• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2013년도 제45회 하계 정기학술대회 초록집
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• pp.311.2-311.2
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• 2013

Transmutation characteristics of minor actinides in a transmutation reactor based on a Low Aspect Ratio (LAR) tokamak are investigated. One-dimensional neutron transport and burn-up calculation coupled with the tokamak systems analysis were performed to find the optimal system parameters. The dependence of the transmutation characteristics such as neutron multiplication factor, produced power and transmutation rate on an aspect ratio A in the range of 1.5 to 2.0 was investigated. By adding Pu239 in the transmutation blanket as a neutron multiplication material, it was shown that the one unit of the transmutation reactor based on the LAR tokamak producing fusion power of 150 MWth can destroy the minor actinides contained in the spent fuels produced from more than 19 units of l GWe PWRs with production of the power being in the range of 0.9 - 3.4 GWth.

• 한국표면공학회지
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• 제34권4호
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• pp.289-296
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• 2001

Ni-P electroformed layers were investigated for developing a steam generator tube repair technology in PWRs. The effects of an additive, RPP (Reagent over Pitting Protection) and agitation on mechanical properties and microstructure of the layer were evaluated. The addition of the RPP showed to inhibit the formation of pores, to refine the grain size, and to increase the residual stress in the layer. However, the agitation of the solution during electroforming was observed to increase pores in local regions of the electroformed layer, resulting in decreasing its mechanical properties. The heat treatment of the layer at $343^{\circ}C$ for 1 hr. precipitated the very fine particles of Ni3P in the layer, which inhibited grain growth and increased microhardness.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권11호
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• pp.3741-3758
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• 2021

Outcomes of the FALCON code analysis-related part of the STARS-ENSI Service Project on Evaluation of the new U.S.NRC RIA Fuel Safety Criteria and Application to the Swiss Reactors are presented. Substantial conservatism of the updated safety limits for high-temperature and PCMI cladding failure, as proposed in the NRC Regulatory Guide RG 1.236, is confirmed. Applicability of the updated failure limits to fuel safety analysis in the Swiss PWRs, as applied to standard fuel designs using UO2 fuel pellets and SRA Zry-4 as cladding materials is discussed. Conducting of new integral RIA tests with irradiated samples using doped- and gadolinia fuel pellets to support appropriate fuel safety criteria for RIA events is recommended.

• 부식과 방식
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• 제12권1호
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• pp.1-11
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• 2013

Alloy 600 재료의 PWSCC의 개념을 소개하고 그 발생과 전파에 미치는 미세조직, 온도, 응력, 수화학 환경등의 주요인자를 정리하였다. ◯ PWSCC란 니켈 기지 합금인 Alloy 600와 그 용접재인 Alloy 82/182 재료가 원자로 1차수 환경에서 보이는 응력부식균열을 의미한다. ◯ Alloy 600의 PWSCC에 미치는 주요 인자에는 재료의 미세조직, 응력, 온도, 환경등이 있으며 그 중에서 재료의 미세조직이 가장 지배적인 인자이다. ◯ 재료내의 탄화물은 탄소 함량과 열처리 조건에 따라 달리 형성되며 입계를 따라 준연속적으로 잘 발달된 입계탄화물을 가지는 재료가 PWSCC에 저항성을 가진다. ◯ 손상속도는 부가 응력의 네 제곱에 비례하여 증가하는 것으로 알려져 있다. ◯ PWSCC는 Arrhenius 관계의 열활성화 과정(thermally activated process)이다. ◯ 용존수소량에 따라 재료의 부식전위가 정해지는데 전극전위가 Ni/NiO 평형전위 부근에서 가장 큰 균열 성장 민감도를 보인다는 데는 연구자들 사이에 이견이 없다. 그러나 균열의 개시에 대한 용존수소량의 영향에 대해서는 이견이 있다.

