Fe량을 0 - 0.4 wt.%까지 변화시켜 Zr-Fe 이원계 합금을 진공아크용해로 제조한 후 1050 $^{\circ}C$에서 30분 균질화 처리 및 700 $^{\circ}C$에서의 열간압연, 그리고 2회의 걸친 냉간압연 및 열처리를 통하여 판재로 제조되었다. 중간 열처리 시 열처리 온도 및 시간을 조절하여 최종 냉간가공에 앞서 각 시편의 결정립 크기 및 경도 값이 같도록 조절하였다. 최종 냉간가공 시 냉간가공량을 60%로 동일하게 조절하였고, 최종열처리 시 열처리 온도 및 시간을 300-750 $^{\circ}C$, 5-3000분으로 각각 변화시켰다. 재결정 정도는 미세조직 관찰 및 경도 측정으로 평가되었으며, 석출물의 구조, 분포 및 형상 등도 TEM으로 분석되었다. 0.1 wt.% 정도까지의 Fe 첨가는 Fe를 첨가하지 않은 순수지르코늄에 비하여 지르코늄입자의 빠른 성장을 야기해, 조대한 재결정 지르코늄 입자들이 나타났다. 그러나 Fe 첨가량이 0.1wt.%이상 첨가되면, Zr$_3$Fe 석출물에 의한 입자성장 억제효과로 지르코늄 입자의 크기는 오히려 작아졌다. 결론적으로, Fe의 첨가는 지르코늄의 확산을 가속시켰다는 것을 보여준다. 한편, 750 $^{\circ}C$에서 열처리 시 이차 재결정현상으로 지르코늄 입자가 비정상적으로 매우 커졌으며, 동시에 annealing twining 현상이 관찰되었다. 이러한 annealing twining 현상은, 입자성장속도가 임계치 이상으로 갑자기 커진, Zr$_3$Fe 석출물이 거의 없는 합금에서만 나타났다. 이 결과를 토대로 annealing twining 현상은 입자의 빠른 이동이 필요 조건이라는 결론을 도출하였다. .Ar-4vol.%H$_2$ 분위기보다 H$_2$분위기에서 소결했을 때 밀도가 더 높았다. 그러나, 결정립은 $UO_2$와 $UO_2$-Li$_2$O의 경우, 수소분위기에서 소결했을 때, (U,Ce)O$_2$와 (U,Ce)O$_2$-Li$_2$O에서는 Ar-4vol.%H$_2$분위기에서 소결했을 때 더욱 성장하였다.설명해 줄 수 있다. 넷째, 불규칙적이며 종잡기 힘들고 단편적인 것으로만 보이던 중간언어도 일정한 체계 속에서 변화한다는 사실을 알 수 있다. 다섯째, 종전의 오류 분석에서는 지나치게 모국어의 영향만 강조하고 다른 요인들에 대해서는 다분히 추상적인 언급으로 끝났지만 이 분석을 통 해서 배경어, 목표어, 특히 중간규칙의 역할이 괄목할 만한 것임을 가시적으로 관찰할 수 있 다. 이와 같은 오류분석 방법은 학습자의 모국어 및 관련 외국어의 음운규칙만 알면 어느 학습대상 외국어에라도 적용할 수 있는 보편성을 지니는 것으로 사료된다.없다. 그렇다면 겹의문사를 [-wh]의리를 지 닌 의문사의 병렬로 분석할 수 없다. 예를 들어 누구누구를 [주구-이-ν가] [누구누구-이- ν가]로부터 생성되었다고 볼 수 없다. 그러므로 [-wh] 겹의문사는 복수 의미를 지닐 수 없 다. 그러면 단수 의미는 어떻게 생성되는가\ulcorner 본 논문에서는 표면적 형태에도 불구하고 [-wh]의미의 겹의문사는 병렬적 관계의 합성어가 아니라 내부구조를 지니지 않은 단순한 단어(minimal $X^{0}$ elements)로 가정한다. 즉, [+wh] 의미의 겹의문사는 동일한 구성요 소를 지닌 병렬적 합성어

플라즈마를 이용한 핵연료재료 건식처리 공정 기초연구로서 플라즈마 기체에 의한 U와 $UO_2$의 산화가속화 연구를 수행하였다. $UO_2$에서는 플라즈마를 사용할 경우 40$0^{\circ}C$에서 약 300%정도, 50$0^{\circ}C$에서는 70%정도의 산화가속화가 일어났으며 금속우라늄의 경우에는 35$0^{\circ}C$에서 50%정도의 산화가속화를 확인할 수 있었고 power가 증가함에 따라 산화량이 증가하는 것을 알 수 있었다. 한편 전체적인 실험 결과가 시간에 따라 산화량이 선형적으로 증가하는 것으로 나타나 400~50$0^{\circ}C$에서는 표면반응이 중요한 반응이라는 것을 확인하였다.

원자력 발전소 배관계통에 파단전 누설 (LBB) 설계개념의 적용을 위해서는 원자로 가동온도에서의 재료의 파괴저항성 평가가 필수적이다. 본 연구에서는 국내 원자로의 1차 냉각계통배관의 엘보우 소재로 사용되는 SA516-Gr.70 강의 파괴저항성에 미치는 DSA (Dynamic Strain Aging, 동적변형시효) 영향을 고찰하였다. 파괴저항성 평가를 위해 원자로 가동온도를 포함한 상온~50$0^{\circ}C$ 온도영역에서 준정적 하중에서부터 지진 하중 정도의 동적 하중까지 하중속도를 달리하여 직류전위차법 (DCPD) 이용하여 J-R 시험을 행하였다. J-R 시험결과, SA516-Gr.70 강은 특정한 온도와 하중속도의 조합에서 파괴저항성이 크게 떨어지는 양상을 보였으며, 낮은 파괴저항성을 나타내는 온도는 하중속도가 증가함에 따라 높은 온도쪽으로 이동하는 전형적인 DSA 감수성을 보였다. 인장시험을 통해서도 큰 폭의 serration 이 관찰되었으며 SA516-Gr.70 강에서 파괴저항성의 변화와 DSA 현상과의 연관성을 고찰하였다.

원자로 압력용기 용접열영향부의 세부영역별 열 cycle 재현(simulation) 시험편을 제작하여 기계적 특성시험, 미세조직시험 및 magnetic Barkhausen noise (BN) 측정을 수행하였다. 각 영역에서 보자력(coercivity)은 크게 변하지 않았으나, Barkhausen noise (BN) 는 현격한 차이를 볼 수 있었다. 용접열영향부 각 위치에 대한 BN 는 미세조직과 기계적특성의 변화와 어느정도 특징적 변화를 보였으나, 미세조직 인자별로 정량적인 관계를 찾기 위하여는 더욱 더 많은 연구가 필요한 것으로 보였다. 이는 BN 의 변화에 미치는 영향인자가 미세조직적으로 매우 복잡한 관계를 갖기 때문으로 생각되었다.

핵융합로 증식재용 Li$_2$TiO$_3$ 분말을 자발착화연소합성법으로 합성하였다. Li질산염과 Ti 질산염이 혼합된 전구용액은 연소반응을 위하여 가열되는 동안 침전물이 형성 되었지만 카르복실산기(carboxylic acid group)와 아민기(amine group)를 지닌 글라이신(glycine)이나 카르복실산기만을 가진 구연산(citric acid)과 아민기만을 가진 우레아(urea)를 흔합한 연료를 사용한 경우에는 연소합성반응이 일어나 분말을 쉽게 합성할 수 있었다. 또한 형성된 분말은 별도의 하소공정이 없더라도 원하는 결정상이 형성되었으며, 합성편 Li$_2$TiO$_3$ 분말은 비표면적이 15 $m^2$/g으로 약 30nm의 크기를 지닌 미세한 입자이었다.

A study of treatment effects on laser surface melted Ni-base alloy 600, especially on precipitation behavior ad chemical composition changes on the grain boundary were conducted with microscopic equipments. Long-term aging treatment at 40$0^{\circ}C$ caused no considerable effects on the grain boundary properties. Cr-rich M$_2$$_3$C$_{6}$ and Cr$_{7}$C$_3$ carbides were precipitated and the resultant Cr depletion below 12 wt pct on some high angle grain boundaries was occurred by heat treatment at $600^{\circ}C$ for 24 hours. These results can imply that the resistance of intergranular stress corrosion cracking of heat treated alloy 600 might not be changed considerably in comparion with the as-LSM one.e.e.

액체금속로 노심재료로 사용되고 있는 HT9강의 열처리에 따른 미세조직 변화를 관찰하였다. 열간압연상태에서의 조직은 마르덴사이트, $\delta$-페라이트, 잔류 오스테나이트, 그리고 탄화물로 이루어져 있다. 잔류 오스테나이트는 austenitization하여도 그 함량은 감소하지만 완전히 제거되지는 않았으나, tempering후에는 잔류하지 않았다. 오스테나이트 입자크기는 austenitization 온도가 증가함에 따라 성장하여 11005$^{\circ}C$에서는 약 42$\mu\textrm{m}$였다. Austenitization 온도 증가에 따라 탄화물의 평균 크기 및 평균 면적 분율은 크게 감소하고 있었다. 50$0^{\circ}C$에서 tempering한 경우에는 Fe-rich 탄화물이 석출하였으나, tempering 온도가 증가하면 Cr-rich M$_2$$_3$C$_{6}$ 탄화물이 석출하고 있었다. Austenitization 상태에서는 100$0^{\circ}C$ 까지는 탄화물의 분해가 일어나 경도값이 증가하나 100$0^{\circ}C$ 이상에서는 일정한 경도값을 나타내었다. Tempering한 시편에서는 탄화물의 석출과 전위의 회복으로 인해 tempering 온도가 증가함에 따라 경도값이 급격히 감소하였다.

