• 비파괴검사학회지
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• 제24권2호
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• pp.164-170
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• 2004

중수로 내부구조물 중 칼란드리아관(CT)와 액체주입노즐관(LIN)은 서로 수평으로 90도 교차되게 배열되어 있으며 원자로 내의 열, 방사선, 하중에 의해 creep 현상이 발생되어 처짐이 일어난다. 칼란드리아관은 액체주입노즐관과 동일 재료이나 운전 온도와 방사선 조사량으로 인해 액체주입노즐관에 비해 상당히 열악한 조건에 노출되어 있으므로 처짐이 심각할 것으로 예상된다. 만약 두 관의 접촉이 발생되면 원전 안전성에 영향을 미칠 것이므로 인접관에 대한 접촉여부 점검은 중수로 안전현안 중 하나이다. 이러한 접촉여부를 확인하기 위하여 핵연료채널 내부로 탐촉자를 삽입하여 인접관과의 교차점에서 간격을 직접측정하기 위한 방법으로 원거리장 와전류검사 (RFECT) 기술을 적용하였다. 핵연료채널 인접관인 액체주입노즐관 신호 취득시 발생 가능한 잡음 신호(두께변화, Lift-off, 수축)에 대해 체적적분법에 의한 모델링으로 조사하였고, 신호와 잡음과의 분리 가능한 조건을 확인하였다. 원거리장 와전류검사 적정 조건은 민감도와 투과력 그리고 잡음신호 등을 동시에 고려하여 주파수 1kHz와 코일간격 200m로서 결정하였다. 원거리장 와전류검사 실험 결과 칼란드리아관과 액체주입노즐관 사이의 간격 변화에 대한 신호 특성을 전압평면을 이용하여 상관관계를 도출하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권3호
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• pp.337-344
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• 1994

가압경수형 원자로의 노심장전모형 선정시 제약이 되는 집합체첨두 $F_{{\Delta}H}$$^{N}$ 을 감소시키기 위하여 다중농축도 개념을 적용하여 핵연료봉의 집합체내 출력분포를 평탄화함으로써 첨두봉출력을 감소시키는 방안에 대하여 연구하였다. 다중농축도 핵연료집합체란 기존 집합체의 단일 농축도핵연료봉을 이중농축도 핵연료봉으로 대체한 집합체를 말한다. 농축도의 차이를 변화시켜가며 적절한 배치에 의하여 핵연료봉의 집합체내 배치모형을 최적화 하였고, 이러한 다중농축도 핵연료 집합체에서 첨두봉출력의 감소를 가장 크게하는 농축도의 차이는 약 0.3~0.4w/o 일때가 가장 적절한 것으로 밝혀졌다. 다중농축도 핵연료 집합체의 노심에서의 효과를 알아보기 위하여 고리 4호기를 대상으로 8주기에서 평형주기까지 계산을 수행하였으며 그 결과 약 1.5%의 $F_{{\Delta}H}$$^{N}$ 감소효과를 얻을 수 있었다.

• 설비공학논문집
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• 제23권2호
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• pp.132-138
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• 2011

In the present article, we investigate numerically turbulent flow of air through compound rectangular channels. Large eddy simulation(LES) is employed for unsteady turbulence modeling. LES gives better predictions for the axial mean velocity distribution than those of other turbulent models. Strong large-scale quasi-periodic flow oscillations are observed in most of the geometries investigated. Such large-scale flow oscillations in compound rectangular channels are similar to the quasi-periodic flow pulsation through the gaps between fuel rod bundle in nuclear reactor. It exists in any longitudinal connecting gap between two flow channels. The frequency of this flow oscillation is determined by the geometry of the gap. The large scale cross motions through the rectangular compound channels induce significant heat transfer enhancement of the compound channel flow.

• 비파괴검사학회지
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• 제34권3호
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• pp.254-259
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• 2014

