• Nuclear Engineering and Technology
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• 제16권3호
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• pp.169-179
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• 1984

FIPREL 전산코드를 사용하여 원자로 냉각수 내의 핵분열 생성물에 의한 방사능을 분석함으로써 PWR의 운전시에 발생하는 핵연료 피복관 파손을 평가할 수 있는 효과적인 절차를 모색하였다. 이 코드를 이용하여 핵연료의 농축도, 연소도, 가동온도 및 갭유출계수의 크기로 정량화되는 실제적 파손 크기등의 물리적 파라미터에 대해서 핵분열 생성물의 방사능이 나타내는 민감도에 대한 방대한 계산을 실시하였으며 그 결과는 PROFIP방법에 의한 것과 대체적으로 일치한다. 노출 우라늄이 존재하는 경우에는 옥소보다도 화학적으로 더 안정된 핵종간의 방사능비에 근거하여 반복계산을 실시함으로써 파손된 핵연료 봉에서 유출된 방사능만을 분리해 낸다. 개발된 전산코드로 파손 핵연료봉의 선형출력 밀도, 갯수, 실제적 파손 크기 및 노출우라늄의 질량등을 계산할 수 있다. 고리 1호기의 4주기에 걸친 운전 경험을 이 모텔에 의해 분석한 결과에 의하면 본 모델은 원자력발전소 정상운전시 핵연료봉의 상태를 감시·평가하는데 아주 적합한 것으로 판명되었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제19권1호
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• pp.51-58
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• 2021

Chemical decontamination of primary systems in a nuclear power plant (NPP) prior to commencing the main decommissioning activities is required to reduce radiation exposure during its process. The entire process is repeated until the desired decontamination factor is obtained. To achieve improved decontamination factors over a shorter time with fewer cycles, the appropriate flow characteristics are required. In addition, to prepare an operating procedure that is adaptable to various conditions and situations, the transient analysis results would be required for operator action and system impact assessment. In this study, the flow characteristics in the steady-state and transient conditions for the chemical decontamination operations of the Kori-1 NPP were analyzed and compared via the MARS-KS code simulation. Loss of residual heat removal (RHR) and steam generator tube rupture (SGTR) simulations were conducted for the postulated abnormal events. Loss of RHR results showed the reactor coolant system (RCS) temperature increase, which can damage the reactor coolant pump (RCP)s by its cavitation. The SGTR results indicated a void formation in the RCS interior by the decrease in pressurizer (PZR) pressure, which can cause surface exposure and tripping of the RCPs unless proper actions are taken before the required pressure limit is achieved.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제13권1호
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• pp.22-35
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• 1981

우리나라의 장기 우라늄 원광누적 소요량을 원자력 발전 계획모형, 원자로형 투입 방안 및 가능 핵주기에 따라 추정하였다. 투입 가능 모형은 가압경수로, 중수로 및 고속증식로로 선정하였으며, 가능 대체 핵주기로서는 가압경수로의 경우에, U자체 재순환 주기, U 및 Pu 자체 재순환 주기, 연소도 증가에 의한 개량 핵주기를 고려하였다. 또 U 자체 재순환이 가능한 경우에 대해서, 재처리 후 저장된 핵분열성 Pu 누적량을 계산하였으며, 이에 따라 고속증식로의 도입가능시기를 추정하였다. 우라늄 원광 누적 소요량의 최대치는 전세계 우라늄 원광 소요량의 약 4∼5%를 차지할 것으로 추정되었으며, 원자력 발전 계획 모형 상한의 경우에는 U 자체 재순환이 1990년부터 이루어질때, 2000년까지 1200MWe급 고속증식로 2기가 도입가능할 것으로 추정되었다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제26권12호
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• pp.2581-2589
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• 2002

In this research, fretting tests were conducted in air to investigate the wear characteristics of fuel cladding materials with the fretting parameters such as normal load, slip amplitude, frequency and the number of cycles. A high frequency fretting wear tester was designed for this experiment by KAERI. After the experiments, the wear volume and the shape of wear contour were measured by the surface roughness tester. Tribologically transformed structures(TTS) were analysed by means of optical and scanning electron microscopes to identify the main wear mechanisms. The results of this study showed that the wear volume were increased with increasing slip amplitude, and the shape of wear contour was transformed V-type to W-type. Also, it was found that the critical slip amplitude was 168${\mu}{\textrm}{m}$. These phenomena mean that wear mechanism transformed partial slip to gross slip to accelerate wear volume. The wear depth increased with an increase of friction coefficient due to increase of normal load and frequency. The fretting wear mechanisms were believed that, after adhesion and surface plastic deformation occurred by relative sliding motion on the contact between two specimens, TTS creation was induced by surface strain hardening and wear debris were detached from the contact surface which were produced by the micro crack propagation and creation.