Alloy 600과 Alloy 690의 응력부식파괴(Stress corrosion cracking, SCC)에 미치는 TiO$_2$의 영향을 315$^{\circ}C$의 10%NaOH 수용액에서 RUB(reverse U-bend) 시편, C-Ring 시편과 CT(compact tension)시편을 사용하여 평가하였다. 시편은 alloy 600 MA(mill anneal), alloy 600 TT(thermal treatment) 그리고 alloy 690 TT로 제작하였다. SCC 시험은 탈산된 10%NaOH 수용액에 2 g/1 TiO$_2$를 첨가한 용액과 첨가하지 않은 용액에서 수행하였으며, 이 조건에서 분극곡선도 얻었다. SCC 시험시 시편을 부식전위로부터 +150 ㎷ 양극분극을 가하였다. 기준전극으로 external Ag/AgCl electrode를 사용하였다. Alloy 600 MA로 제작한 RUB 시편은 TiO$_2$가 없는 용액에서 5일 안에 벽 관통 균열을 보였으나 TiO$_2$가 첨가된 용액에서는 균열을 관찰할 수 없었다. TiO$_2$가 첨가됨에 따라 alloy 600과 alloy 690의 임계전류밀도는 크게 감소하였고 또한 부동태 전류밀도도 감소하였다. 부동테 영역에서 TiO$_2$가 있는 용액의 경우 여러 peak가 있는 반면에 TiO$_2$가 없는 용액은 peak가 뚜렷하지 않았다. 이런 결과는 TiO$_2$가 첨가점에 따라 active region에서도 안정한 부동태 피막이 존재한다는 것을 시사한다. 또한 TiO$_2$가 없는 경우 SCC가 잘 일어나는 영역에 존재하는 부동태 피막이 TiO$_2$ 첨가에 따라 repassivation kinetics 등의 성질이 변화한 것으로 판단된다.

Alloy 600 및 alloy 690과 Ni-8Cr-lOFe 합금 등의 응력부식(stress corrosion cracking, SCC) 거동을 고온의 염기성 분위기에서 C-ring 시편을 사용하여 연구하였다. Alloy 600과 alloy 690을 여러 조건에서 열처리하여 etching한 후 탄화물의 분포와 입계 주변의 Cr고갈 정도 등의 미세조직을 광학현미경과 주사 전자현미경(SEM)으로 관찰하였다. 이들 재료에 대한 SCC 시험을 315$^{\circ}C$의 40% NaOH 수용액에서 일정한 부하전위(부식전위 + 200㎷)를 가하면서 수행하였으며, 동일 조건에서의 분극거동도 측정하였다. Alloy 600 MA(mill anneal) 및 TT(thermal treatment)의 SCC 저항성은 alloy 690 TT와 Ni-8Cr-10Fe SA(solution anneal)보다 낮았다. Alloy 600 TT 재료는 alloy 600 MA 및 SA 재료에 비해 SCC 저항성이 더 컸다. 고용 탄소농도는 alloy 600의 SCC 저항성에 큰 영향을 주지 못했다. 대부분의 Alloy 600은 균열전파 입계균열을 보였으나, 일부에서는 입계 및 입내 혼합양상(mixed mode cracking)을 보였다. 염기성 분위기에서 Ni기 합금의 SCC 거동을 미세조직, 분극거동의 관점에서 고찰하였다.

CANDU 압력관의 집합조직을 원주 방향 집합조직에서 반경 방향 집합조직으로 변화시켜 $K_{IH}$ 를 평가하였다. 집합조직은 평면 변형에 의한 25% 확관 방법으로 번화시켰고 (0002) direct pole figure와 basal pole component (기저면 성분, Kearns number)로 분석하였다. 반경 방향집합조직의 압력관의 $K_{IH}$ 는 2$50^{\circ}C$에서 17MPa√m 이상으로 나타났으며, 이것은 상용 압력관의 $K_{IH}$ =8-10 MPa√m보다 70% 이상 높은 값이다. 반경 방향 집합조직의 압력관에서 나타나는 $K_{IH}$ 거동을 균열 진전면에서의 기저면 성분과 연계하여 분석하였으며, 평면 면형에 따른 집합조직의 변화는 슬립과 쌍정 기구의 작용으로 설명하였다. 본 연구의 결과는 CANDU 압책관의 delayed hydride cracking (DHC) 저항성 관점에서 반경 방향으로 집합조직을 제어하면 매우 효율적이라는 것을 보여 준다.

40$0^{\circ}C$ $H_2O$ steam 분위기에서 Zr-2,5wt%Nb 및 Zr-20wt%Nb 합금의 산화거동을 열처리조건에 따른 미세조직 관점에서 고찰하였으며, 형성된 oxide를 분석하여 산화기구를 규명하고자 하였다. Zr-Nb 합금의 산화거동은 열처리에 따라 협성된 조직상에 매우 민감하였는데, 주 조직인 a-Zr 상 보다는 $\beta$상들에 ($\beta$-Zr, $\beta$-Nb) 보다 큰 영향을 받는 것으로 보인다. $\beta$-Zr 상은 $\alpha$-Zr 상에 비해 부식저항성이 낮으며, 그 양에 관계없이 유사한 정도의 부식거동을 보인다. $\beta$-Nb 상의 경우, 미세한 크기로 적은양이 존재하는 경우 부식저항성에 별다른 영향이 없어 보이는 반면, 상당량의 $\beta$-Nb 상이 조대한 크기로 (약 0,2$\mu\textrm{m}$) 존재하는 경우 매우 불안정한 부식거동을 보였다. 이들 $\beta$상들의 낮은 산화저항성은 Nb$_2$O$_{5}$ 을 포함한 Nb 계 oxide의 형성에 주로 기인한 것으로 추정된다.

본 연구에서는 수소화물의 파괴가 일어나는 조건과 수소화물의 파괴가 압력관 재료의 파괴인성에 미치는 영향에 대하여 알아보았다. 사용된 재료들은 상용 캐나다 압력관 재료와 러시아에서 개발된 E635, El25라는 재료로서 균열진전방향이 압력관의 축방향을 향하도록 CT 시편을 제작하여 파괴시험을 하였다 상온에서 파괴인성은 캐나다 압력관재료, El25, E635의 순서로 크게 나왔다. 100ppm의 수소를 장입한 경우 상온에서의 파괴인성은 크게 감소하여 세 재료들 모두 비슷한 평평한 J-R 커브를 보였으며, 캐나다 재료와 E63S의 파면에서 관찰되는 fissure의 간격은 150～200$\mu\textrm{m}$로 수소화물의 간격과 비슷하였으며 tunnelling 현상이 일어났다. El2S는 불규칙한 짧은 fissure들이 관찰되었다. 20$0^{\circ}C$에서는 수소화물의 파괴에 의한 fissure들이 관찰되지 않았으며 수소화물이 파괴인성에 영향을 미치지 않는 것으로 나타났다. El25는 상온과 20$0^{\circ}C$에서의 J-R커브가 비슷하게 나타났다.

원자로 압력용기는 운전기간 동안 중성자 조사에 따른 재료의 기계적 성질이 변화되므로, 용기의 건전성 유지여부를 평가하기 위하여 조사시편을 이용한 주기적인 감시시험이 요구된다. 그러나 감시시편은 방사성 물질로서 일반 환경조건에서 시험이 불가능하다. 따라서 국내의 자력기술로 완공된 조사재시험시설의 핫셀 내에서 감시시험의 주요항목인 온도감시자, 충격, 인장, 파괴인성, 그리고 성분분석 등에 대한 시험을 수행하기 위하여 관련된 규정에 합하도록 장비 및 시험 평가기술을 개발하였다.

원자로 압력용기 재료로 사용되고 있는 ASTM SA508 및 SA533 계열의 재료는 결정구조가 체심입방격자(bcc)로서 시험온도별 최대흡수에너지(USE)에 대한 선도를 그리면 고온에서는 연성이 크고, 저온에서는 취성이 큰 전형적인 “S”자 형태의 Cv-천이온도곡선으로 나타난다. 그리고 조사전과 조사후의 연성-취성천이온도곡선을 흡수에너지값이 30ft-lb 또는 50ft-lb인 지점에석 비교해보면 재료의 조사취화(radiation embrittlement)현상으로 온도가 높은 쪽으로 이동됨을 알 수 있으며, 이러한 온도의 이동값은 원자로의 운전수명과 밀접한 관련이 있다. 따라서 조사전후의 흡수에 너지값에 따른 온도변화량를 정확하게 산출하기 위해서는 시편의 온도를 조절하는 장치 및 시편을 아주 짧은 시간내에 충격시험기의 앤빌까지 장전하는 장치 둥의 충격시험시스템 구축은 매우 중요하다. 이에 조사계시험시설(IMEF)에서는 원자로 압력용기 감시시험에 대한 충격시험시스템을 구축하였고, 이의 내용은 감시시험 수행에 기준이 되는 ASTM El85-82 및 과학기술처 고시 제 92-20호의 세부내용을 충분하게 만족시키는 것으로 확인되었으며, 이렇게 확인된 내용들은 현재 국내에서 수행되고 있는 감시시험에 적극적으로 활용되고 있다.

고온고압 수화학 분위기를 모사한 조건에서 피로균열성장 거동에 관한 연구를 수행하였다. 고온고압분위기 모사를 위해 Load machaine, Autoclave, Water loop, 균열측정장치(Reversing DCPD) 그리고 전기화학변수 측정장치 등을 설치하였다. 우선 공기분위기 및 상온수화학 분위기에서의 시험을 통해 안정성을 확인하였으며, 안정한 조건에서 고온수화학분위기에서 실험을 수행하였다. 수화학 분위기에서 용존산소에 상관없이 취성파면이 관찰되었다. 용존산소의 양이 적을 경우(10ppb이하) 발견된 취성파면의 양은 연성파면에 비해 훨씬 적었으며, 용존산소가 높을 경우(8000ppb) 취성파면의 양이 많이 발견되었다. 산소포화된 고온수화학 분위기 피로시험결과는 피로균열성장이 주로 취성파면에 의해 이루어졌으며, 균열성장속도 또한 크게 증가하였다.

