• 에너지공학
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• 제13권3호
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• pp.181-190
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• 2004

Computational models for analyzing the in-reactor behavior of metallic fuel pins under transient conditions in liquid-metal reactors are developed and implemented in the TRAMAC (TRAnsient thermo-Mechanical Analysis Code) for a metal fuel rod under transient operation conditions. Not only the basic models for a fuel rod performance but also some sub-models used for transient condition are installed in TRAMAC. Among the models, a fission gas release model, which takes the multi-bubble size distribution into account to characterize the lenticular bubble shape and the saturation condition on the grain boundary and the cladding deformation model have been developed based mainly on the existing models in the MAC-SIS code. Finally, cladding strains are calculated from the amount of thermal creep, irradiation creep, and irradiation swelling. The cladding strain model in TRAMAC predicts well the absolute magnitudes and gen-eral trends of their predictions compared with those of experimental data. TRAMAC results for the FH-1,2,6 pins are more conservative than experimental data and relatively reasonable than those of FPIN2 code. From the calculation results of TRAMAC, it is apparent that the code is capable of predicting fission gas release, and cladding deformation for LMR metal fuel finder transient operation conditions. The results show that in general, the predictions of TRAMAC agree well with the available irradiation data.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권9호
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• pp.2937-2952
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• 2021

A typical three-dimensional finite element model for a fuel assembly is established, which is composed of 16 monolithic U-10Mo fuel plates and Al alloy frame. The distribution and evolution results of temperature, displacement and stresses/strains in all the parts are numerically obtained and analyzed with a self-developed code of FUELTM. The simulation results indicate that (1) the out-of-plane displacements of Al alloy side plates are mainly attributed to the bending deformations; (2) enhanced out-of-plane displacements appear in fuel plates adjacent to the outside Al plates, which results from the occurred bending deformations due to the applied constraints of outside Al plates; (3) an intense interaction of fuel foil with the cladding occurs near the foil edge, which appears more heavily in the fuel plates adjacent to the outside Al plates. The maximum first principal stresses in the fuel foil are similar for all the fuel plates and appear near the fuel foil edge; while, the through-thickness creep strains of fuel foil in the fuel plate near the central region of fuel assembly are larger, and the induced creep damage might weaken the fuel skeleton strength and raise the fuel failure risk.

• 지질공학
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• 제10권2호
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• pp.18-35
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• 2000

우리나라에서 가장 흔히 발생하는 산사태는 쇄설성유동(debris flow)이며 이는 집중호우 시기인 6월-8월 사이에 대부분 발생한다. 조사통계에 의하면 2일간의 강우량이 200mm 이상일 때 발생하기 시작한다. 이들은 산사면의 노두 발달이 양호한 지역에서는 발생하지 않으면 노두가 없는 지역에서만 발생한다. 초기에는 전이형슬라이드(translational slide)로 시작되며 파괴물질이 산사면의 계곡으로 유동되면서 쇄설성유동으로 전이된다. 쇄설성유동의 원인이 되고있는 전이형 슬라이드의 발생인자는 강우와 인위적 조건을 제외하면 암석의 종류, 지형고도, 사면경사, 입도분표, 투수계수, 건조밀도, 공극율 등이다. 이들 발생인자들의 통계처리, 특히 로지스틱 회귀분석에 의하여 인자들의 정량적 가중치를 구하여 산사태 발생 확률을 정량화 하였다. 암반포행(rock mass creep)은 대부분 경상계 퇴적암지역에서 발생되면 직접원인은 거의 사면 하단 부의 절토 때문이다. 전단전이는 적은 편으로 1m 내외이나 포행암반의 규모가 크기 때문에 매우 위험하다. 칠곡, 부산 황룡산 터널입구, 사천 산사태 등이 이 범주에 속한다. 포행의 원인이 되는 상부 전단대는 대부분 주변에 발달되어있는 단층이나 대규모 전달절리와 연과되어 있어 사면설계 조사시 지질구조에 주의를 요한다. 회전형 슬라이드(rotational slide)는 토양층이 두껍거나 기반암이 심히 풍화된 연약층에서 발생하여 이들도 흔히 사면 하단부의 절토와 연관되어있다. 이 산사태는 원호 또는 반원호형으？ 진행되는 특징이 있으며 우리나라에서는 제 3기 응회암 지역이 취약하다. 이는 화산재와 화산쇄설 물질이 흔재된 제3기 응회암의 절리가 매우 잘 발달되어있어 팽윤과 흡수율이 높고 이로 인하여 심부까지 풍화에 취약하기 때문으로 경주 산사태와 포함-구릉포간 국도면의 산사태가 이 종류의 산사태에 속한다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.175-180
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• 1998

The U-Zr metallic alloy with low swelling HT9 cladding is the candidate for the KALIMER fuel rod. The fuel rod should be able to maintain the structural integrity during its lifetime in the reactor. In a typical metallic fuel rod, load is mainly applied by internal gas pressure, and the deformation is primarily caused by creep of the cladding. The three-dimensional FEM modelling of a fuel rod is important to predict the structural behavior in concept design stage. Using the ANSYS code, the 3-D structure analyses were performed for various configuration, element and loads. It has been shown that the present analysis model properly evaluate the structural integrity of fuel rod. The present analysis results show that the fuel rod is expected to maintain its structural integrity during normal operation.

