• Nuclear Engineering and Technology
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• 제38권2호
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• pp.163-174
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• 2006

The $Ph{\acute{e}}bus$ FP project is an international reactor safety project. Its main objective is to study the release, transport and retention of fission products in a severe accident of a light water reactor (LWR). The FPT4 test was performed with a fuel debris bed geometry, to look at late phase core degradation and the releases of low volatile fission products and actinides. Post Test Analyses results indicate that releases of noble gases (Xe, Kr) and high-volatile fission products (Cs, I) were nearly complete and comparable to those obtained during $Ph{\acute{e}}bus$ tests performed with a fuel bundle geometry (FPT1, FPT2). Volatile fission products such as Mo, Te, Rb, Sb were released significantly as in previous tests. Ba integral release was greater than that observed during FPT1. Release of Ru was comparable to that observed during FPT1 and FPT2. As in other $Ph{\acute{e}}bus$ tests, the Ru distribution suggests Ru volatilization followed by fast redeposition in the fuelled section. The similar release fraction for all lanthanides and fuel elements suggests the released fuel particles deposited onto the plenum surfaces. A blockage by molten material induced a steam by-pass which may explain some of the low releases. The revaporisation testing under different atmospheres (pure steam, $H_2/N_2$ and steam /$H_2$) and up to $1000^{\circ}C$ was performed on samples from the first upper plenum. These showed high releases of Cs for all the atmospheres tested. However, different kinetics of revaporisation were observed depending on the gas composition and temperature. Besides Cs, significant revaporisations of other elements were observed: e.g. Ag under reducing conditions, Cd and Sn in steam-containing atmospheres. Revaporisation of small amounts of fuel was also observed in pure steam atmosphere.

• 수산해양기술연구
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• 제28권1호
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• pp.71-78
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• 1992

Zr-4 used for a cladding and an end plug of reactor component has creep deformation under operation at high temperature. Creep is regarded as the time dependent deformation of a material under constant applied stress. Although the major source of the deformation of zirconium component in water-cooled reactors is irradiation creep, the thermal creep may give a rise to significant deformation in reactor component especially at relatively high temperatures and at various constant stresses, and therefore it must be predicted accurately. Stress relaxation is the time dependent change of stress at constant strain and it is a process related intimately to creep. In this paper, the creep behavior and stress relaxation of Zr-4 is examined at the temperature of 50$0^{\circ}C$ that is 40% of the absolute melting temperature of Zr-4 under the stress below yield stress and under the various constant strains. The results obtained are summarized as follows: 1) With an increase of stress, the steady state creep rate increases and the creep rupture time decreases. 2) The steady state creep rate $\varepsilon$(%/s) for the stress $\sigma$sub(c) (kgf/mm super(2)) of Zr-4 increases outstandingly. All the empirical equations computed for Zr-4 increases outstandingly. All the empirical equations computed for Zr-4 are in accord with Norton's model equation($\varepsilon$=K$\sigma$ sub(c) super (n)). The constants of materials computed are as follows: K=3.9881$\times$10 super(-5), n=1.9608 3) The rupture time T sub(r) (hr) decreases linearly with the increase of stress on the log-log scaled graph. The empirical equations computed for Zr-4 are in accord with Bailey's model equation (T sub(r)=K sub(1)$\sigma$sub(c) super(m)). The constants of materials computed are as follows: K sub(1)=1.2875$\times$10 super(16), m=-3.467 4) It seems clear that the strain could be quantitatively dependent on the high temperature creep properties such as creep stress, rupture time, steady state creep rate and total creep rate. It is found that these relationships are linear on the log-log graph. 5) In stress relaxation test, as the critical constant strain that can be allowed to the specimen is larger, stress relaxation becomes more rapid, and as the constant strain is smaller, the stress relaxation becomes slower.