Zr합금의 재결정에 미치는 Sn, V, Sb의 영향을 조사하기 위해 2원계와 3원계로 구성된 12종의 Zr합금에 대하여 미세 조직 관찰 및 경도 측정을 실시하였다. 고진공 분위기의 여러 온도 조건에서 열처리된 시편의 미세조직을 편광광학현미경으로 관찰하였고 미소경도계로 경도값을 측정하였다. 미세조직 사진을 관찰한 결과 열처리 온도가 올라감에 따라 약 50$0^{\circ}C$ 까지는 가공조직을 그대로 유지하다가 첨가원소에 따라 다소 차이는 있었지만 55$0^{\circ}C$ ~ $700^{\circ}C$ 사이에서 재결정이 완료되었다. 재결정이 일어난 후에는 첨가원소의 첨가량이 적은 합금의 경우 결정립이 급격히 성장하는 모습을 보였다. 온도에 따른 경도값의 측정으로 재결정 거동을 확실히 핑가할 수 있었으며 경도값의 변화와 미세조직 변화는 일치하는 경향을 보였다. 이와 같이 첨가원소가 증가함에 따라 재결정이 늦어지고 결정립이 미세화 되는 것은 첨가원소의 대부분이 석출물로 형성되어 각 합금의 재결정과 결정립 성장을 억제하기 때문이라고 사료된다.

재결정된 Zircaloy-4 합금을 35$0^{\circ}C$ 의 여러가지 알칼리 금속 수산화물 수용액에서 부식시켜 동일한 무게증가량을 갖도록 조절한 뒤, 1M H$_2$SO$_4$ 용액에서 그 시편에 대한 임피던스 특성을 분석하였다. LiOH, NaOH, KOH 순서로 알칼리 금속의 이온반경이 클수록 수소이온의 이동에 대한 임피던스가 증가함에 따라 산화막을 통한 수소이온의 흡수가 점차로 어려워졌다. 이것은 Zr$^4$$^{+}$와 이온반경이 비슷한 알칼리 금속 수용액 조건에서 얻은 부식시편은 open grain boundary 와 equiaxed microstructure의 산화막을 갖기 때문이었고, 반면에 Zr$^4$$^{+}$와 이온반경의 차이가 큰 알칼리 금속 수용액 조건에서 얻은 부식시편은 compact 한 columnar microstructure의 산화막을 갖기 때문인 것으로 생각된다.

핵연료피복관의 부식성능은 합금원소의 조성에 매우 민감하지만 열처리변수에 따라서도 크게 좌우되므로 열처리변수가 Zr 신합금의 부식저항성과 미세조직에 미치는 영향을 조사하였다. Zr-Nb-Sn-Fe-Cr 조성을 갖는 합금을 제조하여 열처리면수($\Sigma$A)를 7.7x$10^{-l9}$~5.3x$10^{-17}$ hr로 제어한 후 400 $^{\circ}C$/10.3 MPa 분위기의 autoclave를 이용하여 부식시험을 실시 하였다. 열처리변수($\Sigma$A)가 증가함에 따라서 부식저항성은 감소하였으며 열처리변수의 값이 7.7x$10^{-l9}$와 8.8x$10^{-l9}$ hr일 때 부식저항성은 매우 우수하였다. 천이후 부식속도에 미치는 열처리변수의 영향은 무게증가량에 미치는 영향과 동일한 경향을 나타냈으며 $\Sigma$A가 1.0x$10^{-18}$ hr이하에서 매우 낮은 부식속도를 보였다. 석출물 크기의 증가는 부식저항성을 감소시키는 것으로 관찰되었다. 따라서 우수한 부식저항성을 갖는 Zr 신합금을 개발하기 위해서는 중간 열처리 온도를 적절히 조절하여 석출물의 크기를 0.05 $\mu$m이하로 제어하여야 한다.다.

핵연료 피복관용 신합금을 개발하기 위한 기초연구로서 Zr-xNb계 합금과, Zr-0.8Sn-xNb계 합금을 각각 4종씩 선정하였다. 이들 합금을 판재시편으로 가공한 뒤 Autoclave를 이용하여 36$0^{\circ}C$에서 부식 시험을 실시하였다. 부식과정에서 생성되는 산화막의 미세구조를 관찰하기 위해 천이 전 영역에서 동일두께를 갖도록 부식시편을 준비하여 산화막/금속계면에 대해 SEM관찰을 실시하였다. 또한 석출물의 크기와 부식과의 관계를 조사하기 위하여 부식전의 시편에 대해 TEM관찰을 실시하였다. Zr-xNb 2원계 합금에서는 Nb함량이 적을수록 부식저항성이 증가하는 경향을 보이는데, 0.2Nb가 첨가된 합금이 가장 우수한 부식저항성을 보였다. Zr-0.8Sn-xNb 3원계에서도 천이 전 영역에서는 2원계 합금과 마찬가지로 Nb함량이 적을수록 부식저항성이 증가하나, 천이 후 영역에서는 이런 경향이 바뀌는 것이 관찰되었다. 이는 Sn이 첨가됨으로서 Nb가 부식에 미치는 영향이 달라지기 때문이라 생각된다. 산화막 관찰결과, 순수 Zr은 결정립계를 따라서 산화막이 급격히 성장하는 반면에, Zircaloy-4합금은 매우 균일한 산화막 계면을 유지한다. Zr-xNb계 합금과 Zr-0.8Sn-xNb계 합금에서도 내식성이 우수한 합금은 균일한 산화막/금속 계면을 유지하는 것이 관찰되었다.

In order to assess the susceptibility of the environmentally assisted cracking(EAC) on SA508 Cl.3 steel in primary water condition, potential step test and slow strain rate test(SSRT) were conducted in a simulated crack tip condition. In this test, anodic dissolution was dominant in the crack tip environments. Proposed simple dissolution model is a modification of Hishida's anodic dissolution model at the plastic zone. One can predict actual crack growth rate with the smooth specimen through this model.

Under the heavy irradiation, when the production and the recombination of interstitials and vacancies are included, the diffusion equations become nonlinear. An effort has been made to arrange an appropriated transformation of these nonlinear differential equations to soluble Poisson's equations, so that analytical solutions for simultaneously calculating the concentrations of interstitials and vacancies in the angular dependent Cottrell's potential of the edge dislocation have been derived from the well-known Green's theorem and perturbation theory.

두께는 일정하나 너비가 균일하게 변하는 판스프링들로 구성된 너비감소 판형 홀다운 스프링 집합체에 대한 탄성강성도 특성해석을 수행하였다. 국산 경수로 핵연료의 홀다운스프링 집합체와 동일한 설계공간내에 있도록 고안한 여러 종류의 너비감소 판형 홀다운 스프링 집합체 시편에 대한 탄성강성도를 해석적으로 평가하였고 특성시험을 수행하였다 또한 실제 시험 결과들을 잘 예측할 수 있도록 Euler 보 이론과 변형률 에너지법에 근거한 탄성강성도 평가방법을 보정하였다.

The U-Zr metallic alloy with low swelling HT9 cladding is the candidate for the KALIMER fuel rod. The fuel rod should be able to maintain the structural integrity during its lifetime in the reactor. In a typical metallic fuel rod, load is mainly applied by internal gas pressure, and the deformation is primarily caused by creep of the cladding. The three-dimensional FEM modelling of a fuel rod is important to predict the structural behavior in concept design stage. Using the ANSYS code, the 3-D structure analyses were performed for various configuration, element and loads. It has been shown that the present analysis model properly evaluate the structural integrity of fuel rod. The present analysis results show that the fuel rod is expected to maintain its structural integrity during normal operation.

모의 혼합산화물인 (U,Ce)O$_2$ 에 dopant 인 Li$_2$O 와 SiO$_2$ 를 첨가한 소결체의 압축크립변형거동을 수소분위기, 온도 1773K 에서 응력(10-120MPa)을 변화시켜 조사하였다. Dopant 를 첨가할 경우 정상상태 크립변형속도는 첨가하지 않은 경우보다 크게 증가하는 것으로 나타났다. 증가한 원인으로는 Li$_2$O 를 첨가한 경우 우라늄 확산계수의 증가에 기인되며, SiO$_2$ 를 첨가한 경우에는 SiO$_2$ 가 glassy phase 로 입계에 위치하여 입계이동이 용이하게 되어 정상상태 크립변형속도가 증가한 것으로 사료된다. 또한 저응력구간에서 (U,Ce)O$_2$ 의 크립활성화에너지는 109.6 kcal/mol 로 $UO_2$ 의 크립활성화에너지(94.2kca1/mol)보다 더 크게 나타났다.