• 부식과 방식
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• 제12권1호
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• pp.12-23
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• 2013

원자력 발전소 주요 부품에 사용되는 Alloy 600의 PWSCC 개시와 전파기구를 살펴보고 그 억제 기술을 소개하였다. ○ 균열은 경화된 표면 산화층이 깨질 경우, 입계부식, 공식(pitting), 열처리 또는 물속에 노출되었을 때 일어나는 선택부식(selective corrosion), MnS등 게재물의 용출등에 의해 시작된다. ○ 균열의 전파는 '느린 성장'과 '빠른 성장'으로 구별해 볼 수 있는데 빠른 균열성장은 균열 선단에서의 응력확대 계수(K_I)가 균열이 전파하는 임계값(K_Iscc)을 넘는 경우에 일어난다. ○ Slip Dissolution/Film Rupture Model, Enhanced surface mobility model, Hydrogen assisted creep rupture, Internal oxidation 등의 모델이 제시되어 있으며 Internal oxidation 모델이 여러 실험자료로 잘 뒷 받침되고 있다. ○ PWSCC 억제 방안으로는 부식환경과의 격리 및 보수용접이 대표적이며 부품의 교체를 통한 안전 확보의 방안도 있다. 수소량 조절을 통한 억제 방안도 제시되어 있다. ○ Alloy 600 PWSCC열화 관리 전략프로그램은 결함 발생 가능성이 높은 부위 선정, 우선 순위에 따른 계획적인 검사, 결함이 발견될 경우 완화조치를 취하거나 필요시 교체/보수를 실시하고 그 운영프로그램을 지속적으로 갱신관리하는 방안으로 유지되어야 한다.

• 대한한의진단학회지
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• 제12권1호
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• pp.42-62
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• 2008

연구배경과 목적: 지첨용적맥파는 광학기술을 이용하여 손가락 끝에서 혈액용적의 변화를 측정하여 맥파를 검출하는 기술로서, 지첨용적맥파에 대한 시간영역 파형분석을 통해 혈관의 노화정도를 파악할 수 있음은 이미 잘 알려진 사실이다. 이에 본 연구자는 시간영역 파형분석을 통해 혈관노화지표를 얻을 수 있다면, 주파수영역분석법을 통해서도 혈관노화지표를 얻을 수 있을 것으로 가정하였다. 본 연구에서는 주파수영역에서 혈관노화지표를 찾기 위해 건강한 성인들을 대상으로 지첨용적맥파를 측정하고 주파수영역에서 분석하여 고조파가 혈관노화 지표로서 활용될 수 있는가 여부를 결정하고자 한다. 연구방법: 건강인 390명(남자 174명과 여자 216명)을 대상으로 안정 후 앙와위에서 30초 동안 지첨용적맥파를 검출하였다. 검출한 맥파신호에서 기저선이 비교적 안정된 5-6개의 맥파주기를 선택하여 시간영역 파형분석을 통해 얻어지는 혈관노화지표인 승각시간, 경화지수, 반사지수, 가속도맥파를 구하였다. 주파수영역분석을 위해서는 빠른 퓨리에변환(FFT)를 실시하여 고조파 성분을 추출하였다. 특정점 검출을 위해서는 AcqKnowledge software의 peak detector 기능을 이용하였다. 연구결과: 표준화된 고조파 파워는 연령증가에 따라 유의하게 감소하였다; nPWR2 (r=-0.286, p<0.0001), nPWR3 (r=-0.482, p<0.0001), nPWR4 (r=-0.564, p<0.0001), nPWRS (r=-0.467, p<0.0001) 및 nPWR6 (r=-0.263, p<0.0001). 표준화된 고조파 파워의 logarithmic scale에서 연령증가에 따라 보다 강한 선형적인 감소가 나타났다; Ln(nPWR2) (r=-0.281, p<0.0001), Ln(nPWR3) (r=-0.492, P<0.0001), Ln(nPWR4) (r=-0.621, P<0.0001), Ln(nPWRS) (r=-0.487, P<0.0001) 및 Ln(nPWR6) (r=-0.273, P<0.0001). 승각시간, 반사지수, 경화지수를 독립변수로 한 중회귀분석에서 Ln(nPWR2) (R-squared=0.451), Ln(nPWR3) (R-squared=0.471) 및 Ln(nPWR4) (R-squared=0.432)는 비교적 잘 설명되었으나, Ln(nPWRS) (R-squared=0.232) 및 Ln(nPWR6) (R-squared=0.183)는 비교적 잘 설명되지 않았다. 결론: 건강인의 지첨용적맥파에서 기준 주파수로 표준화한 고조파 파워는 연령증가에 따라 감소였으며, 주파수영역분석이 가지는 특성을 고려해 볼 때 표준화된 고조파 파워는 기존의 시간영역 파형분석을 통해 얻어지는 혈관노화지표에 비해 잡음에 의한 오차가 보다 적을 것으로 기대된다. 따라서 우리는 표준화된 고조파 파워가 간편하고 용이하게 혈관노화를 반영하는 새로운 지표로서 활용될 수 있을 것으로 생각된다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제35권10호
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• pp.1337-1345
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• 2011