• 방사성폐기물학회지
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• 제5권4호
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• pp.339-350
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• 2007

전세계 주요 원자력선진국들의 사용후핵연료 처리에 대한 기술 및 정책현황을 알아보고 향후 우리나라의 연구방향을 제시해 보았다. 재처리 정책을 가진 소위 핵연료주기 국가들은 최근 선진핵 연료주기기술에 기초한 새로운 사용후핵 연료 관리정책을 발표하였다. 그 정책은 사용후핵연료 내에 함유된 우라늄 또는 초우란 원소들을 재순환하고 고독성의 방사성 물질 및 장반감기를 가진 물질들을 소멸하거나 단반감기 원소로 변환하는데 초점을 맞추고 있다. 이러한 정책은 원자력의 자원 활용성을 높일 뿐만 아니라, 영구 처분할 고준위폐기물의 양을 감소시켜 궁극적으로 원자력의 지속가능성을 높여 준다. PUREX 방법에 기초한 습식재처리를 우선순위로 선택한 대부분의 국가들은 이 습식방법이 건식방법에 비해 실용화에 앞서 있음을 그 선택 의 근거로 든다. 그러나 습식방법은 건식에 비해 핵확산저항성 측면에서 더욱 민감하다. 왜냐하면 이 습식방법은 약간의 공정수정에 의해 순수 플루토늄을 회수 할 수 있기 때문이다. 반면에 아직까지 실용화 단계까지는 도달해 있지 않지만 고온 용융염을 사용하는 Pyroprocess와 같은 건식처리 방법은 순수한 플루토늄을 회수 할 수 없어서 핵비확산성 측면에서 유리하며, 제4세대 원자로로 고려되는 고속로의 핵연료주기 등에도 여러 가지 이점을 가지고 있다. 따라서 우리나라의 경우 현재 이 Pyroprocess에 대한 연구가 활발히 진행되고 있다.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제52권3호
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• pp.279-288
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• 2014

원자력발전은 국가의 안정적인 에너지 공급원 및 저탄소 발생 에너지원으로써 기능을 해왔으나, 원자력발전에 필수적으로 발생하는 사용후핵연료 축적이라는 큰 숙제를 안고 있다. 이를 해결하기 위한 방법 중의 하나가 파이로프로세싱과 소듐냉각고속로를 연계한 사용후핵연료의 재활용이다. 용융염 전해공정을 이용하는 파이로프로세싱은 사용후핵연료에 존재하는 장 반감기 고독성 원소와 고방열 핵종을 분리하여 고준위 폐기물을 줄이면서도 고속로의 원료물질을 공급하고, 소듐냉각고속로에서는 이를 이용하여 전력을 생산한 후 다시 그 사용후핵연료를 파이로프로세싱에서 원료물질로 가공하는 개념이다. 파이로프로세싱의 전단부에 해당하는 전해환원 공정은 산화물 형태의 사용후핵연료를 금속으로 전환시켜 후속 공정인 전해정련공정에 금속을 공급하는 역할을 한다. 파이로프로세싱을 위한 전해환원 공정의 상용화를 위해서는 고용량, 고효율의 시스템 개발이 요구되므로 양극과 음극에서 공정 속도의 영향을 미치는 인자를 연구하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.185-190
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• 1996

RFSP is a computer program to do fuel management calculations for CANDU reactors. Its main function is to calculate neutron flux and power distributions using two-energy-group, three dimensional neutron diffusion theory. However, up to now the treatment has not been true two-group but actually "one-and-half groups". In other words, the previous (1.5-group) version of RFSP lumps the fast fission term into the thermal fission term. This is based on the POWDERPUFS-V Westcott convention. Also, there is no up-scattering term or bundle power over cell flux (H1 factor) for the fast group. While POWDERPUFS-V provides only 1.5 group properties, true two-group cross sections for the design and analysis of CAUDU reactors can be obtained from WIMS-AECL. To treat the full two-group properties, the previous RFSP version was modified by adding the fast fission, up-scatter terms, and H1 factor. This two-group version of RFSP is a convenient tool to accept lattice properties from any advanced lattice code (e.g. WIMS-AECL DRAGON, HELIOS...) and to apply to advanced fuel cycles. In this study, the modification to implement the true two-group treatment was performed only in the subroutines of the ＊SIMULATE module of RFSP. This module is the appropriate one to modify first, since it is used for the tracking of reactor operating histories. The modified two-group RFSP was evaluated with true two-group cross sections from WIMS-AECL. Some tests were performed to verify the modified two-group RFSP and to evaluate the effects of fast fission and up-scatter for three core conditions and four cases corresponding to each condition. The comparisons show that the two-group results are quite reasonable and serve as a verification of the modifications made to RFSP. To assess the long-term impact of the full 2-group treatment, it is necessary to simulate a long period (several months) of reactor history. It will also be necessary to implement the full two-group treatment of reactivity devices and assess the reactivity-device worths.ce worths.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권1호
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• pp.15-28
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• 2019