$UO_2$-5wt%CeO$_2$ 분말에서 소결온도(1600, 1$700^{\circ}C$), 소결분위기(H$_2$, $N_2$-7vol.%H$_2$) 및 Li$_2$O 첨가량(0.05-2wt%)에 따른 소결성의 변화를 관찰하였다. $UO_2$-5wt%CeO$_2$를 attrition mill에서 2 시간까지 분쇄한 후, 1$700^{\circ}C$에서 H$_2$, N2-7vol.%H$_2$ 분위기에서 소결하면 소결밀도가 각각 10.46, 10.36 g/㎤이지만, 각 분위기에서 소결체내의 결경립크기가 일정하지 않고 Ce agg1omerate도 소결체내의 여러 곳에 분포되어 있어 분말처리만으로 소결성을 개선하는데는 한계가 있었다. 반면에, $UO_2$-5wt%CeO$_2$에 0.lwt%Li$_2$O를 첨가하여 1 시간동안 분쇄란 후, 1$600^{\circ}C$에서 H$_2$$N_2$-7vol.%H$_2$ 분위기로 소결하면 밀도는 각각 10.51, 10.48 g/㎤이었고, 결정립크기는 각각 8.9, 42.1 $\mu\textrm{m}$이었다. 즉, Li$_2$O의 첨가에 의해 밀도와 결정립크기가 모두 증가했으며, H$_2$ 분위기보다는 $N_2$-7vol.%H$_2$ 분위기에서 결정립이 더 크게 성장하였고, 1$700^{\circ}C$에서도 유사한 경향을 나타내었다. $UO_2$-5wt%CeO$_2$와 이 조성에 0.lwt%Li$_2$O를 첨가한 분말들을 H$_2$ 및 $N_2$-7vol.%H$_2$ 분위기에서 소결하여 기공크기 및 기공부피의 변화를 관찰한 결과, H2 분위기에서 소결하였을 때는 Li$_2$O의 첨가에 의해 치밀화가 주로 일어났고, 반면에 $N_2$-7vol.%H$_2$ 분위기에서 소결하면 Li$_2$O의 첨가에 의해 작은 기공은 소멸되고 큰 기공이 생성되었다.

사용후핵연료는 열전도도가 극히 불량하다. 그러므로 지금까지는 파단면을 관찰하거나 또는 성분분석을 위해 EPMA을 이용할 때는 시편 표면을 Au나 란소 등으로 증착시키고 있다 그러나 사용후 핵연료에서는 강력한 방사선이 방출되므로 시편의 증착처리는 핫셀(hot cell)에서 원격조정기(manipulator)를 사용하여 수행하므로 많은 어려움이 있다. 특히 시편 표면의 Au나 탄소의 증착시에는 균일한 증착이 필요한데, 핫셀내에 설치한 기기는 유지 보수의 어려움으로 양호한 진공도 유지가 어려워 시편 표면의 균질한 증착은 문제점으로 되어 있다. 이에 본 연구에서는 이산화우라늄 소결체를 표면의 증착처리 없이도 파단면 관찰이나 성분 분석을 할 수 있는 방법을 연구하여 silber paint법을 개발하였다. 특히 탄소가 미량 함유된 시편을 탄소 증착처리를 하면 증착된 탄소와 시편에 함유된 탄소를 분리해야 하는 어려운 점이 있으므로 이러한 경우에는 silber paint 법이 아주 편리하다.

액체금속로용 금속연료인 U-10wt.%Zr 합금의 기지조직은 공석조직으로 $\alpha$uranium과 UZr$_2$인 $\delta$상이 교대로 나타나는 층상조직을 이루고 있다. 잘 발달된 층상조직의 두께는 $\alpha$U이 40-8$\mu\textrm{m}$, $\delta$상인 UZr$_2$는 20-30$\mu\textrm{m}$로 $\alpha$U이 $\delta$상의 2-3배 정도 된다. 기지조직내에 나타나는 둥근 형태의 석출물 크기는 ø5-12$\mu\textrm{m}$이며, 응집된 석출물의 크기는 ø15-25$\mu\textrm{m}$이다. 석출물의 TEM SADP과 EDS 분석결과 순수한 $\alpha$Zr이 아니고 산소에 의하여 안정화되고 소량의 uranium을 함유한 Zr rich 상으로 $\alpha$Zr과 같은 hexagonal 결정구조를 갖는다. Rod 형태 및 사각형태의 석출물은 tetragonal 결정구조를 갖는 SiZr$_2$ 상이다.

핵연료 펠렛이 장입되어 있는 원전연료봉 피복관은 핵분열성 물질의 외부 유출에 대한 일차 방호벽 역할을 하므로 원전의 안전성을 위해서는 피복관의 구조건전성 확보가 매우 중요하다. 고온, 고압의 운전 조건 속에서 연료봉 피복관은 산화막이 생성 상장하여 연료봉을 취성 파괴시킬 가능성이 있으므로 이를 가동중에 비파괴적으로 측정할 수 있는 방법을 개발할 필요가 있다. 산화막이 존재하는 지르칼로이 피복관에 대한 음파의 공명산란을 이론적으로 모델링하고 수치해석을 수행하였다. 산화막이 피복된 원통형 쉘의 공명산란에서 공명 원주파의 전파 특성은 산화막의 존재 여부와 그 두께 증가에 따라 크게 변화한다. 수치 해석 결과 제 1차 반대칭 (A$_1$) 원주파의 특정 부분파의 경우에는 산화막의 존재에도 불구하고 위상속도가 일정한 특이성을 보였다. 이러한 위상속도 특성을 실험을 통하여 확인하였으며 이 현상을 이용하여 산화막의 두께를 측정할 수 있는 새로운 비파괴 평가 방법을 제안하였다.

본 연구는 핫셀(Hot-cell)에서의 활용을 전제로 핵연료 봉단용접기술로 개발되고 있는 래이저(Laser) 용접기술을 핵연료봉 퍼복재인 Zircaloy-4에 적용하여 그 용접성에 대한 기초적 특성을 분석하고, 관련 용접변수들의 용접성에 미치는 영향을 알아보고자 하였다. 사용된 용접기는 평균출력 150W급인 펄스형 Nd:YAG 레이저 용접기였으며, 보호가스 (shielding gas) 종류와 유량(flow rate), 용접속도(travel speed), 초점위치(focus position), 빔 파워(beam power), 시편의 표면거칠기(specimen surface roughness) 등의 용접변수가 용입 깊이와 용접비드 폭, 기계적 특성, 그리고 용접결함에 미치는 영향을 조사하였다. 그 결과 용접변수로 범 파워 125W이상, 초점위치 2mm, 그리고 보호가스로는 He가스가 적절하였으며, 시편의 표면거칠기가 거칠수록 용입깊이가 깊었다. 본 연구를 통해 핵연료봉 피복재 Zircaloy-4의 레이저 용접시 신뢰성 있는 용접조건을 확립하기 위한 기초자료를 얻을 수 있었다.

A study on induction plasma deposition with ceramic materials, yttria-stabilized-zirconia ZrO$_2$-Y$_2$O$_3$ (m.p 264O $^{\circ}C$), was conducted with a view developing a new method for nuclear fuel fabrication Before making dense pellets more than 96％TD., the spraying condition was optimized through the process parameters, such as chamber pressure, plasma plate power powder spraying distance, sheath gas composition, probe position, particle size and powders different morphology. The results with a 5mm thick deposit on rectangular planar graphite substrates showed a 97.11％ theoretical density when the sheath gas flow rate was Ar/H$_2$120/20 l/min, probe position 8cm, particle size -75 ${\mu}{\textrm}{m}$ and spraying distance 22cm by AMDRY146 powder. The degree of influence of the main effects on density were powder morphology. particle size, sheath gas composition, plate power and spraying distance, in that order. Among the two parameter interactions, the sheath gas composition and chamber pressure affects density greatly. By using the multi-pellets mold wheel type, the pellet density did not exceed 94%T.D., owing to the spraying angle.

DUPIC 핵연료 소결체의 하나로 조사시험과 관련하여 이중 피복관으로 구성된 소결체 설계를 수행하였으며 각각의 설계변수가 핵연료의 온도에 미치는 영향하였다. 하나로에서 조사할 DUPIC 핵연료의 설계해석 결과, DUPIC 핵연료의 조사시험시 열전도도, 출력, 반경 틈새 등은 핵연료의 온도에 크게 영향을 미쳤으며, 피복재 두께, gamma열, 열전달 계수 등은 핵연료의 온도에 크게 영향을 미치지 않았다. Transient 온도분석의 경우 약 160초 이상의 시간에서 평형 온도에 도달할 것으로 분석되었다.

원자력 발전소의 핵연료 피복관 재료로 사용되고 있는 Zr합금의 부식특성에 미치는 Sn의 영향을 조사하기 위해 Sn 함량을 0.5, 0.8, 1.5, 2.0wt.%로 조절한 Zr-xSn 2원계 합금과 Zr-0.4Nb-xSn 3원계 합금을 제조하여 36$0^{\circ}C$ 물 분위기의 mini-autoclave에서 부식실험을 수행하였다. 2원계 합금에서 Sn이 0.5, 0.8, 1.5wt.% 첨가된 합금에서는 15일에서 속도천이가 발생한 후 급격한 부식 가속 현상이 나타났으나, 2.0wt.%가 첨가된 합금에서는 100일까지 부식 실험에서도 천이 현상을 보이지 않는 매우 높은 부식 저항성을 보였다. 그러나 3원계 합금에서는 2원계 합금과는 달리 40일 시험에서도 모든 합금들이 속도 천이 현상을 보이지 않고 천이전 영역에서의 부식 거동을 보이며, Sn 함량 변화에 따른 부식 속도의 차이를 감지할 수 없었다. 이러한 경향은 2원계 합금과 3원계 합금에서 Sn의 고용도 차, 미량 첨가된 Nb의 영향 및 석출물의 특성과 관련이 있는 것으로 사료된다. 또한 수소 흡수율면에서도 Sn 함량 변화에 따라 부식 거동과 비슷한 경향을 보이면서 2.0wt.%에서 가장 낮은 수소흡수율을 보였다 천이전 영역에서 산화막 구조 관찰 결과 천이전 영역의 모든 산화막에서 보호적 성질을 나타내는 tetragonal-ZrO$_2$가 관찰되었는데, tetragonal-ZrO$_2$의 분율은 Sn 함량에 따라 거의 같게 나타났다.

