상평형 계산 기법을 이용하여 Mn 계 스테인레스강의 합금 설계 방안을 제시하였단. 고온가공성, 내식성 및 인성 등 각각의 특성에 영향을 미치는 미세조직상의 요인 및 상호 연관성을 분석하였으며, 이러한 미세 상 조직과 Cr, Mn, W, N 등 합금 원소와의 상관 관계를 열역학 계산을 통해 예측함으로써 최적의 특성을 나타낼 수 있는 미세조직을 얻기 위한 최적 조성의 도출 방향을 제시하였다.

핵융합로 제1벽재로서 주목받고 있는 저방사화 Cr-Mn-W계 오스테나이트 스테인리스강에 소량의 V을 첨가하고 그 기본 조성에 시그마상의 생성억제와 합금의 고온강도 향상에 효과가 있는 질소함량을 변화시켜 미세 조직 특성 및 부식 저항성에 미치는 영향을 살펴보았다. 질소함량의 변화에 의한 영향과 더불어 소둔열처리 온도의 영향도 살펴보았다. 부식저항성 평가를 위해서는 양극분극시험, 침지시험, Huey시험을 행하였으며, 기계적 성질 평가를 위해서는 경도시험 및 인장 시험을 행하였다 그 결과 질소량이 증가할수록 오스테나이트상이 안정화되어 그 양이 증가하며 고용강화에 의해 경도치도 함께 증가함을 알 수 있었다 경도치는 또한 소둔온도가 증가함에 의해 감소함을 알 수 있었다. 한편 소둔온도가 증가할수록 페라이트량이 증가함을 확인하였다. 부식저항성은 질소량이 증가할수록 소둔온도가 증가할수록 향상됨을 알 수 있었다.

원자력 발전소 증기발생기 전열관 재료인 합금 600의 대체재료로써 설계된 합금 690의 내식성의 향상을 위해서 염소 이온이 다량 포함된 환경에서의 부식 저항성을 크게 향상시킨다고 보고된 Mo을 첨가하여 부식 및 기계적 특성에 미치는 영향을 알아보았다. 미세조직상 Mo를 첨가함에 따라 기지에 미세한 석출물이 석출되어 입자의 미세화를 얻을 수 있었으며 연신율의 감소없이 항복 강도, 인장 강도 및 경도의 향상을 얻을 수 있었다. 공식 저항성은 Mo의 첨가량이 증가함에 따라 부식 속도가 감소하였다. 양극 분극 시험에서도 5$0^{\circ}C$, 3.5wt% NaCl 용액과 0.5N HCl 용액 모두에서 Mo의 함량이 증가할수록 부동태화 전류 밀도 및 임계 부동태화 전류 밀도가 감소하여 전반적으로 현저한 내식성의 향상을 관찰할 수 있었다.

핵연료 성능과 uranium loading 향상을 위하여 제조한 $U_3$Si ribbon은 초정 $U_3$S $i_2$와 uranium solid solution으로 이루어져 있으며, 잘 발달된 dendrite 조직을 이루고 있다. 또한 grain size는 종전 ingot 제조방법에 비하여 약 1/20 정도로 미세하다. $700^{\circ}C$와 80$0^{\circ}C$에서 열처리한 $U_3$Si grain 내 twinning 현상은 이 온도구간에서 ordering 변태가 일어나는 것을 나타내며, TEM electron diffraction pattern 분석결과 twin은 {011}$_{fct}$ twin Plane을 따라 일어나는 것을 확인하였다.다.

Chip machining에 의한 U$_3$Si 분말제조시 절삭가공조건이 분말 입도 분포에 미치는 영향을 조사하기 위하여 U$_3$Si ingot를 선반에서 초경공구를 사용하여 절삭속도 및 이송속도를 변화시키면서 chip을 가공하였고, 가공된 chip의 형상을 광학현미경으로 관찰하고 칩의 크기를 측정하였다. 모든 절삭조건에서 톱니모양의 칩(saw toothed chip)이 형성되었으며, 일정한 절삭속도에서 공구의 이송속도를 변화시켰을 때 이송속도가 증가함에 따라 칩 두께의 증가와 함께 chip segment의 폭도 증가하여 chip segment 의 크기가 뚜렷이 증가함을 보였다. 또한 chip segment의 크기는 절삭속도 보다는 공구의 이송속도에 크게 영향을 받는 것을 알 수 있었고 분말의 입도 분포에도 크게 영향을 미치는 것으로 나타났다.

원전 연료는 이산화 우라늄의 원통형 소결체를 지르칼로이 피복관에 장입 시킨 원전 연료봉을 집합체 다발로 조립하여 제조된다. 지금까지 국산 연료에는 연료봉의 전길이에 대하여 일정한 농축도의 소결체가 장입 되도록 설계 및 제조되어 왔다. 그러나 Westinghouse의 V5H 연료에서는 연료봉의 상 하단에 각각 6 인치 길이의 천연 우라늄 소결체가 추가로 장입 되어야 하는 이른바 Axial Blanket 연료 제조 기술을 요구하고 있어서 새로운 장비의 도입 또는 개발이 필요하게 되었다. 기존의 소결체 장입 공정은 Siemens사에서 도입된 기술로써 연료봉 양단에 Axial Blanket을 장전 할 수가 멀게 되어 있다. 따라서 기술적으로 Axial Blanket 연료의 제조가 가능할 뿐 아니라 연료의 제조 건전성을 보다 향상시킬 수 있고 생산성이 우수한 장비를 국내 기술로 국산화 개발하였다.

여러 가지 Zr합금에 대한 부식시험을 autoclave를 이용하여 물과 여러 가지 Li 용액에서 수행하였다. 합금은 11종의 신합금을 사용하였는데 크게 나누어 Zircaloy형 합금(ZrSnFeCr), ZrNbFeCr, ZrSnNbFeCr과 ZrFeCr 합금으로 대별되며, 비교평가를 위해 표준 Zircaloy-4 합금에 대해서도 부식시험을 수행하였다. 모든 합금에서 Li을 일정농도이상 첨가할 때 부식은 가속되는데, 부식은 Li의 농도가 2.2와 30 ppm 사이일 때 가속되기 시작한다. Li은 부식거동에 있어서 천이후 영역에서의 부식속도 보다는 천이시간과 무게 증가량에 더 영향을 끼치는 것으로 나타났다. 수소흡수율은 Li 농도와 합금에 따라서 강하게 영향을 받는 것으로 나타났으며, Li 농도가 30 ppm 이상에서는 Li 가속부식과 함께 Li가속 수소흡수현상이 나타났다. ZrSnFeCr합금들은 낮은 부식속도와 늦은 천이현상을 보이며 표준 Zircaloy보다 훨씬 우수한 부식저항성을 보인 반면에, 대부분의 Nb첨가 합금은 높은 부식속도와 빠른 천이 현상을 보였다.

Zr-2.5 % Nb 합금 압력관에서 집합조직이 강도에 미치는 영향을 조사하여 기저면 성분(F)의 강화 효과를 분리하였으며 아울러 온도에 따른 강도의 변화를 조사하였다. As-received 압력관 재료의 상온 항복 강도는 인장 응력에 수직한 면에서 측정한 기저면 성분(F)에 대하여 $\sigma$$_{YS}$ =600 + 410 F 의 관계를, annealing 처리한 등축정 재료의 상온 항복 강도는 $\sigma$$_{YS}$ = 410 +310 F 의 관계를 따르는 것으로 나타나 기저면 성분이 주도적인 강화 효과를 갖는다는 것을 확인 할 수 있다. 따라서 Zr 합금의 항복 강도는 인장 응력에 수직한 면에서의 기저면 성분에 따라 좌우되며, Zr-2.5% Nb 압력관에서 길이 및 원주 방향에서의 항복 강도의 차이는 주로 기저면 성분의 차이 (F)에 의한 것이라고 결론지을 수 있다. $\alpha$-Zr 에서 슬립과 쌍정의 임계 전단 응력 및온도에 따른 변형 기구의 변화에 대하여 논의하였다.

