• 공업화학
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• 제10권2호
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• pp.218-224
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• 1999

원자로 정지시 혼상 탈염기의 최적 운전방법을 제안할 목적으로 산성-산화성 분위기에서 저농도의 Ni, Co 및 Ag 이온이 함유된 모의 냉각재 용액의 연속식 이온교환특성을 연구하였다. 금속 이온의 제거 용량에 미치는 양이온 교환수지 형태의 효과로서 $H^+$형 수지의 성능은 $Li^+$형 수지의 성능보다 약 6% 정도 높은 것으로 나타났다. 혼합층 이온교환 방법인 양이온과 음이온 수지의 혼합은 비혼합시와 비교하여 금속 이온들의 제거 용량에는 영향을 미치지 않았으나 금속 이온들의 파과곡선의 기울기를 매우 조금 증가시켰다. 냉각재의 산성-산화성 분위기와 관계된 영향으로서 붕산의 첨가는 금속 이온들의 파과곡선의 기울기를 매우 작게 감소시킨 반면, 과산화수소의 첨가는 금속이온들의 제거 용량을 약간 감소시켰다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제20권4호
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• pp.435-442
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• 2007

1968년 영국의 Ronan Point 아파트에서 발생한 연쇄붕괴 이후 이에 대한 연구가 간헐적으로 진행되어 왔으며, 최근 미국의 World Trade Center 붕괴 후 연쇄붕괴에 대한 연구가 다시 활발히 진행되고 있다. 미국에서는 기존의 연구결과를 바탕으로 2003년 GSA 및 2005년 DoD에서 연쇄붕괴에 대한 설계 및 해석 지침을 제시하였다. 본 연구에서는 이러한 지침서에서 제시하고 있는 선형정적해석법과, 선형동적해석법을 사용하여 국내 설계기준에 의해 설계된 철골 모멘트저항골조에 대한 붕괴저항 성능을 조사하였다. 해석결과에 따르면 GSA 기준을 적용할 경우 횡력을 고려하지 않은 수직저항시스템은 연쇄 붕괴에 취약한 것으로 나타났으나, 지진력을 고려하여 설계된 수평저항시스템은 연쇄붕괴에 대해 안전한 결과를 얻었다. 하지만 DoD 기준에 따르면 두 시스템 모두 연쇄붕괴에 취약한 것으로 나타났다.

• Corrosion Science and Technology
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• 제15권2호
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• pp.84-91
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• 2016

The transport and deposition of corrosion products in pressurized water nuclear reactor (PWR) steam generators have led to corrosion (SCC, denting etc.) problems. Lancing, mechanical cleaning and chemical cleaning have been used to reduce these problems. The methods of lancing and mechanical cleaning have limitations in removing corrosion products due to the structure of steam generator tubes. But high temperature chemical cleaning (HTCC) with EDTA is the most effective method to remove corrosion products regardless of the structure. However, EDTA in chemical cleaning aqueous solution and chemical cleaning environments affects the integrity of materials used in steam generators. The nuclear power plants have to perform the pre-test (also called as qualification test (QT)) that confirms the effect on the integrity of materials after HTCC. This is one of the series studies that assess the effect, and this study determines the effects of 20 % EDTA aqueous solution on defective tubes in high temperature chemical cleaning environments. The depth and magnitude of defects in steam generator (SG) tubes were measured by eddy current test (ECT) signals. Surface analysis and magnitude of defects were performed by using SEM/EDS. Corrosion rate was assessed by weight loss of specimens. The ECT signals (potential and depth %) of defective tubes increased marginally. But the lengths of defects, oxides on the surface and weights of specimens did not change. The average corrosion rate of standard corrosion specimens was negligible. But the surfaces on specimens showed traces of etching. The depth of etching showed a range on the nanometer. After comprehensive evaluation of all the results, it is concluded that 20 % EDTA aqueous solution in high temperature chemical cleaning environments does not have a negative effect on defective tubes.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제24권4호
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• pp.449-455
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• 2011

