• 공업화학
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• 제7권6호
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• pp.1164-1173
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• 1996

현재 국내에서 가동중인 원자력발전소 공급용 핵연료 분말제조 공정에서 발생되는 폐액의 물성과 처리방법에 대한 연구가 수행되었다. 중수로형과 경수로형 발생 폐액에 함유된 우라늄을 회수/처리하기 위하여, 공히 폐액 속의 탄산이온의 제거가 필수적이다. 중수로형은 ADU 형태로 경수로형의 경우 $UO_4$ 화합물 형태로 처리하는 것이, 최종 폐액의 우라늄 농도를 최소화할 수 있었다. 처리후 폐액의 우라늄 농도는 중수로형 폐액의 경우, 폐액을 가열하여 ADU를 제조한 후 여액에 lime을 처리하는 방법으로 1ppm까지, 경수로형 폐액의 경우 $UO_4{\cdot}2NH_4F$형태로 우라늄을 침전시킬 경우 0.8ppm까지 여액중의 우라늄 농도를 낮출 수 있었다. 최적 처리조건은 중수로형 폐액의 경우 $101^{\circ}C$까지 단순 가열방법이, 경수로형 폐액의 경우 가열한 후 $60^{\circ}C$에서 암모니아로 pH를 9.5로 조절한 후 과산화수소 용액을 첨가하여 1시간 반응시키는 경우로 나타났다. 폐액으로부터 회수된 우라늄 화합물은, 중수로형 폐액인 경우 pH가 낮을수록 회수된 ADU 입자의 크기가 증가하였으며, 경수로형 폐액인 경우 회수된 uranium peroxide 화합물을 공기분위기에서 열분해시킨 결과 기존의 AUC 분말이 열분해되어 나타내는 특성과 동일한 특성을 보임에 따라 핵연료분말 제조공정으로 recycle이 가능한 것으로 판단되었다.

• 한국지능시스템학회논문지
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• 제3권2호
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• pp.18-35
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• 1993

가압경수로형 원자력발전소 수위제어시스템과 특히 저출력시 수위제어상의 문제점들이 분석 및 고찰되었으며 저출력으로 운전시의 여러 과도특성에서도 안정된 제어를 하고 급수펌프고장과 같은 큰 수위변동 발생시에는 신속한 수위응답을 얻기 위한 방법이 주로 연구되었다. 제어기의 기본 알고리즘으로 퍼지제어기법을 적용하였으며 여기에 필요한 제어규칙 및 알고리즘은 운전원의 지식과 한국원자력연구소에 설치된 교육훈련용 모의제어반에서의 수동운전경험을 바탕으로 설정되었다. 실제 시스템 구현관점에서 제어변수 및 적용규칙은 보다 간편한 튜닝과 입출력변수간의 영향을 고려하여 세워졌다. 저유량일 때 측정이 불량한 유량신호에 대해, 중기발생기를 압력제어모드로 운전할 때에는 유량차의 퍼지변수로서 우회급수밸브의 개도를 이용한 대체정보를 채용하였으며 수위오차의 크기에 따라 유량차의 소속함수를 달리하는 동적인 튜닝방법을 사용하였다. 또한 우회급수와 주급수밸브간 간단한 전환알고리즘의 적용으로 밸브절환시의 수위요동을 억제하고자 하였다. 시뮬레이션 결과 저출력구간에서 원자로출력변동에 대해 기존에 설치된 방법보다 안정된 제어를 하고 동적 튜닝의 적용으로 미세제어동작과 수위오차가 큰 영역의 제어에 대해 신속한 응답과 함께 제어성능이 개선되었음을 보였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제11권2호
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• pp.103-114
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• 2013

한국원자력연구원에서는 사용후핵연료를 직접 처분하는 대신 이를 처리하여 발생하는 방사성 폐기물을 심지층에 직접 처분하는 방식의 A-KRS 개념의 방사성폐기물 처분 시스템을 개발해 오고 있다. 이러한 A-KRS 개념에 대한 장기적 안전성 및 처분 시스템 성능 평가를 위한 모델을 GoldSim을 이용 개발하고 이를 지속적으로 수정 보완하고 개선해 오고 있다. KAERI에서 개발된 A-KRS 모델의 신뢰도를 증진 시키기 위하여 유사하게 개발된 다른 모델과의 벤치마킹을 통한 비교 연구의 결과를 제시하였다. A-KRS모델을 미국 NRC에서 SwRI 연구소의 협력을 통하여 개발하여 처분 시스템 성능평가에 활용한 SOAR와 비교하고 병행하여 스웨덴의 SKB에서 최근 수행한 SR-SiTE 안전성 평가를 통하여 KBS-3 개념의 처분 시스템 내 전단 응력에 따른 용기의 파손에 따른 유출 계산 결과와도 비교 검토하여, 전반적으로 상호 잘 일치하는 결과를 얻어 내었다. 보다 개선된 GoldSim으로의 모델의 이행의 필요성은 있으나 A-KRS 모델이 GoldSim을 통해 잘 이행되어 처분 시스템 안전성 평가에 적합한 것으로 나타났다.