Two techniques for the verification of the phase separation in ferrite phase of primary pressure bounary component materials, the primary cause of thermal aging embrittlement, are presented. Data base of room-temperature Charpy V-notch impact energy during reactor service was estimated as a measure of the degree of embrittlement. The serviceable period of CF-3 and CF-8 alloys as the primary pressure boundary components may be acceptably extended for 60 years of lifetime. However, the integrity of CF-8M alloys can be degraded seriously after several years of service in the nuclear reactor.

A numerical method for treating transient diffusion Involving change of phase is presented. In other methods of dealing with this class of problems, the mass flux balance at the moving phase boundary requires explicit treatment of two distinct phases. The technique, originating from the apparent heat capacity method in transient heat conduction with the phase change, avoids the difficulty by transferring the concentration discontinuity at the boundary to smoothed physical property variations near the moving front. This technique accomodates the nonlinearities which preclude use of analytical solutions. It was tested against known analytical solutions for simple cases and turned out to be quite accurate.

고리원자력1호기에서 각각 2주기, 4주기동안 연소한 핵연료봉 G33-N2(평균연소도:3464MWD/MTU) 및 G23-14(평균연소도:13917MWD/MTU)에 대하여 와전류시험을 수행한 결과 G33-N2 핵연료봉 하단으로부터 각각 2290mm, 2878mm 위치에 관통결함신호와 내부결함신호를 얻었다. 또한 G23-l4 핵연료봉에서는 ridge 와전류신호를 획득하였다. 비파괴적 와전류시험을 통하여 관통결함 및 내부결함으로 예측된 위치에서 파괴적 금속조직시험을 수행하여 얻은 결과는 와전류시험결과와 잘 일치하였다 G23-l4 핵연료봉에서 획득한 ridge 와전류신호는 직경측정시험결과와 비슷한 경향을 보여 주었다. 따라서 와전류시험을 통하여 핵연료봉에 대한 건전성 평가 도구로서의 그 신뢰성이 양호함을 실증하였으며 핵연료봉의 ridge 정보도 제공할 수 있음을 입증하였다.

액체금속로는 기존의 가압경수로와는 달리 55$0^{\circ}C$ 정도의 고온에서 운전이 되므로 고온 열응력이 중요한 문제로 대두되며 따라서 고은에서의 크립(Creep) 변형, 반복되는 기동과 정지 등으로 인한 되풀이 소성변형, 라체팅(Ratchetting), 크립과 소성의 상호작용 및 크립과 피로의 상호작용 등의 평가에 대한 기술 확립과 고온구조물에 대한 우리의 독자적인 설계방법을 개발하는 것이 필요하다 본 연구에서는 범용 유한요소해석코드인 ABAQUS의 축대칭 요소를 이용해서 액체 금속로 원자로용기와 이에 부착된 열소매(Thermal sleeve)를 Y-형태의 구조물로 모델링하여 반복되는 열천이하중에 대한 비탄성 구조해석을 수행하고 크립효과에 대한 영향을 분석하였다. 해석결과 액체금속로와 같은 고온구조물에 대하여 반복 열천이 하중과 고온 지속시간이 유발하는 크립효과가 크게 나타남을 알 수 있었다.

원자력 발전소의 안전성과 향후 수명연장에 있어 중요한 파괴인성 평가기준으로 사용되는 연성-취성 천이온도인 RT$_{NDT}$ 의 중요성과 값 결정에 있어서의 문제점을 살펴보고, 천이온도 영역에서 파괴인성의 통계적 분포를 이용한 RT$_{NDT}$ 예측과 충격시험결과로부터 K곡선을 유도하는 방법에 대한 가능성 등을 논의하였다.

원자로 압력용기 재료인 SA508-3 강의 인장소성변형에 따른 자기적 성질변화를 연구하였다. 소성변형에 따른 보자력, 잔류자화, 자기이력손실 및 Barkhausen Noise의 변화를 측정하였으며, 변형에 따른 자기적성질의 변화를 자구와 전위와의 상호작용으로 설명하였다. 강자성체의 자기적 성질과 기계적 성질 사이는 밀접한 관련이 있으며, 이를 이용하면 압력용기강의 조사효과 평가에 적용 할 수 있을 것으로 보인다.

316LN 스테인레스강의 예민화 특성에 미치는 합금성분의 영향을 분석하기 위해 4종류의 다른 조성을 갖는 합금을 제조하여 Oxalic 시험, Modified Strauss 시험 그리고 DL-EPR 시험을 수행하여 각 시험조건에서의 예민화 특성을 관찰하였다. 실험결과, 짙소 첨가는 예민화 저항성을 증가시키나 그 정도는 미약하여, 0.16 % 질소 첨가강의 예민화 곡선에서 꼭지점은 75$0^{\circ}C$, 3 시간에 위치하였다. 반면, Ti과 B 첨가는 316LN강의 예민화 거동에 매우 큰 영향을 미치며, 0.03 % Ti 및 0.0036 % B 첨가강의 예민화 곡선에서 꼭지점은 14 시간까지 나타나지 않았다. Effective Cr량과 예민화 저항성과의 관계를 경험적으로 표현한 여러가지 관계식에 4종류의 스테인레스 강을 적용시켜 본 결과 기존의 식으로는 Ti 및 B 첨가강에서 발생한 현저한 예민화 저항성 증가를 선명할 수가 없었다. Ti과 B의 성분을 고려한 새로운 관계식이 제안되어야 할 것으로 사료된다.

원자력용 316LN 스테인레스강의 입계탄화물 석출거동에 미치는 질소 및 Ti, B의 미량원소 영향을 시차열분석기(DSC)와 투과전자현미경(TEM)을 이용하여 관찰하였으며, 이들 결과와 예민화 특성과의 관계성을 분석하였다. Ti과 B의 첨가는 316LN 강의 탄화물 석출온도를 높이며, 탄화물 석출에 필요한 활성화에너지 값은 미첨가강에 비해 높았다. TEM/EDX 분석결과, 예민화된 316 LN 강은 M$_{23}$C$_{6}$ 탄화물이 입계에 석출되며 입계에서 Cr 고같층이 관찰되었다. 반면 Ti 및 B 첨가강은 7$50^{\circ}C$, 20시간 열처리 조건에서도 거의 입계석출물이 존재하지 않았으며 일부 소량 존재하는 입계 석출물은 EDX 분석결과 Mo-rich 상인 Laves 상으로 분석되었다. DSC와 TEM 분석 결과는 Oxalic 시험 및 Modified Strauss 시험에 의한 입계 부시시험결과와 잘 일치하였고, Ti 및 B의 첨가는 Cr의 확산을 저지시켜 입계탄화물의 석출 및 성장을 저지하는 역할을 하며, 316LN 강의 예민화 특성을 양호하게 하였다.

최근 일부 PWR 원전에서는 냉각수 유동유발에 의한 집합체 진동에 기인한 것으로 보이는 핵연료 손상이 잇달아 발생하고 있다. 본 시험에서는 모의 핵연료 집합체에 대해 원전운전시 유량(유속)에 따른 집합체외 진동특성을 규명하기 위해 모의 집합체에 대한 유동시험을 수행하였다. 시험결과 매져 모의 연료는 발전소 운전 유동영역 범위내에서 냉각수 유동에 기인한 집합체의 진동현상이 발생함이 확인되었다.

지진 및 냉각재상실사고와 같은 외력에 대한 집합체 구조적 건전성 분석을 위한 해석시 필요한 지지격자의 동적 특성치들을 얻기 위해 17$\times$17 JDFA 중간지지격자에 대한 충격시험을 수행하였으며, 지지격자에 대한 허용충격하중값(Crush Strength)을 구하고 Impact Duration Method를 이용하여 집합체 구조해석에 필요한 지지격자의 동적 강성도 (Dynamic Stiffness)를 구하였다.

영광 3, 4호기에 사용되고 있는 원전 압력용기용 SA-508 IH 강의 미세구조 및 상온 피로균 열성장 특성을 고찰하였다. 본 강재의 미세구조, 석출물 분포 및 형상을 투과전자현미경을 통하여 관찰하였으며 임계영역에서의 거동 및 균열닫힘에 주목하여 피로균열성장 특성을 연구하였다. 다양한 형태의 (Fe, MR)$_3$C 세멘타이트 및 Mo$_2$C 석출물이 입계, 래스경계면 및 입내에 분포되고 있음을 확인하였다. Paris 영역에서의 피로균열성장 속도는 ASME 기준선과 유사하였으며, 임계 영역에서는 일반적인 저합금강의 경우보다 다소 낮게 나타났다. 파면조사 결과 입내 연성파괴현상이 전 $\Delta$K 영역에서 나타나고 있으며, $\Delta$K$_{th}$ 부터 $\Delta$K가 12 Mpa√m 영역에서는 입계파괴 및 입내 평활면이 관찰되었다.

