The change in the design-basis refueling strategy caused by the unexpected nuclear fuel failures may result in discharging intact fuel assemblies which were irradiated in the positions symmetric to the failed ones in addition to the failed ones in order to maintain the symmetric power shape in the reactor core. In this work an attempt is made to reuse the intact fuel assemblies which were discharged before reaching the design turnup in the above-described situation so as to improve the fuel utilization. The TDCORE code is used to estimate the flux and power distribution, and the RELOAD-II code for searching the optimal loading pattern with the minimum assembly radial power peaking factor. For the case of the Ko-ri unit 1, its third cycle turnup could be extended to 11,648 MWD/MTU by reusing the four low-burned fuel assemblies removed at the end of the first cycle, and then the loading pattern is searched to the equilibrium cycle.
Park, Geun-Il;Lee, Jae-Won;Lee, Jung-Won;Lee, Young-Woo;Song, Kee-Chan
Nuclear Engineering and Technology
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v.40
no.3
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pp.191-198
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2008
The influence of fission products' contents on the DUPIC fuel powder and pellet properties was experimentally evaluated using SIMFUEL as a surrogate for actual spent PWR fuel due to the high radioactivity of spent fuel. Pure $UO_2$ and SIMFUEL pellets with fission products equivalent to a burn-up of 35,000 MWd/tU and 60,000 MWd/tU were used as impurities in this study. The specific surface area of the powder milled after the OREOX treatment increased and resulted in sintered pellets with a theoretical density (TD) higher than 95%, regardless of the impurity contents. However, the grain size of the sintered pellets decreased with the increasing impurity contents. As a result of the dissolved oxides in $UO_2$ from the impurity groups, the specific surface area of the OREOX powder increased with an increase of the impurities. The grain size of the sintered pellets was significantly decreased by the metallic and oxide precipitates.
Purpose: To investigate the effect of treadmill training applied simultaneously with gait related action observation on walking ability in chronic stroke patients. Methods: Sixteen chronic stroke patients participated in this study. Participants were randomly allocated into either the treadmill applied simultaneously with action observation training group (TAG) or treadmill applied simultaneously with landscape observation training group (TLG). The participants in both group underwent treadmill training for four weeks (a total of twelve minute, once a day, three times weekly for a four week period). All participants were measured to gait speed (10 m walking test, 10 MWT), gait endurance (6 minute walk distance, 6 MWD), dynamic gait index (DGI). In order to assure the statistical significance of the results, we used for SPSS 15.0 for windows. The Wilcoxon signed ranks test was used to compare pre-test and post-test result, and the Mann-Whitney U-test was employed for comparison between groups. Results: The 10 MWT, 6 MWD, DGI was significantly different between the TAG and the TLG group. Conclusion: According the results of this study, treadmill applied simultaneously with action observation (TAG) is effective intervention for improvement of walking ability in chronic stroke patient.
Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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1996.05a
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pp.219-224
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1996
노심설계에서 현재 사용되는 일체형 가연성 흡수봉인 Gd, ZrB$_2$ 그리고 Er의 한국표준형 원전 노심 설계에의 타당성을 노심 F$\Delta$H 제어, 저누출 장전모형 설계, 농축도/주기길이 그리고 주기말의 잔존 페널티 등의 측면에서 분석하였다. 초기노심의 경우는 영광 3호기 1주기 장전모형에 동일 연료집합체를 사용한 Gd/ZrB$_2$/Er의 경우와 ZrB$_2$/Er 최적장전모형에 동일 연료집합체를 사용한 경우에 대하여 분석하였다. 평형노심은 Gd/ZrB$_2$/Er 모두 동일한 장전모형을 사용한 18개월 주기길이의 노심에 대하여 동일한 농축도에서의 주기길이차이와 동등 주기길이를 내는데 필요한 농축도 요구량에 대하여 분석하였다. 초기노심 평형노심 모두 F$\Delta$H 제어에는 ZrB$_2$/Er가 Gd보다 유리하였으며, 저누출 장전모형의 설계에도 ZrB$_2$와 Er가 Gd보다 유리하였다. 평형노심에서 동일한 주기길이를 내는데 요구되는 농축도는 ZrB$_2$에 비하여 Er는 0.182 w/o Gd는 0.063 w/o 높게 나타났으며 동일 농축도를 사용할 경우 주기길이는 ZrB$_2$에 비하여 Gd는 165 MWD/MTU 그리고 Er은 575 MWD/MTU가 짧게 나타났다. 따라서, F$\Delta$H 제어와 저누출 장전모형은 설계에는 ZrB$_2$와 Er가 Gd보다 유리하였으나 Er의 경우 주기말에서의 잔존 페널티가 매우 크다는 단점이 있다.