• 한국세라믹학회지
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• 제50권2호
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• pp.122-126
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• 2013

The surface roughness of the inner and outer surfaces of a tube is an important requirement for nuclear fuel cladding. When an inner SiC clad tube, which is considered as an advanced Pressurized Water Cooled Reactor (PWR) clad with a three-layered structure, is fabricated by Chemical Vapor Deposition (CVD), the surface roughness of the substrate, graphite, is an important process parameter. The surface character of the graphite substrate could directly affect the roughness of the inner surface of SiC deposits, which is in contact with a substrate. To evaluate the effects of the surface roughness changes of a substrate, SiC deposits were fabricated using different types of graphite substrates prepared by the following four polishing paths and heat-treatment for purification: (1) polishing with #220 abrasive paper (PP) without heat treatment (HT), (2) polishing with #220 PP with HT, (3) #2400 PP without HT, (4) polishing with #2400 PP with HT. The average surface roughnesses (Ra) of each deposited SiC layer are 4.273, 6.599, 3.069, and $6.401{\mu}m$, respectively. In the low pressure SiC CVD process with a graphite substrate, the removal of graphite particles on the graphite surface during the purification and the temperature increasing process for CVD seemed to affect the surface roughness of SiC deposits. For the lower surface roughness of the as-deposited interlayer of SiC on the graphite substrate, the fine controlled processing with the completed removal of rough scratches and cleaning at each polishing and heat treating step was important.

• 공업화학
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• 제10권1호
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• pp.51-57
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• 1999

원자로 정지시 냉각제 계통내 탈염 공정의 최적운전에 도움을 줄 목적으로 Amberite IRN 77 양이온 교환수지상에서 Ni(II), Co(II) 및 Ag(I) 이온의 흡착특성을 연구하였다. 양이온 교환수지상에서 Ni(II), Co(II) 및 Ag(I) 이온 각각의 흡착 메카니즘은 Langmuir isotherm에 잘 일치하였다. 양이온교환수지의 형태에 따른 영향으로서 $H^+$-형의 수지의 흡착 및 처리 용량은 $Li^+$-형의 수지보다 우수하였다. 다성분계의 용액을 위한 연속식 이온교환공정에서 양이온교환수지의 흡착선택성은 Ni(II)${\approx}$Co(II)>Ag(I)였으며, 유속의 증가는 수지의 처리용량 뿐만 아니라 파과곡선의 기울기를 감소시켰다.

• 비파괴검사학회지
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• 제24권2호
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• pp.136-141
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• 2004

배관에서의 균열 탐지를 위해서 비틀림 모드 유도초음파 검사법을 적용하였다. 배관에서 비틀림 모드의 생성 및 수신을 위하여 배열형 전자기음향 탐촉자 (EMAT, electromagnetic acoustic transducer)를 설계, 제작하였다. 직경 2.5 인치의 배관에 대해 주파수 2000kHz의 비틀림 모드 유도초음파를 적용하였으며 가진용으로 4개의 배열형 EMAT를 제작하였으며, 별도의 수신용 EMAT를 설계 제작하였다. 실제 중수로 피더관 mock-up에 대해 곡관부에 다양한 깊이의 인공 결함을 가공한 뒤 약 2 hi 거리에서 각각의 탐지능을 실험하였다. 결함 깊이가 관 두께 대비 5% 인 경우에도 결함 신호를 탐지할 수 있었으나 결함의 깊이와 신호 진폭과의 관계성은 나타나지 않았다.