DUPIC 핵연료의 제작 조건, 특히 소결 조건에서 필요한 O/M값에 따른 산소포텐샬을 점결함모형을 이용하여 구하였다. 산소포텐샬 값은 순수 우라니아에서보다 크게 나타났고 주요 점결함 형태의 변화로 온도에 따라 엔트로피 값의 변화가 보였다. 연소중 DUPIC핵연료의 산소포텐샬 변화는 핵연료를 닫힌 계로 보고 물질 보존 및 평형법칙을 기초로 하여 구하였다. 산소포텐샬은 초기에 급격히 증가하지만 곧 일정한 값에서 매우 완만히 증가하게 된다. O/M값도 거의 변화가 없는데, 이는 Mo의 완충작용 때문이다. 따라서 초기 Mo의 화학적 형태- 금속 또는 산화물-가 DUPIC핵연료 O/M값 변화에 큰 영향을 미칠 것으로 예측되며 DUPIC핵연료 제작시 소결 조건에 유의할 필요가 있다.

사용후핵연료 중간저장 시설의 누수사고시 예상되는 SFLFL 컴퓨터 코드 분석 결과에 따른 실제 피복관의 산화시험 결과 저장용기 밑바닥 세가지 구멍은 크긴 조건들에 대히 환기회수가 시간당 0회인 경우는 사고후 48시간 경과시 매우 심각한 산화가 예상되며, 나머지 조건의 경우에는 48시간 산화 후 최대 산화량이 90mg/dm$^2$으로 시설의 누수사고시 산화막에 의한 영향은 거의 무시 할 수 있는 것으로 나타난다. 9가지의 시험조건중 안전성은 구멍의 크기가 7.62cm, 환기수가 시간당 2회인 경우가 가장 놓으며. 두번째는 구멍의 크기가 5.08cm, 시간당 환기수 2회의 경우였다. 같은 환기회수의 경우 구멍의 크기가 5.08과 7.62cm인 경우는 비슷하게 나타나지만 2.54와 5.08cm의 경우는 큰 차이를 보인다. 여기에서 수행된 시험은 미조사, 미전처리 시편을 사용한 것이므로 실제로 조사 및 로내 산화막이 입혀진 시편에 대한 추후 시험이 요구된다.

사용후핵연료 중간저장 시설의 누수사고시 예상되는 핵연료봉의 온도상승을 SFUEL 컴퓨터 코드 분석결과에 따른 실제 $UO_2$의 산화거동을 실험하였다. 외기 온도 38$^{\circ}C$에서 환기회수가 시간당 0, 1, 2회인 조건에서 저장용기 밑바닥 구멍 크기가 2.54, 5.08, 7.62 cm인 경우의 실험결과 환기회수 0회 바닥구멍 크기 2,54 cm 일 때 약 15시간 후 건전성 상실(0.6% 무게증가)이 일어났으며 환기회수 2회 바닥구멍 크기 7.62 cm 일 때는 약 21시간 이후에 건전성 상실이 일어나 가장 느렸다. 바닥구멍 크기가 증가할수록 공기 순환비의 영향을 크게 받으며, 또 외기 온도가 낮을 수록 공기 순환비의 영향을 크게 받았다.

$UO_2$ 및 CeO$_2$ 분말을 turbular mixer에서 혼합, 또는 attritor mill에서 분쇄한 후, 각 분말의 특성변화와 이에 따른 소결특성의 변화를 관찰하였다. 혼합된 분말은 평균입자크기와 비표면적이 각각 22.9$\mu\textrm{m}$, 5.1g/㎤이었고, 2시간 분쇄된 분말은 0.5$\mu\textrm{m}$, 6.7g/㎤이었다. 혼합분말로 성형할 경우의 소결밀도는 성형압력의 증가에 관계없이 약 9.6 g/㎤로서 매우 낮았고, 2시간 분쇄된 분말은 10.35 9/㎤ 이상으로 나타나, 혼합핵연료 소결체 제조시 분쇄공정이 반드시 필요함을 나타내었다. 분쇄된 분말을 환원성분위기에서 소결할 경우에는 분쇄시간이 증가함에 따라 결정립이 8$\mu\textrm{m}$까지 증가하였는데 이것은 CeO$_2$ 분말의 미세화와 함께 Ce 성분이 균질 하게 분포되었기 때문으로 사료된다. 그러나 산화성분위기에서는 분쇄시간이 증가할 때 평균 결정립크기는 6$\mu\textrm{m}$로서 변화가 거의 없었다.

연소도 33 MWD/kgU에 해당하는 simulate $UO_2$ 소결체를 제조하여, 산화 (대기중 40$0^{\circ}C$), 고온산화 (대기중 110$0^{\circ}C$), 환원 (수소분위기 $600^{\circ}C$)을 차례로 실시하였다. 이 분말을 다시 산화/환원 처리를 반복하면서 분말의 크기, 비표면적, morphology를 조사하였다. 분말의 비표면적은 고온산화에 의해서 크게 감소했다가 산화/환원 cycle이 반복될수록 증가하는 경향을 보인다. attrition 분쇄에 의해서 분말의 비표면적은 매우 커지며, 그 증가폭은 산화/환원 cycle이 많아질수록 커진다. 고온산화 후 산화/환원 cycle을 2회 반복했을 때 소결밀도가 가장 높았다.

고연소도 액체금속로용 금속연료를 개발하고자 U-l0wt%Zr 합금중 Zr 원소 대신에 X(:Si, Ta, Nb, W, Mo) 원소를 첨가한 U-7wt%Zr-3wt%X(:Si, Ta, Nb, W, Mo) 합금을 제조하여 미세조직에 미치는 합금원소 첨가의 영향을 조사하였다. 그 결과 U-7 wt%Zr-3wt%Si 합금을 제외한 모든 U-7wt%Zr-3wt%X(:Ta, Nb, W, Mo) 합금은 Matrix에 있어서 Laminar Structure를 그대로 유지하였다. U-7wt%Zr-3wt%Si 함금을 제외한 모든 U-7wt%Zr-3wt%X(:Ta, Nb, W, Mo) 합금의 주요한 상은 U-l0wt% Zr 합금과 마찬가지로 $\alpha$-U 및 $\delta$-UZr$_2$ 상이었다. U-7wt%Zr-3wt%X(:Ta, Nb, W, Mo) 합금은 U-l0wt%Zr 합금에 비해 Lamina Thickness가 크게 감소되었다. 특히 U-7wt%Zr-3wt%Mo 합금의 경우에 있어서는 U-l0wt%Zr 합금에 비해 1/3배 정도까지 Lamina Thickness가 크게 감소하였다. 이와 같은 합금원소 첨가에 의한 Laminar Structure의 미세화는 액체금속로강 금속연료내 Fission Gas의 Inter-connected Path가 보다 더 잘 형성됨으로 인해 Fission Gas Bubble에 대한 방출속도를 크게 증가시켜서 궁극적으로는 Fission Gas Bubble에 의한 Swelling을 저감시킬 것으로 기대된다.

본 보고서는 영광 3,4호기 가압기 밀림관(Surge Line)에 대한 파단전누설(Leak Before Break) 개념의 적용방법, 해석절차 및 해석결과에 대하여 기술하고 있다. 영광 3,4호기 가압기 밀림관에 대한 파단전누설해석은 배관계에 대한 정적, 동적 배관해석 결과를 토대로 큰 응력 값이 작용하는 부분에 대하여 수행하였다. 가상균열의 크기는 정상운전상태에서의 하중을 이용하여 결정하였으며 격납용기에 설치된 누설감지장치의 감지능력을 1.0gpm으로 가정하였다. 영광 3,4호기 가압기 밀림관에 대한 파단전 누설해석은 NUREG 1061,Vol.3 및 SRP3.6.3에 근거하여 수행하였으며 해석결과는 동 자료에서 제시하고 있는 적용기준을 만족하고 있는 것으로 평가되었다.