Zr합금의 수소화 반응속도에 미치는 합금원소의 영향을 평가하기 위하여 Zr과 Zr-0.8Sn-XNb계열(X=0.2, 0.4, 0.8, 1.0) 및 Zr-0.4Nb-YSn계열(Y=0.5, 0.8, 1.5, 2.0)의 3원계 합금으로 electro-microbalance가 장착된 TGA (thermo-gravimetric apparatus)장치를 이용하여 40$0^{\circ}C$에서 1기압 수소와의 반응에 따른 무게증가를 in-situ로 측정하였다 Sn 첨가량이 증가함에 따라 1.5% 까지는 수소반응에 따른 무게증가율이 낮게 나타났으나 Sn을 2.0% 함유한 Zr-0.4Nb-2.0Sn합금의 경우 가장 높게 나타났다. 이는 Sn의 함량이 증가할수록 수소침투에 대한 저항성이 증가함을 의미하지만 Sn이 고용도 이상 함유되면 Sn을 함유한 다량의 석출물이 대량수소침투의 site로 작용하여 수소침투가 가속화된 것으로 평가된다. Nb의 경우 첨가량을 증가시킬수록 무게증가는 크게 나타났는데 이는 Nb이 수소흡수성이 크기 때문이며 Zr-0.8Sn-0.2Nb 및 Zr-0.8Sn-0.4Nb 합금보다 Zr-0.8Sn-0.8Nb 및 Zr-0.8Sn-1.0Nb 합금의 경우 TEM을 이용한 금속간 석출물(intermetallic precipitates) 분석에서 이러한 석출물들의 평균크기 및 개수가 크게 평가되었고, 또한 Zr-0.8Sn-0.2Nb, Zr-0.8Sn-0.4Nb 합금에서는 관찰이 되지 않는 $\beta$-Zr 석출물이 관찰되었다 이러한 사실로부터 Nb의 큰 수소흡수성에 부가적으로 이러한 석출물들이 수소침투를 가속화 하는 데에 기여하는 것으로 여겨진다.

상용 핵연료 피복관 재료로 사용되고 있는 Zircaloy-2와 Zircaloy-4 및 ZIRLO$^{TM}$에 대한 수소와의 반응거동 및 속도론적(kinetic) 자료를 얻기 위하여 electro-microbalance가 장착된 TGA (thermogravimetric analysis) 장치를 이용하여 30$0^{\circ}C$~50$0^{\circ}C$의 온도범위에서 1기압 수소와의 반응에 따른 무게증가를 in-situ로 측정하였다. Zircaloy와 수소와의 반응거동은 chamber내 온도상승시 생성되는 산화막에 의해 초기에는 느린 반응이 진행되는 영역이 존재하고 온도가 낮은 35$0^{\circ}C$ 이하에서는 이것이 잠복기 형태로 나타난 후 직선속도법칙(linear rate law)을 따르며 반응이 가속화되는 것으로 나타났고 40$0^{\circ}C$ 이하의 저온에서는 직선속도법칙에서 반응이 지연되는 방향으로 약간의 편차(deviation)가 관찰되었다. 그 결과 Zircaloy-2와 ZIRLO$^{TM}$가 Zircaloy-4보다 수소와의 반응속도가 빠르고 활성화에너지가 낮은 것으로 나타났으며 직선속도법칙을 근거로 하여 각각 1.1x$10^{7}$ exp(-20,800/RT)와 1.5x$10^{6}$exp(-18,000/RT) 및 6.9x$10^{7}$ exp(-23,800/RT) (mg/dm$^2$/min) 의 속도상수를 도출하였다. 또한, 열구배가 존재하지 않는 out-of-pile 조건하에서도 'sunburst' 형태의 국부적 수소침투가 발생할 수 있음이 ～l,000 ppm이상의 수소침투 시편에서 확인되었다. ～3,000ppm이상 침투하게 되면 표면에 수소화물이 농축되어 있는 hydride layer가 형성됨을 관찰하였으며 ～5,000ppm 이상의 경우에는 수소화물의 방향성이 random하였으며 특히, ZIRLO$^{TM}$ 시편의 경우에서는 원주방향으로 길게 이어진 수소화물과 기계적 성질에 치명적인 반경방향의 수소화물이 평행하게 배열된 것을 관찰하였다.

DUPIC 핵연료 개발에서는 소결체의 물성연구와 노내거동부터 연구를 시작하여 신 개념의 핵연료의 개발에 부합되는 조사시험 계획이 수립되어야 하기 때문에 DUPIC소결체의 물성 및 노내거동 연구를 캡슐을 이용하여 조사시험을 수행할 계획이다. 본 논문에서는 노외 시험 및 예비 특성화(Pre-Characterization)와 노내시험인 DUPIC 핵연료 소결체 시험 그리고 연료봉 조사시험에 필요한 항목들에 대하여 분석하였으며 DUPIC 소결체가 하나로 노심의 CT, IR2, IP9등에서 무계장 캡슐을 이용하여 조사될 경우의 출력을 평가 하였다. 또한 모의 핵연료와 DUPIC 핵연료 소결체의 조사시험을 위해 무계장 캡슐 (Capsule)에 대하여 연구 하였다.

Uranium silicide는 우수한 조사안정성을 가지는 유망한 연구로용 저농축 분산형 핵연료 소재이나 상대적으로 낮은 uranium 함량으로 인해 고출력에 필요한 8~9g-U/㎤ 정도의 uranium 충진 밀도를 얻기 위해서는 Al기지내에 uranium silicide 핵연료 입자의 부피분율을 높여주는 것이 필요하다 핵연료 입자의 부피분율을 높이기 위하여는 핵연료봉의 Al 기지내에 핵연료 입자가 균일하게 분포되어야 한다. 균질한 핵연료 심재를 제조하기 위해서는 핵연료 입자와 알루미늄과의 균일한 혼합이 중요하며 이러한 혼합체내의 분말에 대한 균질도를 정확히 평가하는 방법의 개발이 필요하다. 본 연구에서는 혼합분말의 충진시 겉보기 밀도 측정을 통한 조성의 표준편차를 구하는 방법과 X-ray image 분석법을 새로운 균질도 평가방법으로 제시하였다. 구형의 U$_3$Si분말과 Al분말의 혼합시 drum 회전법의 경우에는 밀도차에 의한 segregation이 발생되고 있으나, Spex mill 혼합법의 경우에는 균질도가 향상되었다. 45-150$\mu\textrm{m}$의 분말크기 분포를 갖는 구형 U$_3$Si의 경우가 작은 입자들이 큰 입자들 사이를 효과적으로 채울 수 있기 때문으로 균일한 분포를 갖는 것으로 생각되며, 밀도차가 큰 U$_3$Si의 경우는 밀도차가 작은 구형 Cu-Sn 혼합체에 비해 균질도가 저하됨을 확인하였다. 겉보기 밀도 측정에 의한 균질도 측정평가와 X-ray image 분석법과의 관계에서는 같은 경향성을 찾을 수 있었다.

하나로 핵연료의 피복관과 봉단마개 재료로 사용되는 Aluminum 1060의 전자빔 용접부의 비드 특성을 조사하기 위하여 bead-on-plate 용접을 하였다. 비드의 단면을 절단하여 가속전압, 빔 전류, 용접속도에 따른 비드의 폭과 용입 깊이의 변화를 측정하고 용접부에 발생한 용접결함을 관찰하였다. 실험결과 가속전압과 범 전류의 증가에 따라 용입 깊이는 직선 비례적으로 계속 증가하였지만 비드폭은 그 증가율이 감소하는 경향이었다. 용접속도의 증가에 따라서 비드 폭과 용입깊이는 감소하는 경향을 보였다. 또한 범 출력이 높은 용접부의 root부에 다수의 porosity 가 발생하는 것을 관찰 할 수 있었으며 핵연료 봉단 마개의 porosity와는 다른 것을 확인하였다.

TMI-2 사고는 2차 냉각계통의 이상을 발단으로 해서 노심이 용융되는 중대사고로 진행하였는데, 노심의 손상이 실제 예상한 것보다 심하게 나타났다. 따라서 이 사고를 계기로 하여 원자로 안전성에 대해 큰 문제점이 제기되어 안전성의 재평가의 필요성이 크게 대두되었다. 이와 같은 필요성에 따라 TMI-2 원자로에서 채취한 노심재 시료에 대한 광범위한 핫셀시험이 수행되었는데, 이 연구에서는 노심 상부에서 채취한 데브리스 시료에 대한 핫셀시험을 수행하여 그 결과를 검토 분석하였다.

The phase stability of atomized U-10wt. ％Mo powder and the thermal compatibility of dispersed fuel meats at 40$0^{\circ}C$ and 50$0^{\circ}C$ have been characterized. Atomized U-10Mo powder has a good \ulcorner-U phase stability, and excellent thermal compatibility with aluminum matrix in a dispersion fuel. It is thought that the good phase stability is related to th large supersaturation of Mo atoms in the atomized particles. The reasons for the excellent thermal compatibility have been considered to be as follows. Before thermal decomposition of ${\gamma}$-U in particle, supersaturated Mo atoms at ${\gamma}$-U grain boundaries inhibit the diffusion of Al atoms. After thermal decomposition of ${\gamma}$-U into ${\gamma}$-U and U$_2$Mo, the intermetallic compound of U$_2$Mo seems to retard the penetration of Al atoms. The penetration mechanisms of aluminum atoms in the atomized particles are assumed be classified as (a) diffusion through the reacted layer between fuel particles and Al matrix leaving a kernel-like unreacted island and (b) diffusion along grain boundaries showing several unreacted islands and more reacted regions.

Applicability of the threshold burnup for rim formation was investigated as a function of temperature by Rest's model. The threshold burnup was the lowest in the intermediate temperature region, while on the other temperature regions the threshold burnup is higher. The rim porosity was predicted by the van der Waals equation based of the rim pore radius of 0.75${\mu}{\textrm}{m}$ and the overpressurization model on rim pores. The calculated centerline temperature is in good agreement with the measured temperature. However, more efforts seem to be necessary for the mechanistic model of the rim effect including rim growth with the fuel burnup.