• 한국수산과학회지
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• 제30권5호
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• pp.816-822
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• 1997

최근 biotechnology 발전과 같이하여 미생물 고정화법이 급속히 진보하였다. 도처에 있는 biological midia로부터 products를 추출하기 위해 미생물 고정화법은 많이 적용되고 있지만 아직 하수처리에 적용은 되고 있지 않다. 그러므로 본 연구에서는 순환 양식 시스템에 고정화기술의 적용 가능성을 타진하였다. fludized bed reactor에서 bead에 고정화된 질화세균군을 사용하기 위해서는 고정화 bead의 내구성이 높아야함으로 각 고정화법에 따른 강도는 $Ba^{++}-alginate$ bead가 1450g의 breaking force로 가장 높은 내구력을 지니고 있음으로 가장 적합한 bead라고 할 수 있었다. 또한 20 mg/L ammonium ion을 제거 하는데 $Ba^{++}-alginate$ bead는 다른 두 bead보다 훨씬 논은 활성을 나타내었으며, 아울러 고정화 질화세균군이 비고정화 질화세균군보다 높은 질화 효율을 보여 주었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권4호
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• pp.423-434
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• 2016

인접 국가인 일본의 후쿠시마 원전에서 극한 자연재해로 인한 중대사고가 발생하면서, 국내에서 중대사고 및 확률론적 안전성 평가 (PSA, Probabilistic Safety Assessment)에 대한 중요성이 재인식되었다. 국내에서는 원전의 소외결말을 평가하는 3단계 PSA에 대한 연구개발이 최근까지 거의 이루어지지 않았다. 본 논문에서는 국외 3단계 PSA 전산코드 중, 미국의 MACCS2 (MELCORE Accident Consequence Code System 2), 유럽의 COSYMA (COde SYstem from Maria) 그리고 일본의 OSCAAR (Off-Site Consequence Analysis code for Atmospheric Releases in reactor accidents)에 대한 간략한 분석과 미국의 MACCS2에 대한 단점 및 한계점 분석을 수행하였다. 국내 외 전문가들에 의해 공통적으로 지적되어 온 MACCS2의 한계점은 다수호기사고와 사용후핵연료 저장조로부터의 방출 모사의 불가능, 그리고 대기확산모델을 단순 가우시안 플륨모델을 기본으로 한다는 것이며, 이중 일부는 MACCS2업데이트 버전을 통해 개선되어 왔다. Food chain 모델의 모사의 제한, 해양 및 수계 확산모델의 부재, 제한된 범위의 경제영향평가 등 또한 개선되어야 할 사항이다. 기술보고의 결과는 국내 3단계 PSA 관련 기술 개발을 위한 기초자료로 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제28권5호
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• pp.535-542
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• 2015

원자로 격납건물은 냉각재상실사고와 같이 내부의 과도한 압력이 유발되는 사고에 있어서도 방사성 물질이 외부로 누출되지 않도록 막는 최종의 방벽이다. 이러한 격납건물의 기능적 중요성에 기인하여, 건설 초기 구조건전성시험(SIT)을 수행한다. 이러한 SIT거동을 가장 실제와 가깝게 예측하기 위한 해석 연구를 수행하였다. 해당 연구의 결과는 2편의 논문으로 정리되었는데, 본 논문은 그 중 II편으로 I편의 해석모델 구성 시의 주요 고려사항의 분석 및 예비해석 결과를 반영한 상세 해석 모델의 구성 과정 및 해석 결과를 제시하고 있다. 특히 비부착식 텐던으로 시공된 구조물에서 덕트관에 의한 강성 저감효과 및 덕트관을 사이에 둔 텐던과 콘크리트간의 밀착 여부에 따른 영향을 해석 시 최대한 고려하고자 하였다. 이러한 과정을 통해 구축된 해석 모델에 따른 변위과 신고리 3호기 SIT 측정변위를 비교한 결과, ASME CC-6000 기준을 충분히 만족시키는 결과가 나타남을 확인하였다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제28권5호
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• pp.523-533
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• 2015