STS 316L 강은 합금성분 중 탄소 함량을 0.03wt.% 이하로 규제하여 내식성이 향상되었고 용접 후 열처리가 불필요하여 널리 사용되어 왔으나, 탄소의 함량이 낮아 강도가 낮으므로 N을 첨가하여 강도를 높인 강으로 대체되는 추세이다. STS 316L 강에 첨가되는 N함량을 0.041∼0.15wt.% 범위로 변화시켜 N 첨가량에 따라 열간 압연 중 변형저항이 변화되는 정도를 측정하였으며, 동시에 최종제품의 기계적 성질, 입계예민화 정도, 충격특성 및 내 SCC성 변화를 조사하였다. N 첨가량이 증가할수록 열간 압연은 힘들어지나, 품질특성은 향상됨을 알 수 있었다.

In this study, a transport model was developed in order to analyze and predict the transport behaviors of radionuclides mediated by pseudo-colloid in the fractured rock media. It was resulted that the transport of Pu-239 was faster than Ni-63 because pseudo-colloid formation constant of Pu-239 was greater than that of Ni-63. Also, the effect of pseudo-colloid formation on the transport of a radionuclide was shown to be very significant when the apparent pseudo colloid formation constant, $K_{ap}(m^{3}/kg)$, was greater than 100. Thus, it can be concluded that acceleration of radionuclide migration may be occurred because the pseudo-colloid formation of radionuclides increases the amount of mobile components in the solution and consequently decreases the amount of radionuclides adsorbed on the stationary solid medium.

방사성폐기물 처분장 폐쇄후 처분시설의 성능평가를 수행하기 위해 해안에 위치한 임의의 지역을 가정하여 평가하여 보았다. 성능평가를 위해 영국 AEA Technology가 개발한 확률론적 종합 성능평가 코드인 MASCOT을 이용하였다. 임해지역에 위치한 가상 처분장에 대해 MASCOT을 이용하여 계산하여 본 결과 생태계에서 개인이 받게되는 예상 최대 위험확률은 폐쇄후 4,000년에 9.45$\times$$10^{-7}$yr$^{-1}$로서 이는 성능목표치를 만족할 수 있음을 알 수 있었다. 가상 처분장에 대해 성능평가를 수행함으로써 향후 방사성폐기물 처분부지가 결정되었을 경우, 결정된 처분부지의 특성에 따른 성능평가 및 환경영향평가를 원활히 수행할 수 있을 것이다.

석탄화력발전소 산업부산물인 Fly ash를 이용한 고준위방사성폐기물의 붕규산 유리고화 가능성을 분석하였다. Fly ash SiO$_2$, NaNO$_3$, B$_2$O$_3$에 DUPIC 핵연료 제조공정으로부터 발생되는 모의 scrap waste를 20 wt% 혼합하여, l15$0^{\circ}C$ 에서 3시간 용융시켜 붕규산유리화시켰다. 또한 붕규산유리고화체의 침출성을 평가하기 위하여 2일동안의 soxhlet 침출실험결과 양호한 내침출성을 보였다. 또한 고체폐기물의 안정화물질로 fly ash를 사용할 경우 fly ash 함량을 57%까지 첨가하여도 붕규산유리고화체의 제조가 가능함을 확인하였으며, fly ash의 첨가로 인한 유리화원료 재료비를 30% 까지는 절감시킬 수 있을 것으로 예상된다.

중수형 원자력발전소의 중수는 중성자 흡수반응에 따라 그 일부가 삼중수소화 된다. 삼중수소의 제거반응에 효율적인 고분자 백금촉매를 제조하여 회분식 반응기에서 탈삼중수소 반응실험을 수행하였다. 기액접촉반응탑내에서 고분자 촉매는 탈삼중수소 반응에 유효한 활성이 있음을 확인하였다.

알카리 및 알카리토금속, 전이금속원소, 액티나이드원소등 10개 원소로 구성된 질산매질의 모의 방사성용액에서 옥살산에 의한 Nd와 Am의 공침전 연구를 수행하였다. 모의용액중의 질산농도와 옥살산농도에 따른 Nd과 Am의 침전율과 정제도가 연구되었다. 각 원소들의 침전율은 옥살산이 증가함에 따라서 증가하고 질산농도에 따라서는 감소하였다. 각각 0.5M인 옥살산농도와 질산농도에서 Nd과 Am의 침 전율이 99%이상이 되고, 정제도 측면을 고려할 때 가장 좋은 것으로 판단되었다. Am은 Nd와 매우 잘 공침전됨을 확인하였으며, Zr이 존재할 시 Cs, Sr, Pd등과 공침됨을 알 수 있었다.

DUPIC 핵연료의 사용전 그리고 사용후 조건에서 방사선량을 분석하였다. 사용후 핵연료로 35,000 MWD/MTU의 표준 연소도와 50,000 MWD/MTU의 고 연소도을 사용하였고 선량률을 계산하기 위해 CANDU의 핵연료 집합체을 균등 혼합체로 가정 하였다. 조사선량율은 건식가공을 거치지 않았을 때 매우 높은 수치를 나타내었지만 건식가공을 한 후에는 많이 감소하개 됨 을 볼 수 있었다. 특히 Cs에 민감한 반응을 보였고 Cs을 100% 제거하였을 경우 전체 선량율이 약 90%가 줄어드는 결과를 얻었다. 아울러 사용후 DUPIC핵연료의 선량율도 건식가공 방법에 많은 영향을 받고 있다.

산업의 다변화로 인한 에너지의 수요는 증가하고 있고 이에 따라 핵연료의 사용과 사용 후 연료의 안전한 처분은 큰 관심사가 되고 있다. 본 연구에서는 사용후 핵연료의 폐기에 따른 지하동굴의 해석을 비선형 유한요소와 경계요소의 조합에 의하여 수행하였다. 지하 암반의 열 하중에 의한 거동을 해석하기 위해 응력이 집중되는 대상영역은 유한요소로, 무한영역에는 경계요소를 적용하여 해석하였다.

방사성 폐기물 처분장의 확률론적 안전성 분석은 방사성 폐기물 처분장의 운영에 앞서 수행되어야 할 과제이다. 따라서, 본 연구에서는 폐기물 처분장의 확률론적 안전성 분석을 체계적으로 수행하기 위한 방법론을 개발하여 제시하였다.

방사성 폐기물 드럼 내에 함유된 핵종의 종류 및 농도를 비파괴적으로 평가하기 위하여 드럼 이 상하 또는 회전 운동을 하게 한 후 감마선을 검출하는 감마 스케닝 자동화 장치 및 관련평가 기술을 개발하였다. 자동화 장치를 컴퓨터로 제어하기 위한 컴퓨터 프로그램은 사용자가 사용하기에 편리하도록 컴퓨터 화면에 나타난 여러가지 기능 키들을 마우스를 사용하여 간단하게 조작할 수 있게 하였다. 또한 본 연구에서 개발한 몬테칼로 전산 코드의 검증 작업도 수행하였다.

한국원자력연구소 실증소각시설의 성능 및 운전성을 입증하기 위하여 방사성동위원소를 포함한 모의폐기물 및 원자력발전소 발생 방사성폐기물에 대한 시험소각을 실시하였다. 비휘발성인 $^{60}$Co 및 $^{54}$Mn의 거동은 비산재의 거동과 거의 유사하였으며 각각의 제염계수는 4.7 x $10^{5}$및 6.2 x $10^{5}$이었다. 반휘발성인 $^{137}$Cs의 경우에는 8$50^{\circ}C$ 및 $700^{\circ}C$의 다른 소각온도에서 각각 2.8 $\times$ $10^4$, 2.6 $\times$ $10^3$으로 소각온도의 의존성을 보여주었다. 원자력발전소에서 운반된 건조 방사성폐기물(DAW)에 대한 시험소각은 성공적으로 수행되었다. 총 베타/감마 방사능에 대한 제염계수가 1.1 $\times$ $10^{5}$이었으며 결과적인 연돌에서의 배출농도는 0.019 Bq/N㎥으로 기체상 배출물에 대한 최대허용농도를 만족시킬 수 있었다.수 있었다.