최근 가압중수형 원전 격납건물의 내압능력 및 비선형 거동에 관한 실증실험과 해석코드에 대한 검증을 위하여 인도의 BARC 주관으로 가압중수형 격납건물 1/4 축소모델을 건설하였고, 내압성능평가를 위한 국제공동연구가 수행되었다. 이 논문은 가압중수형 1/4 축소모델 격납건물에 대한 내압성능과 비선형 거동을 예측하기 위하여 유한요소해석을 수행하였고 그 결과를 도출하였다. 대상 격납건물은 기초매트와 원통형 벽체 및 돔으로 구성되어 있고, 수평 텐던의 정착을 위하여 4개의 부벽(buttress)을 가지고 있다. 유한요소해석을 위하여 ABAQUS를 이용하였고 콘크리트, 철근 및 텐던에 대한 유한요소 모델을 작성하여 극한내압해석을 수행하였다. 유한요소해석결과 콘크리트의 초기 균열은 $1.6P_d$(design pressure)에서 발생하였고, 철근의 항복은 $3.36P_d$ 그리고 극한내압능력은 $4.0P_d$ 수준으로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제17권4호
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• pp.256-266
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• 1985

냉각재 유량상실 사고가 가압경수형 원자로인 고리 1호기에 대하여 해석되었다. 냉각재 유량 상실 사고는 그 심각도에 따라 다음과 같이 3가지로 분류된다. 즉, 일부 유량 상실사고, 완전 유량 상실 사고, 그리고 펌프 축 고착 사고이다. 사고 해석은 계통 과도 현상 및 평균 노심분석, DNBR 계산, 그리고 고온점 분석의 3단계로 수행된다. 원자로 계통과도 현상 코드인 KTRAN이 본 사고를 빠른 시간에 모사할 수 있도록 개발되었다. DNBR계산을 위해서는 열수력학 코드인 SCAN및 COBRA IV-I가 채택되었으며, 고온점 분석을 위해서는 연료봉 과도 현상 코드인 LTRAN이 쓰였다. 이러한 전산코드 시스템은 과도 현상 해석에 빨리 응답하여야 한다. 왜냐하면 사고가 발생한 후 수 초안에 심각한 상태에 이르기 때문이다. 불행히도 KTRAN코드에 의하여 이러한 목적은 충족되지 않았다. 그러나 다른 계통 해석 코드에 비하여 잔은 계산 시간에도 불구하고 KTRAN에 의한 계산 결과는 FSAR의 결과와 전반적으로 잘 일치함으로써 KTRAN코드가 사고 해석에 유용함이 밝혀졌다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제21권2호
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• pp.73-88
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• 1989

5개의 기존모델과 상관관계식에 기초한 10가지의 2상류 전체 압력강하 예측방법을 그 정확도와 가압경수로 운전 조건하에서의 적용도를 함께 검증하였다. 이 10가지 방법을 209개의 국부 및 전체비등 조건하의 실험치에 대해서 검증하였다. 각 상관관계식을 다른 범위의 압력과 질량속도 및 건조도에 대해서 평가하여 각각의 적은 데이터 군(Subsets)에 가장 잘 맞는 모델을 찾아냈다. 주어진 상태량(Property) 범위에 대해 가장 잘 맞는 기존 상관관계식과 그 상관관계식이 가진 예측오차를 보정하기 위한 수정계수를 사용하여 2상류 전체 압력강하를 계산하는 'K-TWOPD'라고 명명한 전산코드를 개발하였다. 이 전산코드의 평가 결과를 보면 기존 상관관계식의 실험치와의 오차범위는 대체로 $\pm$25%이상인데 비하여, 본 연구에서 제시한 방법은 사용한 모든 데이터를 95%의 확신도에서 $\pm$11% 범위이내로 실험치와 일치하고 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제21권1호
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• pp.1-11
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• 1989

원자로 정지동안에도, 잔열제거계통은 그 기능이 계속 유지되어야 하나, 실제로 가압 경수로에서 냉각상실고가 많이 발생되어 있다. 본 논문은 원자로 정지중의 냉각기능상실을 예방하고, 또한 냉각기능상실로 인한 노심손상의 중대성을 완화시키기 위한 대책을 강구하기 위한 시도로서, 전형적인 가압경수로에 대한 사고/고장 수목과 운전원실수 확률을 위한 HCR 모델, 초기 사상의 빈도를 위한 2단계 bayesian 방법 및 고장난 계통의 회복 활률을 위한 계단함수 모델 등을 이용한 원자로 정지 위해도 모델을 개발하여, 잔열제거계통의 신뢰도를 분석하였다. 그 결과는 원자로가 정지 중일 때의 위해도가 운전중일 때 이것에 비해 별로 낮지 않은 것으로 나타났으며, 몇 가지의 설계개선을 통하여 냉각기능상실로 인한 노심 손상확률을 상당히 낮출 수 있는 것으로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제42권1호
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• pp.17-36
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• 2010