가압경수로형 원자로의 원자로압력용기 상부헤드에는 많은 제어봉구동장치(CRDM) 노즐이 분포한다. 최근 10 여 년 동안 제어봉구동장치 alloy 600 CRDM 노즐에서 균열 발생 사례가 증가하고 있으며, 이는 용접과 연관성이 매우 깊은 것으로 알려져 있다. CRDM 노즐에서 발생하는 축 및 원주방향 균열은 유럽과 미국의 원자력 발전소에서 발견되었으며, 사고의 원인은 용접 잔류응력 및 작용하중에 기인하는 일차수응력부식균열(PWSCC)임이 확인되었다. 이러한 이유로 본 연구에서는 유한요소해석을 통해 한국형 원자로의 CRDM 관통 노즐 용접부를 대상으로 용접 잔류응력을 예측하였으며, 특히, 관통노즐의 위치와 형상, 용접부 필렛 형상 및 인접노즐 용접에 의한 영향을 분석하였다.

• Journal of Information Technology Applications and Management
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• 제11권4호
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• pp.35-47
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• 2004

The nuclear design analysis requires time-consuming and erroneous model-input preparation. code run. output analysis and quality assurance process. To reduce human effort and improve design quality and productivity. Innovative Design Processor (IDP) is being developed. Two basic principles of IDP are the document-oriented desigll and the web-based design. The document-oriented design is that. if the designer writes a design document called active document and feeds it to a special program. the final document with complete analysis. table and plots is made automatically. The active documents can be written with Microsoft Word or created automatically on the web. which is another framework of IDP. Using the proper mix-up of server side and client side programming under the LAMP (Linux/Apache/MySQL/PHP) environment. it e design process on the web is modeled as a design wizard style so that even a novice designer makes the design document easily. This automation using the IDP is now being implemented for all the reload design of Korea Standard Nuclear Power Plant (KSNP) type PWRs. The introduction of this process will allow large reduction in all reload design efforts of KSNP and provide a platform for design and R&D tasks of KNFC.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제41권8호
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• pp.1005-1014
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• 2009

The Dual Unit Optimizer 2000 MWe (DUO2000) is put forward as a new design concept for large power nuclear plants to cope with economic and safety challenges facing the $21^{st}$ century green and sustainable energy industry. DUO2000 is home to two nuclear steam supply systems (NSSSs) of the Optimized Power Reactor 1000 MWe (OPR1000)-like pressurized water reactor (PWR) in single containment so as to double the capacity of the plant. The idea behind DUO may as well be extended to combining any number of NSSSs of PWRs or pressurized heavy water reactors (PHWRs), or even boiling water reactors (BWRs). Once proven in water reactors, the technology may even be expanded to gas cooled, liquid metal cooled, and molten salt cooled reactors. With its in-vessel retention external reactor vessel cooling (IVR-ERVC) as severe accident management strategy, DUO can not only put the single most querulous PWR safety issue to an end, but also pave the way to very promising large power capacity while dispensing with the huge redesigning cost for Generation III+ nuclear systems. Five prototypes are presented for the DUO2000, and their respective advantages and drawbacks are considered. The strengths include, but are not necessarily limited to, reducing the cost of construction by decreasing the number of containment buildings from two to one, minimizing the cost of NSSS and control systems by sharing between the dual units, and lessening the maintenance cost by uniting the NSSS, just to name the few. The latent threats are discussed as well.

• Journal of Welding and Joining
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• 제34권5호
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• pp.13-18
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• 2016

Toshiba has developed a laser peening system for PWRs(pressurized water reactors) as well after the one for BWRs(boiling water reactors), and applied it for BMI(bottom-mounted instrumentation) nozzles, core deluge line nozzles and primary water inlet nozzles of Ikata Unit 1 and 2 of Shikoku Electric Power Company since 2004, which are Japanese operating PWR power plants. Laser pulses were delivered through twin optical fibers and irradiated on two portions in parallel to reduce operation time. For BMI nozzles, we developed a tiny irradiation head for small tubes and we peened the inner surface around J-groove welds after laser ultrasonic testing (LUT) as the remote inspection, and we peened the outer surface and the weld for Ikata Unit 2 supplementary. For core deluge line nozzles and primary water inlet nozzles, we peened the inner surface of the dissimilar metal welding, which is of nickel base alloy, joining a safe end and a low alloy metal nozzle. In this paper, the development and the actual application of the laser peening system for PWR power plants will be described.