This study presents a method to predict plant-specific and operational history dependent scaling factors. Realistic and detailed approaches are taken to find scaling factors at reactor coolant. This approach begins with fission product release mechanisms and fundamental release properties of fuel-source nuclide such as fission product and transuranic nuclide. Scaling factors at various waste streams are derived from the predicted reactor coolant scaling factors with the use of radionuclide retention and build up model. This model makes use of radioactive material balance within the radioactive waste processing systems. According to input parameters of plant operation history, scaling factors predicted at reactor coolant and waste streams are well brought out the effects of plant operation history.

처분장 구조물의 주요방벽 재료중의 하나인 콘크리트에서의 핵종확산계수를 측정하기 위하여 내부확산법을 적용하였다. 핵종은 양이온과 음이온을 대표하는 Cs 과 I 이었으며, 고체 시료는 양생된 순수시멘트 또는 시멘트와 모레를 섞은 몰타르로 물과 시멘트의 비 (W/C) 를 변화시켰다. 용액은 표준 제조방법에 따라 제조된 합성지하수이었다. Curve fitting 법을 이용한 모델과 실험의 비교로부터 핵종의 확산계수를 계산하였다. 순수시멘트의 경우 Cs 의 겉보기 확산계수는 1.7 $\times$ $10^{-12}$~1.4 $\times$ $10^{-11}$ m$^2$/sec 의 범위로 W/C 가 증가할수록 컸으며 I 는 2.9 $\times$ $10^{-14}$ ~ 1.0 $\times$ $10^{-l3}$ $m^2$/sec의 범위로 또한 W/C 에 따라 증가하였다. 몰타르의 경우 W/C 가 클수록 Cs 의 확산계수는 증가하였으나 I 에 대해서는 큰 변화를 보여주지 않았다 본 실험에서 얻어진 핵종의 유효확산계수값이 $10^{-13}$ ~ $10^{-10}$ m$^2$/sec의 범위를 갖는 것으로 보아 공극확산이 핵종확산의 지배 메커니즘임이 예상되었다.

방사성폐기물의 처분시에는 원자력발전소와 유사한 안전개념들 도입하여 다중방벽을 구성하는 것이 일반적이다. 다중방벽중에서 뒷채움재는 처분안전성 망상의 주도적 역할을 하는 요소로서 지하수 침투방지, 방사성핵종 이동저지능의 기능을 가져야 한다 석탄회를 뒷채움재의 부재료로서 사용하기 위해서는 방사성폐기물처분장 설계에 적용할 때 안전성과 경제성을 만족시킬 수 있어야 한다. 본 인구에서는 석탄회의 핵종에 대한 흡착능의 관점에서 석탄회의 이용가능성들 평가하였다. 또한 Column 실험을 통하여 표면확산과 공극확산을 비교, 분석함으로써 석탄회를 통과하는 방사성핵종의 이동기구를 검토하였다.

$^{152}$EU, $^{241}$Am 및 $^{241}$Np를 선정하여 추출제 di-(2-ethylhexyl)phosphoric acid (DEHPA)로 이들 세가지 핵종의 상호 분리공정에 대해 연구하였다. 추출공정에서 질산농도는 0.IM이고 추출 제DEHPA/n-dodecane 농도가 IM 일때, $^{152}$Eu 및 $^{241}$Am, $^{241}$Np 핵종 모두 99.9% 이상 추출되었다. $^{241}$Am 핵종의 역추출을 위한 제 1 역추출공정에서 역추출제인 0.05M di-ethylenetriamine pentaacetic acid (DTPA)와 1.5M 젖산 (lactic acid) 혼합용액의 pH가 3.6 일때 $^{152}$Eu과 $^{241}$Am의 상호분리비와 역추출율이 가장 좋았다. $^{152}$Eu의 역추출을 위한 제 2 역추출단계에서 역추출제인 질산용액의 최적농도는 6M이며, 이때 $^{152}$Eu은 99%가 역추출되었다.$^{241}$Np 핵종의 역추출을 위한 제 3 역추출공정에서 역추출제는 0.5M 옥살산이며, 이때 $^{241}$Np은 92%가 역추출되었다.

중수형발전로의 가동에 따라 중수는 삼중수소로 오염된다 오염된 중수의 정화에 적합한 공정으로 평가되는 기액촉매교환과 초저온증류공정으로 이루어진 촉매복합공정에 대하여 탑내의 유속비 및 이론단수의 변화에 따른 촉매탑과 증류탑에서의 삼중수소 제거율 및 농축률 그리고 탑내의 수소동위원소의 농도분포변화를 Newton-Raphson 방법을 사용하여 전산모사를 수행하여 구하였다. 이러한 해석은 본격적 최적화 설계의 기초입력자료로 활용될 것이다.

개방수조형 연구로인 하나로에서 가상적인 채널유동 차단사고에 따른 방사능 방출시의 환경영향을 부지 기상자료 측정결과를 이용하여 고공방출과 지표 면방출의 두가지 경로에 대해 평가하였다. 계산 결과, 지표면방출이 고공방출보다 피폭선량이 크게 나타났으나, 두 경우 모두 제한구역(EAB) 및 저인구지역(LPZ) 경계에서의 피폭선량 허용기준치를 만족하였다. 그리고 비상계획구역은 800 m로 설정하면 적절함을 입증하였다.

원자력 연구소는 국제원자력기구(IAEA/RCA) 주관하에 1990년부터 1993년 사이 3차에 걸쳐 실시한 개인선량계에 대한 국제상호비교에 참여하였다. 국제 상호비교에 참여하여 사용된 개인선량계는 방사선작업종사자에 대한 외부방사선으로부터 피폭관리를 위하여 기 사용중인 Taedyne Isotope 사의 PB-3타입의 열형광선량계이며 선량계판독용으로 Tdedyne 9150자동판독기를 사용하였다. 본 논문에는 3차에 걸쳐 국제상호비교결과를 요약하였으며 저 에너지의 엑스선에 경우를 제외하고 모든 조사방사선에 대해 0.78에서 1.07사이에 상대비율로 결과를 나타내었다. 또한 미국기준 ANSI Nl 3.11에 의해 성능을 시험한 결과 모든 조사방사선장에 대해서 허용기준 0.5이하를 나타내었다.

본 연구에서 말단선량계에 대한 선량평가시 선량환산인자를 산출하기 위해 1995년의 ANSI N13.32 기준인 “말단선량계의 성능평가를 위한 기준”에서 제안된 기준 팬덤을 가지고 MCNP 전산코드를 이용하여 커마근사법에 의해 수행하였다. ANSI N13.32의 기준팬텀은 손·발 그리고 손가락을 대표하는 원통형으로서 특히 손·발 팬텀에 대해서는 뼈등가물질로 알루미늄을 삽입한 것을 제안함에 따라 본 계산 목적을 위하여 팬텀설계를 똑같이 모사하였으며 사용된 광자빔 에너지는 20keV에서부터 1.5MeV에 걸쳐 14개의 단일에너지를 선택하여 수행하였다. 본 연구에서 전산수행한 결과를 ANSI N13.32의 실험적 결과와 비교해 볼 때 50keV에서부터 1.5 MeV까지의 에너지 영역에서는 최대오차 6% 이내에서 거의 일치함을 보였다.

본 연구에서는 ANSI N13.32(1995)에서 제시한 손가락, 손목/발목 기준 팬텀(1)을 설계 제작하여 Teledye사의 말단선량계(finger와 wrist dosimeter)에 대한 방향의존성 실험을 수행하였다. 방사선원으로는 PTB 2차 베타표준선원 $^{204}$Tl(0.24 MeV), $^{90}$ sr/Y(0.8 MeV) 그리고 $^{l37}$ Cs(0.66 MeV) 표준 감마선원을 사용하였으며, 말단선량계로는 LiF Teflon(D-LiF-7-0.13)을 사용하였다. 90$^{\circ}$ 에서 $10^{\circ}$ 까지 20$^{\circ}$ 씩 수직과 수평으로 팬텀을 회전하여 정상각과 비정상각에 대한 상대응답을 제시하였다. 실험결과 90$^{\circ}$에서 모든 선량계는 잘 일치하였다. $^{90}$ Sr/Y은 50$^{\circ}$ 정도에서 다소 방향의존성이 적은 결과를 보였으며, $^{204}$ TI는 20$^{\circ}$에서 최소 13% 정도의 심한 방향의존성이 나타났다. 또한 $^{137}$Cs은 $10^{\circ}$에서도 최대 10.6% 정도의 적은 방향의존성을 나타냈다. 본 실험의 결과로부터 말단선량계는 저에너지와 낮은 투과 방사선[2]에서 심하게 방향의존성이 나타남을 알 수 있었다.