원자로 격납건물은 냉각재상실사고와 같이 내부의 과도한 압력이 유발되는 사고에 있어서도 방사성 물질이 외부로 누출되지 않도록 막는 최종의 방벽이다. 이러한 격납건물의 기능적 중요성에 기인하여, 건설 초기 구조건전성시험(SIT)을 수행한다. 신고리 3호기 SIT 시험 당시 계측된 변위를 예측하기 위한 초기 해석 모델은 일부 위치에서 실제 변위를 과소 평가하는 경향을 보임에 따라 이를 개선하고자 하는 연구가 수행되었다. 해당 연구의 결과를 I 편과 II 편의 논문으로 정리하였으며, 본 I 편에서는 초기 해석모델을 개선해가는 과정에서의 해석모델 구성 시의 주요 고려사항의 분석 및 예비해석 결과를 제시하고 있다. 우선적으로 콘크리트 자체의 해석요소(mesh) 구성과 라이너, 철근, 텐던 등의 요소간의 연결 설정이 중요함을 확인하였다. 또한, 다양한 예비해석의 결과를 통해 비부착식 텐던으로 시공된 구조물에서 덕트관에 의한 강성 저감 효과 및 덕트관을 사이에 둔 텐던과 콘크리트간의 밀착 여부에 따른 강성 영향을 적절히 고려하는 것이 중요함을 확인하였다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제21권1호
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• pp.409-416
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• 2020

전세계적으로 다양한 규모의 지진이 계속하여 발생하고 있으므로 원자로용 격납구조가 구조적인 건전성을 유지하기 위해서는 내진성능의 확보가 필수적이다. 따라서 소형 원자로용 모듈화 격납구조의 경우에도 내진성능의 분석이 필요하다. 본 연구에서는 소형 원자로용 모듈화 격납구조의 내진성능 분석을 위해 콘크리트 모듈 간 접촉면과 긴장재를 반영한 유한요소 모델을 작성하여 고유진동해석과 지진해석을 수행한다. 이를 통해 입력지진파에 의한 모듈화 격납구조의 변위, 응력 및 연결부 접촉면 갭 크기의 변화특성을 분석한다. 그리고 긴장력, 연결부 접촉면 마찰계수 및 입력지진파의 변화가 내진성능에 미치는 영향을 분석한다. 비교를 위해 일체화 격납구조의 내진성능도 분석한다. 긴장재의 긴장력과 모듈 연결부 접촉면의 마찰력에 의한 합성효과로 모듈화 격납구조는 발생 가능성이 가장 높은 1, 2차 고유모드에서 일체화 격납구조와 유사한 횡방향 동적거동을 한다. 긴장재의 긴장력과 연결부 접촉면의 마찰력에 의한 합성효과가 충분히 발휘될 경우, 연결부를 갖는 모듈화 격납구조에서도 일정수준 이상의 내진성능이 확보된다. 연결부 접촉면 재질을 마찰계수가 더 큰 재료로 바꿀 경우 추가적인 내진성능 향상이 기대된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권2호
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• pp.268-279
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• 2018

