KfK-3 CHF correlation with limit CHFR of 1.235 has been determined to be most appropriate. The pressure drop model in COBRA-IV-I code has been modified for the analysis of triangular lattice rod bundles. In view of maximizing the thermal margin, the geometry of a hexagonal fuel assembly, such as rod diameter and rod pitch, has been optimized with a fixed fuel assembly cross sectional area The optimum value of the moderator-to-fuel volume ratio is estimated to lie between 0.65 to 1 with 9.5 mm rod diameter. The thermal margin of these hexagonal fuel assemblies in the AP600 core has been evaluated and compared with that of square lattice fuel assemblies such as VANTAGE-5H and KOFA. The analysis result shows that the performances of hexagonal fuel assemblies are more favorable than the square fuel assemblies in the aspect of steady-state overpower margin.

• 한국안전학회지
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• 제14권3호
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• pp.3-11
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• 1999

The atomic fuel rods between top and bottom end pieces of reactor need to be extended for high combustion rate of future-type fuel to increase the irradiation in the axial direction. For allowing axial extension of the fuel rods, the space between top and bottom end pieces should be expanded. Thus the thickness reduction of the flow plate is necessary. This study was carried out the mechanical strength test by using strain gages as a function of flow plate thickness, the existence of skirt and loading condition for the Korean Fuel Assembly(KOFA). The experimental apparatus was designed for load conditions, uniformly distributed load and displacement. Test method using whiffle tree of uniformly distributed load has been comparatively conservative. The test results were compared with those of finite element analysis and the test method on bottom end piece was established.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제43권2호
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• pp.149-158
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• 2011

Metal waste generated from the pyroprocessing of 10 MtU of spent fuel was classified by comparing the specific activity of a relevant radionuclide with the limit value of the specific activity specified in the Korean acceptance criteria for a lowand intermediate-level waste repository. A Korean Optimized Fuel Assembly design with a 17${\times}$17 array, an initial enrichment of 4.5 weight-percent, discharge burn-up of 55 GWD/MtU, and a 10-year cooling time was considered. Initially, the mass and volume of each structural component of the assembly were calculated in detail, and a source term analysis was subsequently performed using ORIGEN-S for these components. An activation cross-section library generated by the KENO-VI/ORIGEN-S module was utilized for top-end and bottom-end pieces. As a result, an Inconel grid plate, a SUS plenum spring, a SUS guide tube subpart, SUS top-end and bottom-end pieces, and an Inconel top-end leaf spring were determined to be unacceptable for the Gyeongju low- and intermediate-level waste repository, as these waste products exceeded the acceptance criteria. In contrast, a Zircaloy grid plate and guide tube can be placed in the Gyeongju repository. Non-contaminated Zircaloy cladding occupying 76% of the metal waste was found to have a lower level of specific activity than the limit value. However, Zircaloy cladding contaminated by fission products and actinides during the decladding process of pyroprocessing was revealed to have 52 and 2 times higher specific activity levels than the limit values for alpha and $^{90}Sr$, respectively. Finally, it was found that 88.7% of the metal waste from the 17${\times}$17 Korean Optimized Fuel Assembly design should be disposed of in a deep geological repository. Therefore, it can be summarized that separation technology with a higher decontamination factor for transuranics and strontium should be developed for the efficient management of metal waste resulting from pyroprocessing.

• 방사성폐기물학회지
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• 제8권4호
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• pp.347-353
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• 2010

사용후핵연료를 파이로 건식처리하면 사용후핵연료 자체 내에 존재하는 세슘, 스트론튬, 초우라늄 계열 등이 중간저장 되어 영구처분 방사선원항에서 제외되므로 사용후핵연료집합체를 구성하는 구조재, 즉 금속폐기물의 방사선원항이 중요해지게 된다. 따라서 본 연구에서는 $17{\times}17$ KOFA 사용후핵연료 10 톤이 파이로 건식처리 되었을 경우를 가정하여 각 구조재 부품별로 방사선원항 특성을 분석하였다. 우선 구조재 부품별로 질량 및 부피를 상세히 계산하였다. 핵연료 상단 및 하단 고정체에서의 중성자스펙트럼이 노심과 다르므로 각 구조재 부품별로 핵반응단면적라이브러리를 KENO-VI/ORIGEN-S 모듈로 직접 생산하였으며, 이를 적용하여 ORIGEN-S 코드로 방사화 방사선원항을 평가하였다. 평가결과 원자로 방출후 10 년 시점에서의 방사능세기, 붕괴열, 위해지수 값은 각각 $1.40{\times}10^{15}$ Bequerels, 236 Watts, $4.34{\times}10^9m^3$-water 로 나타났으며, 이는 사용후핵연료 자체 값의 0.7 %, 1.1 %, 0.1 %에 해당하는 값이다. 방사능세기, 붕괴열, 위해지수 모든 측면에서는 금속폐기물 전체물량의 1 %만을 차지하는 인코넬 718 그리드판이 가장 중요한 것으로 평가되었으며, 특히 이를 따로 분리하여 관리하면 금속폐기물 전체 방사능세기를 20~45 % 정도, 위해지수를 30~45 % 정도 감소시킬 수 있는 것으로 나타났다. 전체적으로 볼 때, 금속폐기물의 방사능세기 및 위해지수는 처분시스템 설계 시 중요한 인자로 고려되어야 하나, 붕괴열은 그 열량이 작아 중요하지 않은 것으로 나타났다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제21권8호
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• pp.1276-1290
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• 1997