베타선 흡수선량의 정밀측정에 사용되는 평판형전리함의 일종인 외삽형전리함(Extrapolation Chamber)으로 베타선 이온화전류의 정확한 측정을 위하여는 이온수집 단면적의 정화한 평가가 필요하다. 이를 위하여 표준 폴리축전기와 표준전압원을 이용한 충전용량 측정법으로 실제 유효 단면적을 구하였으며 측정결과는 기계적 측정치와 약 10.5%의 차이가 있음이 밝혀졌다.

포항방사광가속기(Pohang Llght Sousrc)의 시운전기간동안 저장링건물에서의 방사선발생량을 측정하였다. Ionization Chamber와 Moderated BF$_3$ Counter로 구성된 지역방사선감시기시스템(RMS)외에 Pocket Inonization chamber, 연속기록이 가능한 Surveymeter를 고정 또는 이동시키면서 사용하였다. 시운전기간동안 선형가속기로부터의 입사시기와 저장시기에서의 방사선방출분포 및 선량의 정도가 명확히 구별되었으며 RF Cavity나 Bump Magnet등의 오동작에 의한 방사선 발생경로를 추정해 볼 수 있었다 여기서는 저장링실험지역 등에서의 공간선량분포와 부분차폐에 따른 변화를 측정하였으며 측정결과로부터 차폐계산시 사용된 방법을 통해 역으로 각 지역의 빔손실정도를 추정하고 계산식의 타당성을 검토해 보았다.

차세대 원전의 합리적 방사선 방호를 위한 수치적 지침 개발을 위해서 기존 방법론을 검토하여, 새로운 수치적 지침 개발시 고려하여야 할 사항을 도출하였다. 또한 이물 비용-이득분석 방법론에 적용하기 위해 필요한 사항들도 함께 도출하여 제시하였다.

인체내로 흡입된 삼중수소에 의한 영향을 평가하기 위한 기존의 내부피폭 평가 모델들을 검토하고, 이를 사용하여 body water와 OBT에 의한 선량을 계산하였다. 또한 이 모델들의 단점들을 도출하고, 이를 보안하기 위한 방안을 제시하였다.

수지충전식 전해재생조내에서 바나듐-철-Picolinate 착화물이 함유된 모의 LOMI 제염폐액의 재생거동에 대한 공정변수의 영향을 조사하였다. 전기투석에 의해 양이온종이 제염 폐액으로부터 제거되는 재생 분리효율에 대한 전류밀도, 제염폐액 공급유량 및 재생조내 수지층두께 등 공정변수의 영향은 바나듐이온이 가장 크게 받는다. 공정변수의 영향을 총괄 파라미터인 공정변수비 $\alpha$로 정의하여 나타낼 때 재생 분리효율 95%이상을 얻기 위해서는 $\alpha$가 0.2 이하로 유지되어야 한다. LOMI 제염폐액의 재생시 전기투석 flux는 공정변수비, $\alpha$값이 증가함에 따라 철이온이 바나듐이온에 비해 더욱 커지는 경향을 보였다. 재생종료 후 발생되는 음극폐액내 철 및 코발트 등 방사성이온종은 음극액의 초기 수소이온 농도를 조절하면 침전제의 첨가 얼이 음극반응에 의해 음극액의 pH를 산성에서 알카리성으로 바꿀 수 있어, 수산화물 형태의 침전물 입자로 만들어 쉽게 제거할 수 있다. 재생시 바나듐이온은 대부분 $V^{III}$(Pic)$_2$$^{+}$ 착화물형태로 전기투석된다. 음극액으로 formate용액을 사용하면 철 및 코발트 등 방사성이온종을 제거한 음극액은 농축된 LOMI제염제로 회수하여 필요시 산화가를 조정한 후 재생된 착화제와 혼합하여 제염제로 재사용할 수 있어, 더욱 효과적으로 제염폐액을 재생하는 향상된 재생방법이다.다.

LOMI 제염제의 전기화학적 제조공정 중 전하운반체의 역할 및 V$^{3+}$ 이온의 침전현상을 방지하기 위하여 첨가되는 과량의 formic acid 는 제염제 제조시에는 중요한 역할을 하지만 제염 폐기물의 양을 증가시키는 요인이 되기도 한다. EPRI 공정에서는 formate : V 의 비율(FVR)이 10:1 인 조건에서 V$^{2+}$-formate 를 제조한 후 음이온 교환 수지를 이용하여 과량의 formate 를 제거하는 공정을 사용한다. 이러한 방법으로 줄일 수 있는 FVR의 한계가 약 2.5 : 1 이다. 본 연구에서는 제염제 중 formate 의 양을 더욱 줄일 수 있는 방법으로써 V$^{2+}$-formate 제조시 용액 중에 picolinic acid를 미리 첨가하는 영향을 조사하였다. V$^{2+}$ 이온의 농도가 0.1 M 일 때 FVR 를 1.5:1 까지도 줄일 수 있음을 확인하였다.

한국원자력연구소는, 지금까지 연구로 1호(250 ㎾)는 33년째, 연구로 2호(2 ㎿)는 23년째 운전하고 있다 그러나 이들 연구로는 노후하였고, 새로운 연구로 하나로(30 ㎿)가 금년 4월에 준공하였으며, 현재의 연구로 1, 2호가 있는 부지와 건물은 한국전력공사의 소유물이라는 이유로, 금년 말까지 연구로 1, 2호는 폐로할 계획으로 있다 이 논문에는 연구로 1,2호기에 대한 1)폐로 계획의 배경, 2)연구로의 이력, 3)폐로 계획 등을 기술하고 있다.

원자력 발전소의 설비중 가압기 밀림관 노즐의 피로 잔존 수명에 대해 연구하였다. 원자력발전소 운전중 발생하는 각종 천이상태에 의해 밀림관 노즐에 작용하는 열응력과 역학적 응력을 상용 유한요소법 펙케지를 이용하여 계산하였다. 계산된 응력값들과 ASME Boiler and Pressure Vessel Code를 이용하여 가압기 밀림관 노즐의 피로 잔존 수명을 평가하였다.

원자력 발전소 2차측 배관에서 가장 심각한 문제로 대두되고 있는 침식부식현상을 예측/감시하는 시스템을 개발하는 연구를 수행하였다. 본 시스템은 침식부식 이론 및 관련 변수들로부터 단상 및 2상유체 배관의 침식부식률과 ASME Code의 허용기준에 따른 잔여수명을 예측할 수 있는 Prototype의 평가시스템 형태로 개발되었으며, 특정호기의 2차측 배관들 중에서 침식부식에 특히 민감한 T-형 및 L-형 배관을 선택한 후 시스템화시켜 검토하였다.

촉매탑에서 수소와 물 사이의 수소동위원소 교환반응에 사용되는 소수성 고분자 촉매 집합체제조 기술개발을 위하여, 촉매담체를 소수성 수지를 이용하여 충전물 표면에 효과적으로 Binding 시키기 위한 Surface coating 특성에 대하여 연구하였다. 실험에서 먼저 Teflon 수지에 잘 혼합된 Activated carbon을 Ceramic berl - saddle 등의 3가지 형태의 충전물 표면에 Coating시켜 소결 온도, 충전물의 형태 및 표면 위치에 따른 Coating 특성에 대하여 연구하였다.

원자력병원의 MC-50 싸이클로트론을 이용하여 표준선원용으로 사용되는 $^{54}$Mn를 $^{59}$ Co(p, $\alpha$pn) 핵반응으로 생산하고 이온교환수지법을 통하여 무담체의 $^{54}$Mn를 11.85$\mu$Ci/ $\mu$Ah의 수율로 분리하였다. 또한 $^{59}$ Co(p,$\alpha$pn)$^{54}$Mn 핵반응에 대한 여기함수를 stacked foil 방법으로 측정하였고, 그 결과 threshold energy는 27.3 MeV이었으며 41.2MeV에서 최대치의 핵반응단면적 47.4mb를 나타내었다.