The ALCYONE multidimensional fuel performance code codeveloped by the CEA, EDF, and AREVA NP within the PLEIADES software environment models the behavior of fuel rods during irradiation in commercial pressurized water reactors (PWRs), power ramps in experimental reactors, or accidental conditions such as loss of coolant accidents or reactivity-initiated accidents (RIAs). As regards the latter case of transient in particular, ALCYONE is intended to predictively simulate the response of a fuel rod by taking account of mechanisms in a way that models the physics as closely as possible, encompassing all possible stages of the transient as well as various fuel/cladding material types and irradiation conditions of interest. On the way to complying with these objectives, ALCYONE development and validation shall include tests on $PWR-UO_2$ fuel rods with advanced claddings such as M5(R) under "low pressure-low temperature" or "high pressure-high temperature" water coolant conditions. This article first presents ALCYONE V1.4 RIA-related features and modeling. It especially focuses on recent developments dedicated on the one hand to nonsteady water heat and mass transport and on the other hand to the modeling of grain boundary cracking-induced fission gas release and swelling. This article then compares some simulations of RIA transients performed on $UO_2$-M5(R) fuel rods in flowing sodium or stagnant water coolant conditions to the relevant experimental results gained from tests performed in either the French CABRI or the Japanese NSRR nuclear transient reactor facilities. It shows in particular to what extent ALCYONE-starting from base irradiation conditions it itself computes-is currently able to handle both the first stage of the transient, namely the pellet-cladding mechanical interaction phase, and the second stage of the transient, should a boiling crisis occur. Areas of improvement are finally discussed with a view to simulating and analyzing further tests to be performed under prototypical PWR conditions within the CABRI International Program. M5(R) is a trademark or a registered trademark of AREVA NP in the USA or other countries.

• 청정기술
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• 제27권4호
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• pp.325-331
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• 2021

본 연구에서는 미이용 바이오매스인 3급 목재펠렛 및 커피박을 이용하여 바이오카본을 생산하고 이를 통하여 저분자 극성 휘발성 유기화합물인 포름알데하이드 및 아세트알데하이드 제거 성능 실험을 수행하였다. 바이오카본 생산 실험은 이산화탄소를 활성화제로 사용하여 고정층 반응기에서 수행하였다. 활성화 실험 시 반응온도 900 ℃ 및 이산화탄소 1 L min^-1으로 반응조건을 고정하여 진행하였다. 활성화 실험 결과 1급 목재펠렛으로부터 생산한 바이오카본의 BET 비표면적이 약 788 m² g^-1으로 가장 높음을 알 수 있었고 커피박으로부터 생산한 바이오카본이 약 544 m² g^-1으로 가장 낮게 나타났다. 본 실험을 통해 생산된 바이오카본은 대부분 마이크로 기공을 가진 것으로 나타났다. 바이오매스 원료 내 회분의 함량이 낮을수록 바이오카본의 비표면적이 높아지는 것으로 나타났다. 포름알데하이드 및 아세트알데하이드 제거 실험 결과 1급 및 3급 목재펠렛으로 부터 생산한 바이오카본에 비해 커피박으로부터 생산한 바이오카본이 더욱 우수한 흡착 성능을 보여주었다. 추가적으로 상용 첨착 활성탄과 커피박으로부터 생산한 바이오카본의 비교 실험을 진행하였다. 포름알데하이드 제거 성능은 상용 첨착 활성탄이 우수한 반면 아세트알데하이드 제거에는 커피박으로부터 생산한 바이오카본이 우수한 것으로 나타났다.

• 공업화학
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• 제32권6호
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• pp.640-646
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• 2021

본 연구에서는 열분해유 유래 피치 합성 및 합성 피치로부터 이방성 미세구조를 갖는 코크스를 제조하고 그 특성을 평가하였다. 열분해유는 주로 방향족 고리가 2~3개로 구성된 분자로 이루어져 있어, 400 ℃ 이상의 온도에서 흡열반응인 축합중합으로 피치가 제조되었다. 코크스 반응기는 피치를 유동화 시키는 전처리 반응기, 코킹화 열에너지를 가해주는 preheater 및 코크스의 미세구조를 유도하는 코크스 드럼으로 구성되었으며, preheater의 온도를 400~490 ℃로 조절하여 제조된 피치로부터 코크스를 제조하고 편광현미경, XRD 및 Raman spectroscopy로 특성을 평가하였다. Preheater의 온도가 460 ℃에서 제조된 코크스는 이방성 미세조직이 flow 형태로 나타났으며, 높은 결정성으로 전기전도성이 72.0 S/cm이였다. 그리고 전도성 탄소 재료인 Super-P보다 대략 2.2배 높은 전기전도성을 나타냈다.