고리 1호기는 원전해체 계획에 따라 영구정지 이후 가능한 한 빠른 시일 내에 원자로냉각재계통의 화학제염을 수행할 계획으로, 계통제염 기술 확보를 위해 한수원에서는 2014년부터 '원전 해체설계를 위한 냉각재계통 및 기기제염 상용기술개발' 연구과제를 통해 화학제염기술을 개발하고 있다. 본 연구를 위해 Lab. 규모 계통제염 공정장치를 제작하였으며, 계통제염 대상의 주요재료인 STS304, 316, 410, Alloy600, SA508을 사용하여 화학제염 공정실험을 수행하였다. 화학제염 공정실험의 목적은 산화-환원공정의 최적시간, 최적제염제 및 공정횟수를 도출하기 위함이다. 화학제염 공정실험은 과망간산-옥살산 기반의 단위공정 및 연속공정 실험, 과망간산+질산-옥살산 기반의 연속공정 실험으로 나누어 수행하였다. 그 결과 단위공정실험을 통해 최적공정 시간인 산화공정 5시간, 환원공정 4시간을 도출하였으며, 연속공정실험을 통해 최적제염제와 공정횟수를 도출하였다. 최적제염제는 산화제의 경우 $200mg{\cdot}L^{-1}$ 과망간산 + $200mg{\cdot}L^{-1}$ 질산이고, 환원제는 $2000mg{\cdot}L^{-1}$ 옥살산이며, 공정횟수는 STS304와 SA508의 경우 2 cycle, Alloy600의 경우 3 cycle 이상 수행하는 것이 적절할 것으로 평가되었다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제40권10호
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• pp.673-679
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• 2016

초임계 이산화탄소 사이클은 소형화 및 효율 향상에 대한 잠재력 때문에 최근 관심이 증가하고 있으며, 원자력, 태양열(CSP) 및 화력 발전 분야에서 활발히 연구되고 있다. 이와 관련하여, 본 논문에서는 한국에너지기술연구원(KIER)의 초임계 이산화탄소 동력 사이클 연구 내용과 현황을 소개하였다. 1 단계 연구에서는 단순 초임계 브레이튼 사이클 실험 루프를 제작 및 시운전 하였으며, 현재 진행중인 2 단계 연구에서는 두개의 터빈과 두개의 재생기를 갖는 초임계 이중(dual) 브레이튼 사이클을 설계 및 제작하고 있다. 최적 설계를 위한 초임계 이중 브레이튼 사이클 모델링 및 시뮬레이션 결과, 본 연구에서 고려한 조건하에서, 사이클의 순출력을 극대화시키는 설계 변수가 존재함을 확인하였다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제39권10호
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• pp.787-793
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• 2015

초임계 이산화탄소($S-CO_2$) 사이클은 소형화된 터보기계 및 열교환기를 통해서 작은 공간에서도 높은 열효율로 전력을 생산할 수 있는 잠재력을 가진 것으로 평가되고 있으며, 최근 이에 대한 관심이 증가하고 있다. 원자력 및 태양열(CSP) 분야에서 $S-CO_2$ 사이클에 대한 연구 결과가 다수 소개되어 온 반면, 폐열 분야에 대한 연구 결과는 상대적으로 많지 않다. 본 연구에서는 폐열 회수 응용 분야에 있어서, 예열에 의한 $S-CO_2$ 사이클의 성능 향상 가능성을 살피기 위하여, 재생 $S-CO_2$ 브레이튼 사이클과 예열기를 갖는 재생 $S-CO_2$ 브레이튼 사이클을 모델링하고 시뮬레이션 하였다. 시뮬레이션 결과, 순출력을 극대화시키는 최적 $CO_2$ 분기율이 존재함을 확인하였다. 본 연구의 시뮬레이션 조건 하에서, 예열기에 의한 순출력 향상은 약 16-26%로 계산되었다.