콘크리트의 물리적 특성치인 크리이프, 건조수축, 탄성계수 및 포아슨비등은 배차조건, 부재의 크기, 양생 및 재하조건 등 많은 요소들의 영향을 받고있다. 특히 크리이프와 건조수축은 복잡한 시간의존성 특성(time-dependent properties)으로 인해 아직까지도 이 분야에 대한 연구가 계속되고 있다. 따라서 본 연구에서는 불확실성이 많은 콘크리트의 장기거동에 따른 물리적 특성규명을 위하여 재하재령을 변화(7, 28, 90, 180, 365일) 시키면서 크리이프, 탄성계수, 포아슨비등을 측정, 분석함으로써 콘크리트 장기거동 예측식을 제시하였으며, 이는 프리스트레스트 콘크리트 구조물에서의 시간에 따른 응력손실을 고려한 유효 프리스트레스 응력 산정 및 구조물의 건전성 평가에 실질적 도움을 줄 수 있을 것으로 판단된다.

이 논문의 목적은 축대칭 프리스트레스트 콘크리트 탱크의 시간의존성 유한요소해석법을 제안하는 것이다. 오늘날 PC구조물은 교량, 포장판, 해상구조물, 원자로 격납구조물, 대규모 액체저장용 탱크 등 여러 형태의 구조물에서 그 사용 예를 쉽게 찾아볼 수 있다. 특히 본 논문에서 고려하고자 하는 압력창기나 액체 저장용 탱크의 경우 유체압력 등의 내부압력에 의해 발생하는 균열은 프리 스트레스를 도입함으로써 매우 효과적으로 제어할 수 있기 때문에 상당히 유리한 구조형식이 된다. 그러니 이러한 구조물의 해석과 설계에 있어서 균열의 예측과 더불어 콘크리트의 크리이프, 건조수축 및 PC강재의 리락세이션 등과 같은 시간 의존성 변형으로 인한 프리스트래스의 손실, 여러 단계의 긴장력을 도입함으로써 발생하는 순간변형인 탄성단축 및 이로 인한 긴장력 감소 등을 정확히 계산하는 일은 매우 복잡하고 어려운 일이다. 본 논문에서는 크리이프, 건조수축 및 리락세이션 등과 같은 시간의존성 변형과 순차적으로 다단계의 프리스트레스 도입으로 인한 순간변형 및 탄성단축의 영향을 고려한 축대칭 PC 탱크 구조물의 시간에 따른 거동 및 긴장력의 변화를 유한요소법을 적용하여 해석할 수 있는 해법체계를 정리하고 이를 전산 프로그램화하여, 축대칭 PC탱크 구조물의 시간 의존성 거동에 대한 보다 정밀한 해석을 수행하였다.

본 논문에서는 복잡한 Hysteretic 복원력-변형률 특성을 갖는 고감쇠 면진베어링에 대한 Hysteretic bi-linear 모델을 사용하여 비교적 해의 정확성을 보장할 수 있는 Runge-Kutta 방법으로 지진해석을 위한 공식을 유도하였다. 그리고 Hysteretic bi-linear 모델을 사용한 면진베어링의 응답해석결과로부터 등가선형모델을 구하여 각각의 모델에 대한 지진응답 특성들을 비교분석하였다. 고감쇠 면진베어링을 전형적인 경수로원자로모델에 적용한 결과 면진구조물은 비면진 구조물에 비하여 가속도응답이 크게 감소함을 알 수가 있었다. 또한 면진베어링의 Hysteretic bi-linear 모델을 사용한 지진응답해석은 등가선형모델에 비하여 최대 변위응답특성은 유사하나 가속도응답은 크게 나타났다.

본 연구는 국제공동연구로 수행중인 Hualien 대형내진모델시험사업중 모델구조물에 대한 지진 응답 예측해석(blind prediction analysis)에 관한 것이다. 이 해석은 축대칭 무한요소를 이용하여 개발한 전산프로그램 KIESSI와 유연체적법에 의한 전산프로그램 SASSI를 이용하여 수행하였으며, 구조물 및 지반 특성은 뒷채움이 완료된 모델구조물에 대한 통일모델과 예측 후 상관해석 결과를 사용하였다. 그 결과 지진응답 예측해석 결과는 계측된 지진응답과 비교적 잘 일치하였으나 더 좋은 해석결과를 얻기 위해서는 구조물 및 지반 특성을 좀 더 수정할 필요가 있음을 알 수 있었다.

본 논문에서는 현재 수행 중인 Hualien 대형내진모델시험 프로젝트의 연구 과제 중의 강제 진동 해석 및 지진 응답 해석을 수행하기 위계서 Hyperelement를 사용한 지반-구조물 상호작용 해석에 대한 절차 및 방법을 연구하였다. Hualien 대형내진모델시험에서 이미 수행된 뒷채움 후 강제 진동 시험의 예 측 및 예측후 해석을 수행하였고, 지진 응답 해석을 위해서는 Hualien부지에서의 자유장해석을 통하여 입력 지반 운동을 결정하여 구조물에서의 지진 응답을 구하였다.

지반-구조물 상호작용해석에 부분구조법의 적용성 확인과 해석법의 개선을 모색하기 위하여, 대만 Hualien지방에 건설한 대형 내진시험 구조물의 뒷채움후 강제진동시험 결과를 부분구조법으로 예측하고 예측후상관해석을 수행하였다. 모델로서는 재료시험과 지반조사 결과로 작성된 통일모델과 예측후상관해석모델을 사용하였으며, 해석은 진동 수영역과 시간영역에서 각각 이루어졌다 연구 결과로 깊이 묻힌 구조물의 경우는 구조물이 묻힌 측면지반의 영향인 수평병진과 수평축회전의 연계 임피던스함수에 대한 적절한 평가와 해석시에 반드시 고려되어야함을 알 수 있었다.

구조물의 미지구조계수를 추정하기 위한 방법으로 신경망이론을 사용하였다. 다층퍼셉트론과 Gaussian Basis function Network의 장점을 살리기 위해, 복합신경망을 제안하였으며, 제안된 신경망이 학습시 수렴속도가 향상되고, 적절한 분할확대의 수를 결정하면 일반화 성능도 유지할 수 있음을 확인하였다. 적단건물모형에 대하여 구조계수추정의 절차를 설명하였으며, 제안된 신경망의 효율성을 보였다.

본 연구는 원자로 격납건물 내압해석에 있어 대표적 기하학적 변 단면을 변수로 하여 그 영향을 분석함으로써 격납건물 구조건전성시험(SIT : Structural Integrity Test)시 정확한 계측계획의 수립 및 시험결과와 비교 평가를 위한 해석상의 고려사항을 도출하고자 수행되었으며, 장비출입구 주변의 단면 설계를 위한 부분모델 작성시 고려되어야 하는 비 영향 영역 범위를 설정하고자 수행되었다. 해석결과 본 논문에서 고려된 대표적 기하학적 변단면의 영향이 비교적 큰 것으로 평가되어 격납건물 구조건전성 시험의 수행 및 평가에 고려되어야 할 요소가 도출되었으며 부분모델 작성시 고려되어야 하는 비영향 영역을 설정 할 수 있었다.

To develop operation scenarios of KT-2 tokamak, 3 operation modes(OH, high ${\beta}$ and high bootstrap) deduced from zero dimensional steady-state power balance are examined with TSC(Tokamak Simulation Code) time-dependent transport .ode. Plasma profiles are evaluated self consistently during simulations and plasma shapes are maintained by feedback control on PF coil currents. Simulations show operation modes which are typical of KT-2 expected discharges are compatible with the KT-2 PF system design specifications[1].

The magnetic system design of the KT-2 tokamak has been performed at KAERI. Design goal has been set to facilitate the so-called "advanced tokamak" studies, which is essential to secure the economy of the tokamak fusion reactors. Design features include a large-aspect-ratio machine configuration, long-pulse operation capability with heavy plasma shaping, hybrid magnetic field control and machine/in-vacuum structures for MHD stability.