Kim, S.K.;Ko, W.I.;Kim, H.D.;Chung, Yang-Hon;Bang, Sung-Sig;Revankar, Shripad T.
Nuclear Engineering and Technology
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v.43
no.2
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pp.141-148
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2011
This paper presents the quantitative analysis results of research on the burnup effect on the nuclear fuel cycle cost of BeO-$UO_2$ fuel. As a result of this analysis, if the burnup is 60 MWD/kg, which is the limit under South Korean regulations, the nuclear fuel cycle cost is 4.47 mills/kWh at 4.8wt% of Be content for the BeO-$UO_2$ fuel. It is, however, reduced to 3.70 mills/kWh at 5.4wt% of Be content if the burnup is 75MWD/kg. Therefore, it seems very advantageous, in terms of the economic aspect, to develop BeO-$UO_2$ fuel, which does not have any technical problem with its safety and is a high burnup & long life cycle nuclear fuel.
Ha, Yeong-Keong;Han, Sun-Ho;Kim, Hyun-Gyum;Kim, Won-Ho;Jee, Kwang-Yong
Nuclear Engineering and Technology
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v.40
no.4
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pp.311-318
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2008
In modem power reactors, nuclear fuels have recently reached 55,000 MWd/MtU from the initial average burnup of 35,000 MWd/MtU to reduce the fuel cycle cost and waste volume. At such high burnups, a fuel pellet produces fission products proportional to the burnup and creates a typical high burnup structure around the periphery region of the pellet, producing the so called 'rim effect'. This rim region of a highly burnt fuel is known to be ca. $200\;{\mu}m$ in width and is known to affect the fuel integrity. To characterize the local burnup in the rim region, solid sampling in the micro meter region by laser ablation is needed so that the distribution of isotopes can be determined by ICP-MS. For this procedure, special radiation shielding is required for personnel safety. In this study, we installed a radiation shielded laser ablation ICP-MS system, and a performance test of the developed system was conducted to evaluate the safe operation of instruments.
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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v.20
no.4
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pp.501-510
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2022
The nuclear criticality analyses considering burnup credit were performed for a spent nuclear fuel (SNF) disposal cell consisting of bentonite buffer and two different types of SNF disposal canister: the KBS-3 canister and small standardized transportation, aging and disposal (STAD) canister. Firstly, the KBS-3 & STAD canister containing four SNFs of the initial enrichment of 4.0wt% 235U and discharge burnup of 45,000 MWD/MTU were modelled. The keff values for the cooling times of 40, 50, and 60 years of SNFs were calculated to be 0.79108, 0.78803, and 0.78484 & 0.76149, 0.75683, and 0.75444, respectively. Secondly, the KBS-3 & STAD canister with four SNFs of 4.5wt% and 55,000 MWD/MTU were modelled. The keff values for the cooling times of 40, 50, and 60 years were 0.78067, 0.77581, and 0.77335 & 0.75024, 0.74647, and 0.74420, respectively. Therefore, all cases met the performance criterion with respect to the keff value, 0.95. The STAD canister had the lower keff values than KBS-3. The neutron absorber plates in the STAD canister significantly affected the reduction in keff values although the distance among the SNFs in the STAD canister was considerably shorter than that in the KBS-3 canister.