KALIMER 고속로의 기본 핵연료인 U-l0Zr 핵연료봉의 노내 성능시험을 위해, 러시아의 BR-10 연구용 고속원자로에서 핵연료노내조사 Program이 1997년부터 수행되고 있다. 1 차년도에는 핵연료 시편의 설계 및 제조와 금속합금 핵연료의 균질도, 밀도, 열전도도 등의 노외 특성 시험이 수행되었다. U-l0Zr 핵연료심은 Arc 용해로 제조되었는데, 합금의 구성 원소들은 비교적 균일하게 분포되었다. 핵연료 시편은 2 개가 제작되었는데, BR-10 원자로에서 각각 연소도 1.08 % 및 2.15 %까지 연소된 후, 조사 후 검사가 수행될 것이다. 금속핵연료는 대개 낮은 연소도에서 급격한 변화틀 보이기 때문에, 본 핵연료 노내조사시험 Program의 결과는 금속핵연료봉의 성능해석 모델 개발에 활용될 수 있을 것이다.

노내에서 지지격자 스프링의 잔류 탄성변위는 시간(연소도)에 따라 변하게 된다. 이는 격자판의 중성자 조사에 의한 길이방향의 성장으로 지지격자 셀 크기의 증가와 피복관의 크리프에 의한 직경의 감소 및 중성자 조사에 의한 지지격자 스프링력의 이완으로 인한 것이다. 만일 지지격자 스프링의 거동이 변하여 연료봉을 탄성적으로 지지하지 못할 경우 이것은 연료봉의 유체에 의한 진동을 가속시키게 되며, 연료봉과 지지격자 스프링이나 딤플간의 반복적인 고주기의 충격하중은 연료봉의 지지부와 봉간(grid-to-rod)의 프레팅 마모의 원인이 될 수 있다. 따라서 시간에 따라 변하는 변수들의 영향을 고려한 지지격자 스프링의 잔류 탄성변위를 예측할 수 있는 방법론을 정립하여 새로운 지지격자체의 개발시 건전한 연료봉의 지지거동을 평가할 수 있는 도구로 활용하고자 하였다.

유한요소법을 이용하여 스프링으로 연속 지지되고 축방향 하중이 작용하는 핵연료봉의 자유진동 해석올 수행하였다. 본 해석에는 지지격자 지지점에서 핵연료봉의 변위가 구속되지 않는 실제 경계조건을 반영하였다. 이러한 경계조건은 지지점 스프링 상수에 의하여 핵연료봉 해석모델의 탄성항이 약화되는 현상을 반영할 수 있어서 지지점이 구속된 기존의 모델보다 고유진동수를 작게 예측한다. 스프링 상수가 어떤 임계값 이하를 갖는 경우 고유진동수 뿐만 아니라 모드형상도 크게 변하기 때문에 지지점을 구속한 모델에 의한 해석은 실제 진동현상을 상당히 왜곡 할 수 있다. 핵연료봉에 작용하는 축방향력이 인장력에서 압축력으로 감소함에 따라 고유진동수도 감소하지만 핵연료봉의 고유형상은 변하지 않았다. 지지격자 스프링 상수의 점진적인 감소와 핵연료봉 축방향 압축력의 감소를 동시에 적용하는 경우 고유 진동수는 두 변수를 별도로 적용했을 때 얻은 최소값의 변화에 따르는 경향을 나타내었다.

최근들어 고려된 LBB(Leak Before Break) 적용요건중 동적파괴시힘 절차에는 울진 3&4호기 이후 파단전누설개념이 적용되는 배관이 탄소강으로 제작될 경우. 이 배관이 Dynamic Strain Aging (DSA)에 의해 파괴저항치가 감소되지 않는다는 것이 정량적으로 입증되지 않는 한, 동 배관의 파괴 물성치 결정시 DSA의 영향이 고려되어야 하며, DSA 영향을 평가하기 위해서는 동적과괴시험이 수행되어야 함을 요건화 하고 있다. 본 연구에서는 DSA 효과에 의한 파괴저항(J-R) 특성의 저하가차세대원전 원자로냉각재배관 파단전누설개넘(LBB) 적용시 설계 안전여유도에 영향을 미치지 않는 정도임을 평가하는데 있다. 따라서 ASME Section III에서 탄소강으로 분류하고 있는 강종별 파괴인성 변화를 고찰하고, 차세대원전 주냉각재배관 재료인 SA508 Class la의 최대 파괴인성 감소치를 예측하여, 울진 3&4호기에서 측정된 엘보우용 SA516-Gr.70 강의 DSA 영향 평가 결과와 비교 분석하여 차세대원전 주냉각재배관의 DSA영향을 평가하였다. 도출된 결론으로는 DSA 영향을 고려한 SA508 Class la의 J 및 dJ/dA 값은 극히 보수적으로 추정할 때 50% 이상 감소하는 것으로 예측된다. 이러한 DSA 영향을 고려하였을 경우 배관재 모재의 파괴인성치는 Weld-SAW의 J/T 값 수준으로 감소하였다. 그러나 현 LRB 해석이 가장 낮은 J/T값을 갖는 Weld-SAW Auto의 균열길이 2a인 J/T선도에 의거하여 수행되고 있다는 점을 고려한다면 비록 DSA가 배관재에 영향을 주는 가장 보수적인 값(J 및 dJ/dA값을 50% 이상)을 사용한다고 하더라도 차세대원전 LBB 적용에 문제가 되지 않음을 알 수 있다. 즉 차세대원자로 주냉각재배관에 LBB를 적용하는데는 DSA 영향은 상대적으로 중요하지 않다는 결론을 얻었다. 표면에 수소화물이 농축되어 있는 hydride layer가 형성됨을 관찰하였으며 ～5,000ppm 이상의 경우에는 수소화물의 방향성이 random하였으며 특히, ZIRLO$^{TM}$ 시편의 경우에서는 원주방향으로 길게 이어진 수소화물과 기계적 성질에 치명적인 반경방향의 수소화물이 평행하게 배열된 것을 관찰하였다.하였을 때는 Li$_2$O의 첨가에 의해 치밀화가 주로 일어났고, 반면에 $N_2$-7vol.%H$_2$ 분위기에서 소결하면 Li$_2$O의 첨가에 의해 작은 기공은 소멸되고 큰 기공이 생성되었다.지나치게 모국어의 영향만 강조하고 다른 요인들에 대해서는 다분히 추상적인 언급으로 끝났지만 이 분석을 통 해서 배경어, 목표어, 특히 중간규칙의 역할이 괄목할 만한 것임을 가시적으로 관찰할 수 있 다. 이와 같은 오류분석 방법은 학습자의 모국어 및 관련 외국어의 음운규칙만 알면 어느 학습대상 외국어에라도 적용할 수 있는 보편성을 지니는 것으로 사료된다.없다. 그렇다면 겹의문사를 [-wh]의리를 지 닌 의문사의 병렬로 분석할 수 없다. 예를 들어 누구누구를 [주구-이-ν가] [누구누구-이- ν가]로부터 생성되었다고 볼 수 없다. 그러므로 [-wh] 겹의문사는 복수 의미를 지닐 수 없 다. 그러면 단수 의미는 어떻게 생성되는가\ulcorner 본 논문에서는 표면적 형태에도 불구하고 [-wh]의미의 겹의문사는 병렬적 관계의 합성어가 아니라 내부구조를 지니지 않은 단순한 단어(minimal $X^{0}$ elements)로 가정한다. 즉, [+wh] 의미의 겹의문사는 동일한 구성요 소를 지닌 병렬적 합성어([$[W1]_{XO-}$ $[W1]_{XO}$ ]$_{XO}$)로

사용 후 핵연료 수송용기는 자유낙하 충돌사고에 대비해 양 끝단에 충격완충체를 부착하는데 이 충격완충체의 층격흡수특성은 수송용기의 구조적 안전성애 크게 영향을 미친다. 충격완충체의 층격흡수재를 감싸주는 철제 케이스와, 내부 격막판의 용접 접합부는 제작공정상 일부 부분이 부분접합 형태를 갖기 때문에 완전 접합된 부분이나 모재인 판재 부분에 비해 강도가 약하다. 따라서, 본 연구에서는 충격완충체의 부분접합부와 같은 조건의 접합상태를 고려한 용접시편의 시험을 통해서 충격완충체 케이스의 용접 접합부에 대한 접합강도와 기계적 특성을 분석하고, 접합부의 강도특성이 수송용기의 자유낙하 충돌거동에 미치는 영향을 예측하였다.

사용 후 핵연료 수송용기의 충돌사고에 대한 안전성은 층격완충체의 층격흡수특성에 지배되며, 충격완충체의 충격홉수특성은 외부의 케이스와 내부 격막판 둥의 철제 구조물과 내부에 삽입된 충격흡수재의 변형특성에 지배를 받는다. 충격흡수재를 감싸주는 철제 케이스와 내부 격막판의 용접 접합부는 일부 부분이 제작공정상 부득이 부분용접의 접합형태를 갖기 때문에 판재나 완전 접된 부분에 비해 강도가 약해 충돌사고시 취약부위가 파단된다. 이러한 케이스 용접부의 파단은 충격완충체의 변형특성을 변화시켜 충격흡수거동이 달라지는 원인이 된다. 따라서, 본 연구에서는 용접 접합부의 강도특성을 수송용기의 자유낙하 충돌해석에 적용할 수 있는 해석모델을 구성하고 부분용접된 접합부의 파단강도가 수송용기의 충돌거동에 미치는 영향을 분석하였다.