KT-2 토카막 플라즈마 귀환제어계를 개념설계 하였다. 본 연구에서는 최적의 자장탐침계구성방법, 수직위치 불안정성에 대한 대책, 플라즈마 파라메타들의 실시간 계산 알고리즘 및 VXI 모듈화된 플라즈마 제어계에 대해 논의한다. KT-2 플라즈마 제어계를 VXI 모듈화된 디지탈방식으로 구성함으로서 빠르고 정확한 제어기능과 동시에 자장탐침 데이타들의 저장 및 다양한 확장성(flexibitities) 등의 기능들을 가질 수 있다.

수소동위원소의 분리공정은 월성원자력발전소의 보충용 중수제조공정에 필수적이며 백금촉매를 이용한 교환반응공정이 가장 경제적인 것으로 알려져 있다. 본고에서는 백금촉매 개발의 일환으로 담체로서 실리카라이트를 제조하여 결정성을 X선 회절분석기를 이용하여 측정하였으며 이 담체에 일반적인 함침법으로 백금을 담지시켜 처리한 Pt/Silicalite 촉매의 백금분산도를 수소 흡착법을 이용하여 측정하였다. 측정실험 결과 다공성의 실리카라이트가 제조되었고 일반적인 함침법에 의해 제조된 촉매의 백금분산도는 매우 낮음을 확인하였다.

국내 차세대원자로 안전규제기술요건 개발방향 설정의 일환으로서 USNRC가 추진중인 각종 규제개선 프로그램의 중요내용들을 분석하고 향후 규제요건 개발 시 고려방향을 제시하였다. 안전에 여유가 있는 요전의 완화/제거, 규제평가그룹 권고이행, PRA 실무그룹 권고이행 및 안전심사지침 개정 프로그램 등 USNRC의 주요 규제개선 프로그램 분석을 통해 규제개선 대상 분야를 도출하고 향후 차세대원자로 안전규제기술요건 정립에 활용할 수 있도록 중요 개선항목에 대한 고려방향을 제시하였다.

우리나라의 후행 원전연료주기 정책은 경제성이나, 기술성, 환경 영향 등 여러가지 계량, 비계량 지표들을 면밀히 분석하여 궁극적으로 국민의 복지와 민족의 번영에 이바지 할 수 있도록 선정되어야 한다. 본 논문에서는 AHP(Analytic Hierarchy Process) 방법을 후행 원전연료주기 정책 수립에 이용할 수 있도록 우리나라에서 가능한 후행 원전연료주기 시나리오의 몇가지 예를 제시하였으며, 정책 결정요소로서 에너지 안보와 경제성, 기술성, 국내 사회정치, 국제관계 등 5개의 주기준과 주기준에 종속되는 19개의 보조기준을 선정하였는데, 적절한 후행 원전연료주기 정책대안들을 선정하여 AHP 방법에 따라 정책결정기준들을 평가한다면 후행 원전연료주기 정책수립과정에 AHP 방법을 효과적으로 이용할 수 있을 것으로 기대된다.

현재 상용규모 이상의 재처리시설을 보유하고 있거나 건설중인 국가는 5개국이며, 이들의 재처리 용량은 약 5,000톤/y에 이른다. 또한 프랑스 등 5개국이 현재 총 440톤/y의 혼합핵연료 가공시설을 보유하고 있으며, 영국, 일본 등이 대규모 시설을 추가로 건설중에 있다. 재순환 산업이 성숙되어 감에 따라 2005년 경에는 전 세계적으로 누증되어 가고 있는 플루토늄 재고상황도 안정될 것이다. 앞으로 경수로가 혼합핵연료 이용의 중심 역할을 하는 가운데 고속증식로 및 신형전환로 등에의 이용도 확대될 것으로 보인다. 이제까지 총 32기의 경수로가 혼합핵연료를 사용한 실적이 있는데, 플루토늄의 수급 상황을 감안 할 때 2005년경에 가면 68기 정도의 경수로에 혼합 핵연료의 사용이 요구된다. 플루토늄 자체가 유용한 에너지원일 뿐 아니라, 이의 소진 문제도 전 세계적으로 큰 부담이 되고 있는 만큼 사용 후 핵연료사용 확대는 당연한 요구이다. 이를 위해서는 재 순환 하부구조의 확충과 함께 이에 대한 대중의 거부감을 불식시키는 한편, 각국 정부는 안정적 인허가 환경을 조성함으로써 대규모 투자를 보장할 수 있는 여건을 마련해야 할 것이다.

한국이 원자력관련 이중사용 품목을 수출통제하는 경우 발생하게될 수출 파급효과를 탐색적인 수준에서 분석하였다. 이를 쥐해 원자력공급국그룹(NSG) Part 2 통제품목의 수출에 영향을 미치는 요인을 파악하고 관련 전문가를 대상으로 요인의 타당성을 조사하였다. 또한 통제품목과 HS코드를 연계하여 수출통제 대상액의 규모를 살펴보았다. 이러한 과정을 통해 본 연구는 이중사용 품목을 통제할 경우 수출 감소를 불러올 부정적인 요소도 있으나 그 규모가 제한적이며, 신속한 수출입과 첨단 기술의 이전 확대 등 긍정적인 측면이 있다는 결과를 도출하였다. 또한 국제 원자력 수출통제제도 가입의 장단점과 한국의 대응방향을 제시하였다.

미국과 일본이 원자력공급국그룹(NSG)의 지침을 구체적으로 어떻게 실행하고 있는지를 조사 분석하며, 이를 바탕으로 국내 원자력 수출통제제도의 구축방향을 제시하였다. 미국의 제도와 일본의 제도는 법체계 등 자국의 특성을 반영하여 서로 다르게 구축되어 있음을 확인하였다. 한국의 경우도 우리의 주변 환경과 각국 제도의 장점을 반영한 효율적인 제도 구축 노력이 필요하다.

MOX 연료는 PWR, BWR, FBR 및 ATR 등과 같은 다양한 노형에서 이용이 가능하다. 이와 같은 MOX 연료는 이미 일부 국가에서 이들 노형에 이용하고 있으며, FBR의 상용화 시기가 다소 지연될 것으로 예상되어 이 분야에 대찬 연구는 더욱 활발히 진행될 전망이다. 여기에서는 이와 같은 현실을 감안하여 MOX 연료를 이용하는 MOX 연료주기와 우라늄 연료만을 이용하는 우라늄 연료주기에 대한 핵연료주기비를 비교·분석하였고, 그 결과 MOX 연료주기와 우라늄 연료주기의 경제성은 거의 대둥한 것으로 평가되었다. 또한 우라늄 가격, 사용후핵연료 처분시기, 처분 비용/재처리비용 등의 주요 변수에 대한 민감도분석을 수행한 결과, MOX 연료주기가 우라늄연료주기에 대해 상당한 경쟁력을 가지고 있는 것으로 분석되었다.

IAEA(International Atomic Energy Agency, 국제원자력기구)에서는 사찰활동 수행시, 비복원추출(sampling without replacement)을 기술하는 초기하분포 대신 복원추출(sampling with replacement)을 기술하는 이항분포를 사용하여 표본크기를 계산하여 사찰방법들에 할당한다. 본 연구에서는 이항근사법이 사용되는 IAEA의 표본크기 할당계산결과와 이항근사법 대신 초기하분포를 적용한 IAEA표본크기 할당계산결과를 비교 검토하였다.

국내·외 안전규제기술요건의 현황 및 기술현황 분석ㆍ평가 결과를 토대로 안전목표, 안전원칙, 일반안전요건, 상세 기술요건, 안전규제지침 및 안전심사지침 등으로 구성된 안전규제기술요건 체계가 구축되었으며, 궁극적인 안전의 지향목표로부터 구체적인 안전규제방법론에 이르는 일련의 계층을 제시하고있다. 각 계층별 체계설정의 개념, 방법론 및 상세 체계도 구성과 이들 구성 항목들에 대한 주요 요점 및 참조 국내ㆍ외 규제요건 등이 도출되었으며, 이들은 구체적인 안전 규제기술요건의 단위요건 설정에 기본 방향을 제공하게 될 것이다. 또한, 안전규제기술요건의 실제적인 설정에 필요한 추진 전략 및 방법을 개략적으로 제시하고 있다.