중수로 원자로는 한 개의 원자로용기로 구성된 경수로와는 달리 약 380여개의 연료채널(fuel channel)로 구성되어 있다. 연료채널을 구성하는 압력유지 기기인 압력관(pressure tube)은 지르코니움 합금(Zr-2.5wt% Nb) 재질로서 치수는 내경이 103.4 mm, 두께가 약 4.19 mm, 길이가 6.36 m인 튜브 형태의 관이다. 압력관은 내부에 핵연료 다발과 냉각재가 내장되며 압력관의 기능은 연료를 지지하고 열수송 유체인 중수($D_2O$)를 이송한다. 압력관의 단순한 기하학적인 형상으로 인하여 자동화 비파괴검사가 가능하고 접근성이 우수하다. 연료채널은 경수로형 원전과 동일하게 설치전과 운전중에 원자력안전위원회 법령 요건에 따라 주기적으로 엄격한 비파괴검사를 수행하여 건전성을 확인한다. 연료채널의 주기적 비파괴검사에는 초음파탐상 및 와전류탐상검사 기법을 적용한 체적 비파괴검사 기술이 적용된다. 이중에서 와전류탐상검사 기법은 초음파탐상검사에서 검출된 결함의 확인을 위한 보충검사기술로 적용되고 있지만 표면결함에 대한 검출능이 초음파탐상검사 기법보다 우수한 장점을 가지고 있다. 본 논문에서는 압력관 내부 표면 비파괴검사에 적용되고 있는 와전류탐상검사 기술의 압력관 내면에 발생할 수 있는 결함의 검출 및 깊이 측정 특성에 대한 연구결과를 기술하였다. 즉, 와전류검사 기술은 압력관 내면에 발생할 수 있는 아주 미세한 결함을 매우 우수한 분해능으로 검출할 수 있으므로 초음파탐상검사 결과 확인을 위한 보충기술로서 매우 유용하지만, 결함의 깊이 측정은 오차가 매우 크게 발생하므로 결함 깊이 측정에는 적합하지 않고 오직 표면결함 검출에만 적용하는 것이 바람직하다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권3호
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• pp.1062-1070
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• 2022

In the present communication, pure and stable α-Bismuth Oxide (Bi₂O₃) nanoparticles (NPs) were synthesized by low temperature solution combustion method using urea as a fuel and calcined at 500℃. The synthesized sample was characterized by using powder X-ray Diffraction (PXRD), Scanning Electron Microscopy (SEM), Energy dispersive X-ray analysis (EDAX), Transmission Electron Microscopy (TEM), Fourier Transform Infrared Spectroscopy (FTIR) and UV-Visible absorption spectroscopy. The PXRD pattern confirms the formation of mono-clinic, stable and low temperature phase α-Bi₂O₃. The direct optical energy band gap was estimated by using Wood and Tauc's relation which was found to be 2.81 eV. The characterized sample was studied for X-ray/gamma ray shielding properties in the energy range 0.081-1.332 MeV using NaI (Tl) detector and multi channel analyzer (MCA). The measured shielding parameters agrees well with the theory, whereas, slight deviation up to 20% is observed below 356 keV. This deviation is mainly due to the influence of atomic size of the target medium. Furthermore an accurate theory is necessary to explain the interaction of X-ray/gamma ray with the NPs.The present work opens new window to use this facile, economical, efficient, low temperature method to synthesize nanomaterials for X-ray/gamma ray shielding purpose.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제18권3호
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• pp.200-208
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• 1986

원자로 냉각 계통의 배관 파열에 근거한 냉각재 상실 사고를 방출계수 0.4에 대하여 분석하였다. 분석은 원자로 냉각계통의 배관 파열에 의하여 발생된 감압부터 노심 복구까지의 전 과도 상태를 포함한다. 계통 열수력과 핵연료 성능 평가를 위하여 BLOWDOWN 단계에서는 RELAP4/MOD6-EM 코드와 RELAP4/MOD6-HOT CHANNEL 코드를 사용하였으며 REFLOOD 단계에서는 RELAP4/ MOD6-FLOOD 코드와 TOODEE2 코드를 각각 사용하였다. LOWER PLENUM 충전을 고려하기 위하여 DOWNCOMER에서 증기-물역방향 유동과 과열벽효과를 근사하여 간단한 해석적 모델이 개발되었다. EOB 발생시의 정보를 근거로 하여 재충전지속 시간과 초기 복구 온도가 계산되었으며 RELAP4/MOD6에 의한 분석결과와 비교하여 상당한 일치를 보였다. 또한, 조기 EOB 발생에 영향을 미치는 계통변수의 연구가 수행되어졌다. DOWNCOMER와 UPPER HEAD사이의 마찰손실이 조기 EOB 발생에 지대한 영향을 미쳤으며 적당한 마찰손실계수의 선택을 통하여 조기 EOB 발생을 방지할 수 있었다. 노심 nodalization이 여섯 개인 경우와 세 개인 경우의 분석 결과가 계통열수력학적 면에서 유사한 결과를 나타내지만, 좋은 결과를 얻기 위하여 전자의 경우가 요구된다.