• 대한기계학회논문집
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• 제12권3호
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• pp.520-527
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• 1988

본 연구에서는 액체용 이젝터의 성능을 결정하는 여러가지 제약인자중 특히 레이놀즈수 변화에 따른 구동노즐의 면적비 및 목부길이가 액체용 이제터성능에 미치 는 영향을 체계적인 실험을 통하여 연구함으로써 기 개발된 CAD용 전산프로그램의 타 당성을 보다 세밀히 검토하고 이에 보완을 가하는데 연구의 목적이 있다.

• 비파괴검사학회지
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• 제30권5호
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• pp.451-457
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• 2010

본 연구에서는 합금강의 미세조직 특성인 결정립과 석출물이 초음파 비선형성에 미치는 영향을 실험적으로 연구하였다. 원자로 압력용기 재료인 SA508 Gr.3 저합금강을 오스테나이징과 템퍼링 조건을 변화시켜 모상의 오스테나이트 결정립 크기와 석출물 크기를 제어하였다. 결정립과 석출물 모두 크기가 조대해 짐에 따라 초음파 비선형 파라미터는 낮아지는 경향을 보이므로 초음파 비선형성이 결정립과 석출물과 밀접한 상관성이 있음을 알 수 있었다. 모상의 오스테나이트 결정립이 성장하더라도 패킷과 래스 하부업계의 영향으로 초음파 비선형 파라미터는 큰 변화를 보이지 않았다. 석출물의 영향으로 석출물의 크기 외에 정합변형을 일으키는 $Mo_2C$의 감소로 인해 초음파 비선형 파라미터가 큰 감소를 나타내었다. 본 연구결과 초음파 비선형성을 측정하므로써 결정립과 석출물의 미세조직 특성을 평가하는 것이 가능하다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제36권10호
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• pp.1289-1295
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• 2012

수소를 대량으로 생산하기 위한 원자력수소생산시스템에서 공정열교환기는 초고온가스로로부터 생성된 초고온 열을 화학반응공정으로 전달하는 핵심기기이다. 한국원자력연구원에 구축되어 있는 소형가스루프에서 Hastelloy-X 로 제작된 소형 공정열교환기(PHE) 시제품에 대한 성능시험이 수행되고 있다. 그동안 소형 PHE 시제품에 대한 고온구조해석은 용접부의 기계적 물성변화를 고려하지 않은 해석이 주로 수행되었다. 본 연구에서는 계장화 압입시험으로부터 얻은 용접부 기계적 물성치를 이용하여 고온구조해석을 수행하고 그 결과를 분석하였다.

• 비파괴검사학회지
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• 제30권1호
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• pp.1-5
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• 2010

음향방출법은 압력용기 구조에서 존재하는 결함이나 누출을 탐지하거나 모니터링하는데 유용한 도구로 부상하였다. 본 연구에서는 브레그 격자에 근거한 음향방출센서 시스템이 개발되었다. 다양한 길이의 센싱부를 포함하는 다양한 형태의 광섬유 브레그 격자센서가 제작되었고 PZT 펄서와 연필심 파괴를 이용하여 시험되었다. 두 가지 형태의 센서부착법이 사용되었다. 첫째는 광섬유 브레그 격자센서가 접착제를 이용하여 표면에 완전히 부착되는 방법이고 둘째는 센서의 한쪽 부분만 표면에 부분적으로 고정하고 다른 쪽은 외팔보와 같이 작동하도록 하는 방법이다. 이렇게 함으로써 센싱부의 길이에 비례하는 고유진동수를 갖는 광섬유 브레그 격자센서를 구성할 수 있다. 본 연구에 사용된 센서 시스템의 최종 목적은 원자력발전소 상부 관통관의 균열이나 누출을 탐지하는 온라인 모니터링 시스템에 사용하는 것이다.

• 분석과학
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• 제16권5호
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• pp.418-425
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• 2003

도시 생활폐기물의 소각로에서 발생되는 바닥재중의 무기원소 함량을 중성자 방사화분석법으로 결정하였다. D도시 소각장에서 월별로 채취한 바닥재 시료를 5 mm 크기의 체로 거르고 오븐에 건조한 후, 막자사발로 분쇄하였다. 시료는 한국원자력연구소의 하나로 연구용 원자로에서 NAA #1 조사공을 사용하여 중성자 조사하였으며, 조사된 시료는 HPGe-감마선 분광분석장치를 사용하여 방사능을 측정하였다. 측정된 핵종의 방사능으로부터 방사능 생성식과 핵 데이타를 적용하여 As, Cr, Cu, Fe, Mn, Sb 및 Zn을 포함한 33종의 원소를 정량하였다. 또한 미국표준기술원의 인증 표준물질을 동시에 분석하여 품질관리를 하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제30권2호
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• pp.61-67
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• 2005

노심설계 해석체계로 사용하는 HELIOS-MASTER코드를 이용하여 SAMRT연구로 사용 후 핵연료 저장조에 대한 임계도 해석체계를 개발하였다. 저장조의 기하학적 모형에 대한 거시 단면적을 HELIOS코드를 이용하여 생산하고, 저장조의 3차원 모델에 대한 임계도를 MASTER코드로 평가하였다. 또한 3차원 MCNP계산을 통하여 HELIOS-MASTER체계를 이용한 임계도 평가의 타당성을 검증하였다 HELIOS-MASTER코드 체계를 이용한 임계도 해석결과가 약간 보수적인 방향으로 허용오차 범위 내에서 정확도를 유지하였다. HELIOS-MASTER 코드 체계는 3차원 연소계산이 가능하기 때문에 차후에 연소이력을 고려한 사용후 연료 저장조에 대한 임계해석에 유용할 것이다.