The previous elastic stiffness formulas of leaf type holddown spring assemblies(HDSs) have been corrected and extended to be able to consider the point of taper runout for the TT-HDS and all the strain energies for both the TT-HDS and the TW-HDS based on Euler beam theory and Castigliano'stheorem. The elastic stiffness sensitivity of the leaf type holddown spring assemblies was analyzed using the derived elastic stiffness formulas and their gradient vectors obtained from the mid-point formula. As a result of the sensitivity analysis, the elastic stiffness sensitivity at each design variable is quantified and design variables having remarkable sensitivity are identified. Among the design variables, leaf thickness is identified as that of having the most remarkable sensitivity of the elastic stiffness. In addition, it was found that the sensitivity of the leaf type HDS's elastic stiffness is exponentially correlated to the leaf thickness.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권2호
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• pp.197-204
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• 1994

원자로운전정지시 사용되는 제어봉집합체는 제어봉구동장치에서 분리되어 핵연료집합체의 안내관으로 자유낙하한다. 이 제어봉집합체의 주요변수로는 낙하시간과 충격속도가 있는데, 낙하시간은 원자로 안전정지와 관계가 있으며, 충격속도는 핵연료집합체의 건전성과 관계가 있다. 따라서, 제어봉 낙하시간과 충격속도의 적절한 결정은 제어봉집합체와 핵연료집합체의 설계에 매우 중요하다. 제어봉집합체는 낙하도중 유체저항이나 마찰력 및 부력과 같은 여러 힘들에 의해 낙하시간이 감소하게 되는데, 이러한 여러가지 힘의 복잡한 결합으로 인해 낙하시간과 충격속도를 해석적으로 유추하는 것은 매우 어렵다. 본 논문에서는 국산핵연료집합체에 적용되는 해석적인 방정식을 포함하고 있는 프로그램을 개발하였고, 이 프로그램을 단일제어봉 낙하시험과 비교하였다. 비교결과 시험 및 해석결과가 잘일치하고 있음으로써 개발된 프로그램의 검증을 확인할 수 있었고, 따라서 이 프로그램이 제어봉및 안내관의 설계변경시 매우 유용하게 사용할 수 있게 되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권4호
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• pp.518-531
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• 1995

단일수로 해석 모형을 다수로 해석 모형으로 대체할 경우 얻을 수 있는 열적 여유도 향상에 대한 연구를 수행하였다. 이를 위하여 17$\times$17 국산핵 연료 장전 노심에 적용할 수 있는 새로운 임계열속 상관식을 개발하였으며, 여기에 사용된 부수로 국부 조건은 다수로 해석 코드인 TORC로 계산하였다. 그리고, 고온부구로 DNBR 분석을 위하여 전 노심에 대한 단일단계 해석 모형을 개발하였다. 분석 결과 다수로 해석 모형인 TORC/KRB-1 체제를 사용할 경우 단일수로 해석 모형인 PUMA/ERB-2 체제에 비하여 약 5% 이상의 열적 여유도를 회복할 수 있는 것으로 나타났다. 이러한 열적 여유도의 증가는 두 코드간의 고온부수로 국부조건 예측 성능 차이와 임계열속 상관식의 특성 차이에서 기인한 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권3호
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• pp.337-344
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• 1994

가압경수형 원자로의 노심장전모형 선정시 제약이 되는 집합체첨두 $F_{{\Delta}H}$$^{N}$ 을 감소시키기 위하여 다중농축도 개념을 적용하여 핵연료봉의 집합체내 출력분포를 평탄화함으로써 첨두봉출력을 감소시키는 방안에 대하여 연구하였다. 다중농축도 핵연료집합체란 기존 집합체의 단일 농축도핵연료봉을 이중농축도 핵연료봉으로 대체한 집합체를 말한다. 농축도의 차이를 변화시켜가며 적절한 배치에 의하여 핵연료봉의 집합체내 배치모형을 최적화 하였고, 이러한 다중농축도 핵연료 집합체에서 첨두봉출력의 감소를 가장 크게하는 농축도의 차이는 약 0.3~0.4w/o 일때가 가장 적절한 것으로 밝혀졌다. 다중농축도 핵연료 집합체의 노심에서의 효과를 알아보기 위하여 고리 4호기를 대상으로 8주기에서 평형주기까지 계산을 수행하였으며 그 결과 약 1.5%의 $F_{{\Delta}H}$$^{N}$ 감소효과를 얻을 수 있었다.