본 연구는 주증기배관으로 사용되고 있는 SA106. Gr.C의 모재와 용접계에 대해서 파괴인성에 미치는 온도와 하중속도의 영향을 살펴보기 위해서 다양한 온도와 하중속도에서 J-R 시험 및 인장시험을 수행하였다. 두 재료 모두 동적변형시효의 영향을 받고 있는 온도영역에서 약 40% 정도의 파괴인성 감소가 관찰되었으며, 하중속도에 따른 파괴인성 감소영역은 serration과 인장강도 증가 영역의 하중속도 의존성과 일치하였다. 원자력발전소 운전온도에서 모재와 용접재 모두 하중선변위속도가 4.0mm/min 일 때 파괴인성치의 최저를 보였으며, 하중속도가 증가함에 따라 증가하여 동적하중속도(800, 40mm/min)일 때 최대를 보였다. 모재와 용접재를 비교하면 용접재에서 serration이 뚜렸했고, 보다 넓은 온도영역에서 관찰되었다. 또한 인장강도의 증가가 보다 고온에서 형성되었다. 이러한 특성은 용접재가 모재에 비해 냉각률이 크고 미세한 결정입으로 이루어져있으며, 망간의 함량이 높기 때문으로 판단된다.

국내 전자력 발전소 J-1호기의 증기발생기 전열관에 발생한 1차측 응력부식균열(PWSCC) 결함 데이터를 기초로하여, PWSCC 발생률 및 성장률에 대한 Shot-Peening 효과를 조사하였다. 이를 위하여, (i) Weibull 기울기, (ⅱ) 주기별 성장률 및 (ⅲ) 평균 결함길이 등을 분석하였다. Shot-Peening에 의해 PWSCC 결함 발생틀 및 성장틀은 전반적으로 감소하였으나, Shot-Peening 직후에는 급격한 증가 양상물 보인 후 다시 감소하였다. 한편 Shot-Peening의 PWSCC 절함 성장에 대한 감소 효과는 새로운 결함에 국한되며, 기존의 결함에 대해서는 영향이 거의 없는 것으로 나타났다.

An iteration method has been developed for determining crack growth and fracture resistance cure (J-R curve) from the load versus load-line displacement record only. In this method, the hardening curve, the load versus displacement curve at a given crack length, is assumed to be a power-law function, where the exponent varies with the crack length. The exponent is determined by an iterative calculation method with the assumption that the exponent varies linearly with the load-line displacement. The proposed method was applied to the static J-R tests using compact tension(CT) specimens, a three-point bend (TPB) specimen, and a cracked round bar (CRB) specimen as well as it was applied to the quasi-dynamic J-R tests using CT specimens. The J-R curves determined by the proposed method were compared with those obtained by the conventional testing methodologies. The results showed that the J-R curves could be determined directly by the proposed iteration method with sufficient accuracy in the specimens from SA508, SA533, and SA516 pressure vessel steels and SA312 Type 347 stainless steel.

고리 1호기 원전의 원자로냉각재 배관의 파단전누설개념 적용성을 평가하기 위하여 일반적인 파단전누설 절차 및 기준을 검토하였다. 파단전누설 타당성을 검토하기 위하여는 한계하중방법 및 J-T 방법을 비교검토 하였다. 그리고 원자로냉각재 배관에 대해서는 탄소강일 경우와 스테인레스강에 대하여 분석하였고, 가압기 밀림관에 대해서는 열응력을 계산하였다. 그리고 원자로 냉각재 배관에 가상의 관통균열의 파괴안전성은 유한요소법을 이용한 탄소성파괴역학을 통하여 분석하였다. 분석결과 한계하중법과 J-T 방법 모두 스테인레스강과 탄소강재질에 대해 적용 가능한 것으로 나타났다.

본 논문은 다양한 파괴역학 해석방법을 이용하여 원주방향 관통균열이 존재하는 탄소강 및 스레인레스강 배관의 하중 지지능력을 예측하기 위한 것이다. 이를 위해 실제적인 기본모델과 배관 및 균열의 형상, 재료물성치를 변화시킨 가상적인 특정모델을 대상으로 순수 굽힘하중 작용조건에서의 공학적 해석 및 유한요소해석을 수행하였으며, 타당성 검토를 위해 문헌에 제시된 실험결과와 비교하였다. 비교결과, 예측한 하중 지지능력은 각 평가방법 뿐만 아니라 배관 및 균열의 형상, 재료특성 등에 따라서도 차이를 보였으나, 전반적으로는 실험결과에 비해 보수적인 결과를 제시하는 것으로 나타났다.

가동중인 터빈로터의 계속운전/보수/교체여부 등을 판단하기 위해 해외에서는 결정론적 방법외에 확률론적 파괴역학 해석방법을 이용하여 잔여수명을 평가하고 있다. 한편 국내에서는 현재까지 결정론적 방법을 주로 활용하고 있으며, 향후 확률론적 평가방법의 도입이 예상된다. 이러한 배경에서 본 논문에서는 터빈로터의 수명평가에 확률론적 파괴역학 해석기법을 이용하기 위한 기초연구로 터빈로터를 대상으로 응력해석, 결정론적 파괴해석 및 확률론적 파괴해석을 수행하였다.

고리 1호기 주요기기들에 대한 수면평가 과정에서 원자로 압력용기의 중성자 조사취화에대한 잔여수명평가를 정량적으로 수행하였다. 그 결과 가압열충격 기준온도(R $T_{PTS}$)가 운전년수 34년경에 심사기준온도를 초과할 것으로 예측되어 연장운전 추진 시 선결되어야 할 과제로 인식되었다. 이에 따라 USNRC 가압열충격 규제지침서에 의한 상세 가압열충격 평가연구를 수행하고 있다. 본 논문에서는 원자로 압력용기 가압열충격 현상에 대해 간략히 설명하고 가압열충격 평가의 목적과 방법에 대하여 소개하였다. 더불어 현재 수행중인 고리 1호기 원자로 압력용기 가압열충격 평가의 일부로 수행한 계통 열수력해석과 확률론적 파괴역학 해석의 결과를 제시하고 가압열충격 위험도를 완화하기 위한 조치사항들에 대하여 검토하였다.다.

원자로 압력용기는 원자력발전소의 일차 압력경계를 구성하는 핵심 부품으로 이의 건전성은 원전의 안전성과 수명관리에 결정적인 영향을 미친다. 탄소강으로 구성된 압력용기는 노심에 근접하게 위치하여 운전중 계속되는 고속중성자 조사로 인하여 인성이 감소한다. 운전중 비상노심 냉각수가 주입되어 압력용기가 급격하게 냉각되면서 압력이 높게 유지되거나 재가압이 되는 가압열충격 현상이 발생하는 경우 조사취화된 압력용기가 적절한 안전여유를 가지지 못할 수도 있다. USNRC에서는 이에 대한 종합적인 연구결과를 바탕으로 가압열충격 규정을 제정하여 가압열충격 기준온도(RT$_{PTS}$)의 계산 방법과 심사기준온도를 제시하였다. 가압열충격 심사기준온도의 결정근거가 기술되어 있는 SECY 82-465에 의하면 축방향 용접부에 대한 위험도를 평가하여 270℉를 심사기준온도로 정하고 원주방향 용접부에 대해서는 30℉를 더하여 300℉를 심사기준온도로 제시하였다. 이 연구에서는 이렇게 제정된 원주방향 용접부에 대한 심사기준온도의 적정성을 평가하기 위하여 균열방향에 따른 가압열충격 위험도를 VISA-II 코드로 평가하였다. 우선 가압열충격 기준온도 제정 시 사용된 방법과 결과들을 검토하고 NRC의 계산결과를 재현하였다. 이를 바탕으로 원주방향 용접부에 대한 위험도를 평가한 결과 균열방향의 차이를 고려하기 위해 적용된 기술적 여유도인 30℉는 과도한 보수성을 내포하고 있음을 알 수 있었다. 원주방향 용접부가 축방향 용접부와 동일한 수준의 가압열충격 위험도를 가지기 위한 심사기준온도 차이는 50℉ 이상인 것으로 평가되었다.을 수 있었다.ngineering because this field has large uncertainties on predicting the effect of earthquake on structures. This paper is based on the presented paper at the Bertero Symposium held in January 31an4 February 1 at Berkeley, California, USA which was entitled "Needs to Evaluate Real Seismic Performance of Buildings-Lessons from 1995 Hyogoken-Nambu Earthquake-". The lessons for buildings from the damage due to the Hyogoken-Nambu Earthquake are necessity to develop more rational seismic design codes based upon a performance-based design concept, and to evaluate seismic performance of existing buildings. In my keynote lecture at the Korean Association for Computational Structural Engineering, the history of seismic design and use of structural analysis in Japan, the lessons for buildings from

재료 조사시험용 계장캡슐은 하나로(Hi-Flux Advanced Neutron Application Reactor : HANARO) 를 이용하는 조사시설중의 하나이다. 캡슐 내부에 있는 열매체는 다공 원통구조물로 고려되며, 다양한 형태와 크기를 갖는 조사시험용 시편이 각 단에 삽입된다. 조사시험에 대한 사용자의 요구조건을 효율적으로 충족시키기 위해서는 캡슐 열매체에 대한 여러 역학적인 특성을 파악하여 설계 및 제작할 필요가 있다. 따라서 계장 캡슐 설계의 초기단계로서 다양한 기하학적인 설계변수를 갖는 다공 캡슐 열매체의 구조적 특성을 파악하기 위한 연구를 수행하였다. 조사 분위기인 하중상태에서의 다공 구조물에 대한 구조응력해석을 수행하여 다공 매개변수에 따른 응력 및 변위 등을 고찰하였고, 구조물의 건전성을 평가하였다.

