• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2001년도 춘계학술대회논문집D
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• pp.807-812
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• 2001

This paper represents the wall thinning analysis results for secondary side piping of two types of domestic nuclear power plants based on the DB establishment and F AC analysis study for NPP secondary system piping. CHECWORKS code utilized in this study has been applied world widely to wall thinning analyses for secondary side piping and its reliability has also been proved. The predicted wear rates for several piping systems of a pressurized water reactor NPP are compared with those of a pressurized heavy water reactor NPP and with the measured wear rates. On the basis of comparison results of the predicted and measured wear rates, the analysis results can be effectively applied to the development of a standard thinned pipe management program targeted all domestic nuclear power plants.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 추계학술발표회 발표논문집
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• pp.401-402
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• 2004

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2003년도 추계학술발표대회 요약집
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• pp.165.1-165.1
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• 2003

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2018년도 추계학술논문요약집
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• pp.327-328
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• 2018

• Corrosion Science and Technology
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• 제4권3호
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• pp.108-113
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• 2005

One of the recent safety issues in the pressurized heavy water reactor (PHWR) is the cracking of the feeder pipe. Because of the limited accessibility to the cracked region and a high dose of radiation exposure, it is difficult to inspect all the pipes with the conventional ultrasonic method. In order to solve this problem, a long-range guided wave technique has been developed. A computer program to calculate the dispersion curves in the pipe was developed and the dispersion curves for the feeder pipes in PHWR plants were determined. Several longitudinal and/or flexural modes were selected from the review of the dispersion curves and an actual experiment has been carried out with the specific alignment of the piezoelectric ultrasonic transducers. They were confirmed as L(0,1)) and/or flexural modes(F(m,2)) by the short time Fourier transformation(STFT) and were sensitive to the circumferential cracks, but not to the axial cracks in the pipe. An electromagnetic acoustic transducers(EMAT) was designed and fabricated for the generation and reception of the torsional guided wave. The axial cracks were detected by a torsional mode(T(0,1)) generated by the EMAT.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제22권1호
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• pp.1-11
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• 1990

중수는 중수형 원자로의 감속재 및 냉각재로 사용되고 있으며 그 가격이 고가이기 때문에 일단 계통내에서 사용된 후 농도가 낮아진 저등급 중수는 중수승급기를 통해 99.8% 이상으로 농축 재생되어 중수로로 재주입되고 있다. 본 연구에서는 중수승급기의 공정을 면밀히 검토하였고 정상상태의 중수증류공정의 해석을 위하여 이론적인 모델을 제시하였으며 변수들간의 관계식을 설정하였다. 그리고 이 비선형 관계식을 단계적으로 처리하는 알고리즘의 전산 프로그램 UPGR을 개발하였다. 전산코드의 결과는 실제 운전 데이타와 잘 일치하였다. 월성 1호기에서 이를 이용한 운전지침의 제시, 운전효율의 평가, 성능평가 및 성능관리를 수행함으로써 중수승급기의 효율적인 운전에 기여하고 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권5호
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• pp.1892-1900
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• 2023

A protective oxide layer forms on the material surfaces of a Nuclear Power Plant during operation due to high temperature. These oxides can host radionuclides, the activated corrosion products of fission products, resulting in decommissioning workers' exposure. These deposited oxides are iron oxides such as Fe₃O₄, Fe₂O₃ and mixed ferrites such as nickel ferrites, chromium ferrites, and cobalt ferrites. Developing a new chemical decontamination technology for domestic CANDU-type reactors is challenging due to variations in oxide compositions from different structural materials in a Pressurized Water Reactor (PWR) system. The Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) has already developed a chemical decontamination process for PWRs called 'HyBRID' (Hydrazine-Based Reductive metal Ion Decontamination) that does not use organic acids or organic chelating agents at all. As the first step to developing a new chemical decontamination technology for the Pressurized Heavy Water Reactor (PHWR) system, we investigated magnetite dissolution behaviors in various HyBRID inorganic acidic solutions to assess their applicability to the PHWR reactor system, which forms a thicker oxide film.