Spent fuel behavior of dry storage was simulated in a continuous state from steady-state operation by modifying FRAPCON-4.0 to incorporate spent fuel-specific fuel behavior models. Spent fuel behavior of a typical PWR was compared with that of NuScale Power Module (NPMTM). Current PWR discharge burnup (60 MWd/kgU) gives a sufficient margin to the hoop stress limit of 90 MPa. Most hydrogen precipitation occurs in the first 50 years of dry storage, thereby no extra phenomenological safety factor is identified for extended dry storage up to 100 years. Regulation for spent fuel management can be significantly alleviated for LWR-based SMRs. Hydride embrittlement safety criterion is irrelevant to NuScale spent fuels; they have sufficiently lower plenum pressure and hydrogen contents compared to those of PWRs. Cladding creep out during dry storage reduces the subchannel area with burnup. The most deformed cladding outer diameter after 100 years of dry storage is found to be 9.64 mm for discharge burnup of 70 MWd/kgU. It may deteriorate heat transfer of dry storage by increasing flow resistance and decreasing the view factor of radiative heat transfer. Self-regulated by decreasing rod internal pressure with opening gap, cladding creep out closely reaches the saturated point after ~50 years of dry storage.
A general scheme of a rubber structure is proposed. Using the thermomechanical method(TMA), some changes in the molecular and topological structures for uncured and cured, and unfilled and filled rubbers during processing are shown. In our investigations as region it is understood a complex structure, which is expressed at the thermomechanical curve(TMC) as a zone differed from others in thermal expansion properties. This zone is between the noticed temperatures of relaxation transitions, usually on the level like those determined by DMTA at 1Hz. These regions, which shares, are not stable, and differ in molecular-weight distribution(MWD) of chain fragments between the junctions. Differences in dynamics of the formation of the molecular and topological structures of a vulcanizate are dependent on the rubber formulation, mixing technology and curing time. Some of characteristics of these regions correlate with mechanical properties of vulcanizates what is shown for NR rubbers containing ENR or CPE as a polymeric additive. It is well known that the state of order influences diffusivity of low-molecular substances into the polymer matrix. Because of this, the two topological amorphous regions should influence the distribution of the ingredients and resulting in rubber compounds' heterogeneity, and related properties of cured rubber. Investigation of this problem is expected to be, in the future, one of the essential factors in determining further improvement of polymeric materials properties by compounding with additives and in reprocessing of rubber scrap.
Lim, Yeonjung;Lee, Haejung;Kim, Do Hyung;Kim, Yeong Dae
Journal of Korean Academy of Nursing
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v.50
no.1
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pp.66-80
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2020
Purpose: This study aims to examine the effects of nursing interventions based on the Extended Theory of Planned Behavior (ETPB) regarding self-efficacy for exercise (SEE), physical activity (PA), physical function (PF), and quality of life (QOL) in patients with lung cancer who have undergone pulmonary resection. Methods: This quasi-experimental study was conducted between July 2015 and June 2018 in two university-affiliated hospitals. The intervention included pre-operative patient education, goal setting (action and coping planning), and feedback (behavior intention and perceived behavioral control). The intervention group (IG) (n=51) received nursing interventions from the day before surgery to 12 months after lung resection, while the comparison group (CG) (n=36) received usual care. SEE, PA, PF (dyspnea, functional status, and 6-minute walking distance [6MWD]), and QOL were measured before surgery and at one, three, six, and 12 months after surgery. Data were analyzed using the χ2 test, Fisher's exact test, Mann-Whitney U test, t-test, and generalized estimation equations (GEE). Results: There were significant differences between the two groups regarding SEE (χ2=13.53, p=.009), PA (χ2=9.51, p=.049), functional status (χ2=10.55, p=.032), and 6MWD (χ2=15.62, p=.004). Although there were no time or group effects, the QOL mental component (Z=-2.78, p=.005) of the IG was higher than that of the CG one month after surgery. Interventions did not affect dyspnea or the QOL physical component. Conclusion: The intervention of this study was effective in improving SEE, PA, functional status, and 6MWD of lung cancer patients after lung resection. Further extended investigations that utilize ETPB are warranted to confirm these results.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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