• 비파괴검사학회지
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• 제34권4호
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• pp.311-317
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• 2014

가압경수로형 원자력발전소 소유자 그룹은 ASME Sec. XI 코드의 배관 샘플링검사법 대안으로 리스크 정보를 활용한 가동중검사 프로그램(RI-ISI)을 개발 및 적용하였다. RI-ISI 프로그램은 파손 메커니즘이 있는 고위험도 배관에 검사를 집중함으로써 발전소의 전반적인 안정성을 향상시켰다. 또한, RI-ISI 프로그램은 비파괴검사 물량, 검사자 방사선 피폭, 검사 시간 등을 줄일 수 있다. 배관 RI-ISI 방법은 한국 표준형 원자력 발전소 3개호기에 적용되고 있으며 다른 발전소도 개발중에 있다. 이 논문에서는 프라마톰형(프랑스형) 원전에 대한 RI-ISI 방법을 연구하고 그 결과를 나타내었다. 프라마톰형 원전에 대한 RI-ISI 적용은 발전소 안전성을 향상시키고 유지시키며 계량화할 수 없는 이익을 준다는 결론에 도달하였다.

• 한국재료학회지
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• 제4권4호
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• pp.445-452
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• 1994

가압 경수로 핵연료의 중성자 조사 조건에서 Zircaloy피복관의 3축방향으로의 변동거동은 집합도 계수에 따른 크립 이방성고 조사성장 이방성을 통하여 분석될 수 있다. 이러한 크립과 조사성장의 이방성이 Zircaloy피복관의 각 축방향 변형율에 미치는 영향을 평가할 수 있는 방법론이 제시되었다. 연소 후 측정된 KOFA Zircaloy-4피복관의 변형율과 핵연료 성능 분석 코드의예측치를 토대로 하여 각 축방향 변형율을 계산한 결과 KOFA Aircaloy-4 피복관의 원주방향 변형은 크립에 의해 주로 일어난 반면, 피복관의 길이방향 변형은 조사성장에 의하여 일어났으나 낮은 조사량에서는 크립의 영향도 상당히 큰것으로 나타났다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.513-518
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• 1996

This report presents a demonstration of application of realistic evaluation methodology to a posturated cold leg large break LOCA in a Westinghouse three-loop pressurized water reactor with 17$\times$17 fuel. The new method of this analysis can be divided into three distinct step: 1) Best Estimate Code Validation and Uncertainty Quantification 2) Realistic LOCA Calculation 3) Limiting Value LOCA Calculation and Uncertainty Combination RELAP5/MOD3/K ［1］, which was improved from RELAP5/MOD3.1, and CONTEMPT4/MOD5 code were used as a best estimate thermal-hydraulic model for realistic LOCA calculation. The code uncertainties which will be determined in step 1) were quantified already in previous study ［2］, and thus the step 2) and 3) for plant application were presented in this paper. The application uncertainty parameters are divided into two categories, i.e. plant system parameters and fuel statistical parameters. Single parameter sensitivity calculations were performed to select system parameters which would be set at their limiting value in Limiting Value Approach (LVA) calculation. Single run of LVA calculation generated 27 PCT data according to the various combinations of fuel parameters and these data provided input to response surface generation. The probability distribution function was generated from Monte Carlo sampling of a response surface and the upper 95$^{th}$ percentile PCT was determined. Break spectrum analysis was also made to determine the critical break size. The results show that sufficient LOCA margin can be obtained for the demonstration NPP.

• 대한기계학회논문집B
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• 제23권11호
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• pp.1390-1398
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• 1999

A numerical analysis for ROT sparger of PWR(Pressurized Water Reactor) is carried out. Computation is performed to investigate the flow characteristics as the change of design factor. As the result of this study, RDT sparger's flow resistance coefficient is K=3.53 at the present design condition if engineering mar&in is considered with 20%, and flow ratio into branch pipe is $Q_s/Q_i=0.41$. Velocity distribution at exit is not uniform because of separation in branch pipe. In the change of inlet flow rate and section area ratio of branch pipe for main pipe, flow resistance coefficient is increased as $Q_s/Q_i$ decreasing, but in the change of branch angle and outlet nozzle diameter of main pipe, flow resistance coefficient is decreased as $Q_s/Q_i$ decreasing. As the change rate of $Q_s/Q_i$ is the larger, the change rate of flow resistance coefficient is the larger. The change rate of pressure loss is the largest change as section area ratio changing. The optimal design condition of sparger is estimated as the outlet nozzle diameter ratio of main pipe is $D_s/D_i=0.333$, the section area ratio is $A_s/A_i=0.2$ and the branch angle is ${\alpha}=55^{\circ}$.