• 비파괴검사학회지
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• 제36권1호
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• pp.60-67
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• 2016

가압중수로는 운전중 연료교체가 가능하도록 설계된 연료관에서 핵분열을 유도하여 에너지를 얻는다. 연료관은 핵연료와 직접 접촉하며 원자로 냉각재의 통로인 압력관, 주위 감속재와 접촉하며 원자로에 확관된 원자로관, 이것을 양쪽에서 지지하는 엔드피팅과 압력관과 원자로관의 접촉을 방지하기 위한 스페이서 등으로 구성되어 있다. 연료관은 가장 안전성이 요구되는 설비이므로, 캐나다 기술기준 CSA N 285.4에 따라 주기적이고 철저한 가동중검사를 수행하여 건전성을 확인한다. 월성 중수로 연료관의 가동중검사를 수행하기 위해 연료관 검사시스템을 개발하였다. 본 논문은 월성 연료관 현장시험 결과를 검토하고, 개발된 연료관 검사시스템의 유효성을 확인하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권2호
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• pp.155-159
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• 2016

Background: Nuclear reactors produce a great number of antielectron neutrinos mainly from beta-decay chains of fission products. Such neutrinos have energies mostly in MeV range. We are interested in neutrinos in a region of keV, since they may take part in special weak interactions. We calculate reactor antineutrino spectra especially in the low energy region. In this work we present neutrino spectrum from a typical pressurized water reactor (PWR) reactor core. Materials and Methods: To calculate neutrino spectra, we need information about all generated nuclides that emit neutrinos. They are mainly fission fragments, reaction products and trans-uranium nuclides that undergo negative beta decay. Information in relation to trans-uranium nuclide compositions and its evolution in time (burn-up process) were provided by a reactor code MVP-BURN. We used typical PWR parameter input for MVP-BURN code and assumed the reactor to be operated continuously for 1 year (12 months) in a steady thermal power (3.4 GWth). The PWR has three fuel compositions of 2.0, 3.5 and 4.1 wt% $^{235}U$ contents. For preliminary calculation we adopted a standard burn-up chain model provided by MVP-BURN. The chain model treated 21 heavy nuclides and 50 fission products. The MVB-BURN code utilized JENDL 3.3 as nuclear data library. Results and Discussion: We confirm that the antielectron neutrino flux in the low energy region increases with burn-up of nuclear fuel. The antielectron-neutrino spectrum in low energy region is influenced by beta emitter nuclides with low Q value in beta decay (e.g. $^{241}Pu$) which is influenced by burp-up level: Low energy antielectron-neutrino spectra or emission rates increase when beta emitters with low Q value in beta decay accumulate Conclusion: Our result shows the flux of low energy reactor neutrinos increases with burn-up of nuclear fuel.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제34권2호
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• pp.87-94
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• 2009

삼중수소는 중수로형 원전에서 방사선작업종사자의 내부피폭을 일으키는 주요 방사성핵종 중의 하나이다. 이 핵종은 계통에서 HTO 형태로 비교적 쉽게 누설되며, 호흡과정을 통해 작업종사자의 신체내부로 유입된다. 이러한 삼중수소는 신체 내에서 약 2시간 후에 평형에 도달하며, 약 10일의 유효반감기를 가지고 신체로부터 제거된다. 신체내의 삼중수소는 체액을 따라 유동하기 때문에 전신이 피폭을 받게 된다. 원전의 운영경험에 의하면 원전종사자의 전체 피폭방사선량의 약 20$\sim$40% 정도가 삼중수소에 의한 내부피폭으로 발생하고 있다. 따라서, 원전의 방사선안전관리 측면에서 볼 때 중요하게 관리되는 방사성핵종이다. 본 논문에서는 중수로 원전에서 삼중수소의 흡입에 따른 뇨시료 중의 삼중수소 방사능 측정 자료를 이용하여 삼중수소의 인체 대사모델을 수립하고, 이를 근거로 피폭방사선량 평가의 중요 인자인 유효반감기를 분석하였다. 이 결과에 따르면 국내 원전 종사자의 유효반감기는 국제방사선 방호위원회에서 제시한 10일보다 짧은 것으로 나타났다.