In this study, we compare the mass release rates of radionuclides(1) from waste forms arising from the KIEP-21 pyroprocessing system with (2) those from the directly-disposed pressurized-water reactor spent fuel, to investigate the potential radiological and environmental impacts. In both cases, most actinides and their daughters have been observed to remain in the vicinity of waste packages as precipitates because of their low solubility. The effects of the waste-form alteration rate on the release of radionuclides from the engineered-barrier boundary have been found to be significant, especially for congruently released radionuclides. the total mass release rate of radionuclides from direct disposal concept is similar to those from the pyroprocessing disposal concept. While the mass release rates for most radionuclides would decrease to negligible levels due to radioactive decay while in the engineered barriers and the surrounding host rock in both cases even without assuming any dilution or dispersal mechanisms during their transport, significant mass release rates for three fission-product radionuclides, $^{129}I$, $^{79}Se$, and $^{36}Cl$, are observed at the 1,000-m location in the host rock. For these three radionuclides, we need to account for dilution/dispersal in the geosphere and the biosphere to confirm finally that the repository would achieve sufficient level of radiological safety. This can be done only after we have known where the repository site would by sited. the footprint of repository for the KIEP-21 system is about one tenth of those for the direct disposal.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제42권1호
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• pp.79-88
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• 2010

Spent $UO_2$ nuclear fuel discharged from a nuclear power plant (NPP) contains fission products, U, Pu, and other actinides. Due to neutron capture by $^{238}U$ in the rim region and a temperature gradient between the center and the rim of a fuel pellet, a considerable increase in the concentration of fission products, Pu, and other actinides are expected in the pellet periphery of high burnup fuel. The characterization of the radial profiles of the various isotopic concentrations is our main concern. For an analysis, spent nuclear fuels originating from the Yeonggwang-2 pressurized water reactor (PWR) were chosen as the test specimens. In this work, the distributions of some actinide isotopes were measured from center to rim of the spent fuel specimens by a radiation shielded laser ablation inductively coupled plasma mass spectrometer (LA-ICP-MS) system. Sampling was performed along the diameter of the specimen by reducing the sampling intervals from 500 ${\mu}m$ in the center to 100 ${\mu}m$ in the pellet periphery region. It was observed that the isotopic concentration ratios for minor actinides in the center of the specimen remain almost constant and increase near the pellet periphery due to the rim effect apart from the $^{236}U$ to $^{235}U$ ratio, which remains approximately constant. In addition, the distributions of local burnup were derived from the measured isotope ratios by applying the relationship between burnup and isotopic ratio for plutonium and minor actinides calculated by the ORIGEN2 code.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권2호
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• pp.229-236
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• 2018

Accident-tolerant fuels (ATFs) are currently of high interest to researchers in the nuclear industry and in governmental and international organizations. One widely studied accident-tolerant fuel concept is multilayer cladding (also known as coated cladding). This concept is based on a traditional Zr-based alloy (Zircaloy-4, M5, E110, ZIRLO etc.) serving as a substrate. Different protective materials are applied to the substrate surface by various techniques, thus enhancing the accident tolerance of the fuel. This study focuses on the results of testing of Zircaloy-4 coated with pure chromium metal using the cold spray (CS) technique. In comparison with other deposition methods, e.g., Physical vapor deposition (PVD), laser coating, or Chemical vapor deposition techniques (CVD), the CS technique is more cost efficient due to lower energy consumption and high deposition rates, making it more suitable for industry-scale production. The Cr-coated samples were tested at different conditions ($500^{\circ}C$ steam, $1200^{\circ}C$ steam, and Pressurized water reactor (PWR) pressurization test) and were precharacterized and postcharacterized by various techniques, such as scanning electron microscopy, Energy-dispersive X-ray spectroscopy (EDX), or nanoindentation; results are discussed. Results of the steady-state fuel performance simulations using the Bison code predicted the concept's feasibility. It is concluded that CS Cr coating has high potential benefits but requires further optimization and out-of-pile and in-pile testing.