• 한국세라믹학회지
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• 제42권11호
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• pp.729-736
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• 2005

HTGR (High Temperature Gas-cooled Reactor) is spotlighted to next generation nuclear power plant for producing the clean hydrogen gas and the electricity. In this study, the spherical $UO_3$ gel particles were prepared by the external gelation process, and the characteristics of these particles were analyzed the particle shape, composition of precipitate, and thermal decomposition characteristics with the Streoscope, FT-IR, and X-ray diffractometer. Raw material of the ADUN (Acid Deficient Uranyl Nitrate) solution, which has [$NO_3$]/[U] mole ratio = 1.75, was obtained from dissolution of the $U_{3}O_{8}$ powder with concentrated $HNO_3$, and its concentration is 3.5 M-U/l. The broth solution is prepared with the ADUN, urea, PVA, and THFA solution. The droplets of the broth solution was made through a nozzle system. From this study, we obtained the following results; 1) an externel chemical gelation process is a suitable method in the spherical $UO_3$ particle production, 2) the particle shape are changed by an urea mixing time, THFA volume, and the viscosity of the broth solution, 3) the amorphous $UO_3$ particles obtained from these experiments was converted to $U_{3}O_{8}$ and then $UO_2$ by heat treatment in hydrogen atmosphere at $600^{\circ}C$.

• 대한기계학회논문집A
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• 제25권8호
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• pp.1287-1293
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• 2001

Fretting is a potential degradation mechanism of structural components and equipments exposed to various environments and loading conditions. The fretting degradation, for example, for example, can be observed in equipments of nuclear, fossil as well as petroleum chemical plants exposed to special environments and loading conditions. It is well known that a cast stainless steel(CF8M) used in a primary reactor coolant(RCS) degrades seriously when that material is exposed to temperature range from 290$\^{C}$∼390$\^{C}$ for long period. This degradation can be resulted into a catastrophical failure of components. In the present paper, the characteristics of the fretting fatigue are investigated using the artificially aged CF8M specimen. The specimen of CF8M are prepared by an artificially accelerated aging technique holding 180hr at 430$\^{C}$ respectively. Through the investigations, the simple fatigue endurance limit of the virgin specimen is not altered from that obtained from the fatigue tests imposed the fretting fatigue. The similar tests are performed using the degraded specimen. The results are not changed from those of the virgin specimen. The significant effects of fretting fatigue imposed on both virgin and degraded specimen on the fatigue strength are not found.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제6권2호
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• pp.34-41
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• 2010

This work is concerned with the analysis of stress corrosion cracking(SCC) behavior of Alloy 600 nozzle penetration mock-up according to a residual stress induced by a dissimilar metal welding(DMW) in a nuclear reactor pressure vessel. The effects of the dimension and materials of the nozzle penetration on the deformation and the residual stress induced by DMW were investigated using a finite element analysis(FEA). The inner diameter(ID) change of the nozzle by DMW and its dependance on the design variables, calculated by FEA, were well consistent with those measured from the mock-up. Accelerated SCC tests were performed for three mock-ups with different wall thicknesses in a highly acidic solution to investigate mainly the effect of the residual stress on the SCC behavior of Alloy 600 nozzle. From a destructive examination of the mock-up after the tests, the SCC behavior of the nozzle was fairly related with the residual stress induced by DMW : axial cracks were found in the ID surface of the nozzle within the J-weld region where the highest tensile hoop stress was predicted by FEA, while circumferential cracks were observed beyond both J-weld root and toe where the highest tensile axial stress was expected.

• 한국수소및신에너지학회논문집
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• 제23권3호
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• pp.219-226
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• 2012

A nuclear fusion fuel cycle plant is composed of various subsystems such as a hydrogen isotope storage and delivery system, a tokamak exhaust processing system, and a hydrogen isotope separation system. Korea shares in the construction of the International Thermonuclear Experimental Reactor fuel cycle plant with the EU, Japan and US, and is responsible for the development and supply of the storage and delivery system. We thus present details on the hydrogen isotope process safety. The main safety analysis procedure is to use a hazard and operability study. Nine segments were studied how the plant might deviate from its design purpose. We present a detailed description of the process, examine every part of it to determine how deviations from the design intent can occur and decide whether these deviations can give rise to hazards. We determine possible causes and note protective systems, evaluate the consequences of the deviation, and recommend actions to achieve our safety goal.