• 자동차안전학회지
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• 제7권2호
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• pp.19-24
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• 2015

Ferritic Nitro Carburizing (FNC) cast iron brake discs is known to improve corrosion resistance and brake creep groan noise as well as prevent corrosion-induced pulsation. But, it is necessary to treat honing machining on braking surface to avoid grinding noise during braking.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권6호
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• pp.2094-2106
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• 2022

The solid-state core of a heat pipe cooled reactor operates at high temperatures over 1000 K with thermal and irradiation-induced expansion during burnup. The expansion changes the gap thickness between the solid components and the material properties, and may even cause the gap closure, which then significantly influences the thermal and mechanical characteristics of the reactor core. This study developed an irradiation behavior model for HPRTRAN, a heat pipe reactor system analysis code, to introduce the irradiation effects such as swelling and creep. The megawatt heat pipe reactor MegaPower was chosen as an application case. The coupled irradiation-thermal-mechanical model was developed to simulate the irradiation effects on the heat transfer and stresses of the whole reactor core. The results show that the irradiation deformation effect is significant, with the irradiation-induced strains up to 2.82% for fuel and 0.30% for monolith at the end of the reactor lifetime. The peak temperatures during the lifetime are 1027:3 K for the fuel and 956:2 K for monolith. The gap closure enhances the heat transfer but caused high stresses exceeding the yield strength in the monolith.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제9권4호
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• pp.223-236
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• 1977

가압수형 인자로에 사용되는 이산화우라 핵연료통의 역학적 열적설계 및 성능 분석을 위한 종합적 전산 코드가 개발되었다. PROD 1.0으로 명명된 이 코드에는 연료소자에서 반경 방향으로의 출력 침체, 연료소자의 균열, 고밀화 및 팽창, 핵분열기체의 방출, 피복관의 크립, 냉각수에 의한 열전달 및 부식층의 형성 둥의 제반 현상이 고려되었다. 이 FROD 1.0 코드로써 이차원적 온도 분포, 변형도, 응력 및 피복관 내압 등이 연소시간의 함수로서 적절한 전산 시간이내에 산출된다. 이 코드는 또한 종류가 다른 열중성자로에 쓰이는 산화 연료에도 응용필 수 있다. FROD 1.0의 응용으로서 원자로의 정상가동 상태와 미국 원자력학회 분류의 제 2상태에 해당하는 두 가지의 출력 경로에 더하여, 고리 원자력 발전소 1호기의 초기 노심에 장전된 핵연료봉의 연소특성을 예측하였다. 예측결과는 최종 안전 심사 보고서에 기술된 핵연료봉 설계기준과 비교되었으며 둘 사치의 차이점이 논의되었다.

• 공업화학
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• 제20권4호
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• pp.459-463
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• 2009

본 논문에서는 poly(vinyl acetate-co-ethylene) (VAE) 에멀젼에 가소제로 많이 사용되는 di-butyl phthalate (DBP)를 혼합하여 가소제 함량에 따른 물성 변화를 고찰하였다. 시차주사열량계(Differential Scanning Calorimeter) 측정으로부터 건조한 필름의 유리전이온도($T_g$)를 측정한 결과,가소제 함량의 증가에 따라, $T_g$는 감소하는 경향을 나타내었고 반면에 에멀젼의 점도는 가소제 함량의 증가와 더불어 증가하였다. 이러한 결과는 건조한 필름상태에서 가소제는 고분자사슬의 상호작용을 방해하여 $T_g$를 감소시키며 에멀젼 상에서는 가소제가 에멀젼 입자 내로 침투하여 swelling시킴으로써 입자크기가 증가하고 점도를 상승키는 것으로 나타났다. 기계적 물성은 가소제의 함량이 증가할수록 저하되었으나 내수성은 증가되는 결과를 얻었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제20권2호
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• pp.88-104
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• 1988

이차원의 유한요소법을 이용하여 axisymmetric R-$\theta$system으로 나누어서 정상과 부하추종 운전시에 핵연료 페렛트와 피복관의 열역학적 거동을 분석하기 위해서 FURA전산코드를 개발하였다. 온도분포와 내부압력을 정확히 계산하기 위해서 페렛트와 피복관의 변형과 핵분열의 기체방출을 전체 핵연료봉 길이로 고려하였다. 열역학적 평 형방정식을 얻기 위해서 Galerkin's Technique과 가상일의 원리를 사용하였고 역학적 해석을 위해서 탄성-소성, 크리프뿐만아니라 스엘링, 재배열, 고밀화 현상등을 고려하였다. 기하학적 모델에서는 4-결점 요소라 페레트 길이의 1/2만을 택하였다. 비선형식을 안정하게 해석하기 위해서 음해법을 도입하여 뉴튼-랩손 반복법을 적용하였다 이 코드의 검증은 해석해와 실험데이타로 비교하였다. 핵연료봉의 일반적인 거동은 axisymmetry system으로 계산하였고 균열된 페레트에 접촉하는 피복관의 거동은 R-$\theta$system을 사용하였다. 부하추종에 의한 피복관의 변형시효의 민감도는 출력율, 진동수, 진폭등으로 비교하였다.