방사성 페이온교환수지 아스팔트고화체를 처분장 등지에서 장기간 저장시 안전성 확보를 위하여 물리적 강도가 높고 고화체내에서 방사성핵종의 침출저항성 및 처리시 감용의 효과가 우수한 고화체 연구가 필요하게 되었다. 실험에 사용된 이온교환수지는 입상형 양이온 교환수지를 대상으로 하였으며 고화매질로서는 도로포장용으로 생산되는 직류아스팔트 60/70을 사용하였다. 고화보조제는 방사성 고체패기물 포장시 사용되어 폐기물로 발생되는 페폴리에틸렌(폐PE) 필름을 사용하였다. 실험결과 고화체의 형태안정성은 PE 함유량이 10 wt% 이상일 때 고화체 형태를 그대로 유지할 수 있으며 압축강도는 414 kPa(60 psi) 이상을 나타내었다. 최적의 운전조건은 이온교환수지, PE 함유량이 건조기준으로 각각 30~50 wt%, 10~25 wt% 이며, 고화온도는 170~20$0^{\circ}C$이다. 고화체의 침출특성은 확산 (diffusion) 으로 해석이 가능하며, 유효확산계수(De)는 Cs, Co의 경우 각각 1.621$\times$$10^{-7}$, 1.186$\times$$10^{-9}$ $\textrm{cm}^2$/day로 나타나고, Leachablity index는 각각 11.7, 13.8로 미국 원자력위원회 (NRC)가 요구하는 기준값 6보다 훨씬 높게 나타났다.

Modified product Consistency Test (M-PCT) has been developed as an alternative to other existing methods in determining the leachability of glass. M-PCT, the leaching method, is a hybrid of MCC-l and PCT, but can provide quicker sample preparation. Larger diameter glass sample (1.0-2.0 mm) than in the PCT method can be used so that the glass beads are more easily produced and cleaned. From the M-PCT, the total mass loss (ML) of glass, the normalized elemental release rate (NLi), pH value of leachate have been obtained. For some selected glasses in which leaching rates have been known, their chemical durablility have been tested using the M-PCT method. The results are compared to the literature data for the glasses. It is found that M-PCT method is reasonable and suitable in determining the leachability of Low and Intermediate level Radioactive Waste glass form, such as the pH, elemental loss and total mass loss.

염소가스의 활성탄 흡착성능을 흡착평형과 flow system 두 단계의 흡착실험을 통하여 측정하였다. 활성탄은 surface area와 pore size distribution이 구별되는 세가지 이상의 시료를 선정하였고 활성탄의 표면특성에 따른 염소가스의 흡착관계를 검토하였다. Flow system에서는 염소가스를 500ppm의 농도(v/v in helium) 를 가지는 염소가스를 선택하였고 GC로 흡착경향을 분석하였다. 주어진 흡착탑(long bed)에서 흡착용량의 증가변화에 대한 흡착속도의 감소변화의 추이를 관찰하였으며 이로부터 염소가스 단일성분의 활성탄 흡착탑에 대한 흡착모델의 설계가 가능함을 알 수 있었다.

비가연성 방사성 폐기물로 발생되는 물질은 큰크리트, 유리, 석고, 철재류, 토사류 및 원자력발전소 계통에서 발생하는 필터류 등이며, 이들 폐기물 중 금속류를 제외한 물질들의 성분은 SiO$_2$가 60%이상, CaO 3～12%, $Al_2$O$_3$ 10% 미만으로 일반 유리의 성분과 유사하다. 따라서 이들 비가연성 방사성 폐기물을 최적의 흔합비로 용융하였을 경우 안정한 유리질의 고화체를 생성시킬 수 있다. 본 연구에서는 시료별로 조성이 다른 비가연성 모의 폐기물을 플라즈마 토치(60kW)와 용융로 등이 장착된, 시스템에서의 용융 실험을 통해 약 20%정도의 부피 감용효과가 있음을 밝혀냈고, 생성된 웅융 고화체에 대한 침출실험을 통하여 EPA의 규제치를 안정적으로 만족하는 건전성을 확인하였다.

5 년간의 기술실증 및 안전성 검토를 거쳐 한국원자력연구소내 실증소각시설을 자체발생 가연성 $\beta$/${\gamma}$폐기물을 소각하는 시설로 인허가를 얻었다. 동위원소포함 모의폐기물 및 원전발생 가연성폐기물 실증소각 결과에 기준을 두고 연간 배출오염원 및 가상 사고시의 방사학적 위해성을 평가하여 저준위 폐기물을 부지내에서 소각처리할 때 그 위해성은 무시할 수 있을 것으로 미미함 을 확인하였다. 실증시험으로 주된 배출 방사선원은 고온의 소각로에서 휘발성이 크고 저준위 폐기물내 농도가 큰 반휘발성 Cs-137 및 Cs-134로, 발전소 가연성폐기물과 같은 핵종조성을 가진 0.109 mCi/kg 의 소각시 Cs-137 및 Cs-134의 배출농도가 공기중허용농도의 10%를 약간 상회하는 것으로 평가되었다. 비방사성 CsCI을 이용한 시험소각을 통하여 사용되는 저온배기체처리계통 에서의 휘발된 Cs의 배기체 냉각시 입자화 및 제거특성을 고찰한 결과 휘발된 기체상 Cs성분은 건식배기체 냉각공정을 거치면서 대부분 마이크론 크기이하의 입자로 생성되지만 5% 미만이 전이영역 크기에 분포하여 주여과장치인 여과포집진기에서 제거효율이 99.9% 이상이었다.

시판중인 대표적 유·무기이온교환수지를 이용하여 방사성폐액의 주 방사성핵종인 코발트와 세슘에 대하여 방사성패액에 함유되어 있는 대표적 일반이온인 나트륨이온이 이들의 이온교환에 미치는 영향을 분석하였다. 나트륨 존재 하에서 세슘이온에 대한 선택도와 수지단위 부피당 폐액 처리 부피는 무기이온교환수지인 DT 30과 Durasil 230이 가장 높으며 반면에 유기이온교환수지는 두 수치 모두 낮아서 유기이온교환수지는 저농도의 나트륨 이온을 갖는 증발기 응축수의 처리에는 적합하나 나트륨이온의 농도가 비교적 높은 폐액처리에는 적합하지 않으며, 또한 코발트 제거 면에서는 무기이온교환수지인 DT 10 보다 유기이온교환수지인 Amberlite IRN 77이 바람직하다는 결론을 얻었다.

원자력발전소에서 발생되는 방사성 세탁폐액의 처리연구틀 위하여 100L/h 처리용량의 오존접촉조-활성탄탑-역삼투막-이온교환수지탑의 복합공정을 제작하고 영광 4호기에 설치하여 단위공정별 성능실험을 수행하였다. 오존에 의한 세제 제거율은 약 50％로 나타났으며, 활성탄탑을 거친후에는 거의 모든 유기물이 제거되었다. 역삼투막에 의하여 방사성핵종 제거율 설험은 원수의 부피를 1/10로 줄이는 데까지 농축도를 증가시키면서 수행하였는데, 농축도에 따라 핵종제거율이 약간 감소하는 경향은 있었으나 대체적으로 99% 정도의 제거율을 나타내었다.

중수속의 삼중수소 제거 공정인 액상 촉매 교환 반응에서 중수의 촉매 표면 응축에 의한 성능 저하가 큰 문제의 하나로서 성능 저하를 감소시키기 위한 여러 가지 형태의 촉매탑이 고안 되었다. 본 연구에서는 membrane을 사용하여 중수와 촉매를 분리시킴으로써 촉매 성능 저하를 감소시킬 수 있는 촉매탑의 설계를 시도하였다. 세 가지 촉매탑이 고안되었는데 sheet type의 membrane을 사용한 multilayered type 과 double spiral type, hollow fiber membrane을 사용한 hollow fiber cartridge type 등이다. multilayered type은 구조가 단순하여 scale-up이 용이하고 double spiral type은 다른 type보다 유로의 blocking 문제가 작고 hollow fiber cartridge type은 최대의 비표면적을 가질 수 있다.

수소와 물 사이의 촉매교환공정은 중수 생산 및 삼중수소 분리를 위해 개발되어 왔다. 국산 소수성 촉매를 이용하여 새로운 튜브형 촉매탑을 고안하고, 수소와 물 사이의 수소 동위원소 분리를 실증하는 실험을 수행하였다. 국산 소수성 측매는 Styrene Divinyl Benzene Copolymer 담체에 백금을 담지한 촉매로써, 모양은 실린더형이며, 직경이 4mm이다. 촉매 작용을 하지 않는 충전물은 wire mesh ring(3mmx3mm)이고, 튜브는 PCI사 membrane(PVDF)이다. 촉매합의 직경은 2.5cm, 높이는 35cm였고, 온도는 333k, 압력은 0.1MPa였다. 기상 촉매반응만 시켰을 때 촉매탑이 정상상태에 도달되는데 약 3-5시간이 필요했으며, 액체 흐름이 있는 경우가 훨씬 짧았다. 촉매탑의 분리성능을 평가하기 위해 수소 동위원소 분리실험에서 얻은 기체 농도를 이용하여 물질전달계수(Kya)를 계산하였다. Kya는 0.2-0.5 sec$^{-1}$였으며, 액체와 기체 유속에 의해 크게 영향을 받았다.

As for safety assessment of a radioactive waste disposal facility, radiation dose to inadvertent intruders is evaluated according to scenarios related to intruder's postulated activities at the disposal site after the end of Institutional Control Period(ICP). Simple trench and Below Ground Vault(BGV) are considered for this study as alternative disposal systems, and different scenarios are applied to each disposal type. The results show that 300 years of ICP is needed for simple trench and 100 years for BGV. Even for BGV, concentration of long-lived radioactive nuclides should be limited considering degradation of BGV after 300 years.

우리나라에서도 고준위폐기물 처분시설의 장기안전성 확보를 위한 기초연구가 시작되고 있어 안전성 기준에 대한 논의가 필요한 시점이다. 여기서는 고준위폐기물 처분시설의 안전성 기준에 대한 국제기관들의 권고하는 기준들을 조사하고, 현재 여러 나라에서 제안되거나 개정중에 있는 기준들을 비교 분석하였다. 안전성기준에서의 큰 차이점은 유도기준의 필요성(현재 미국만의 유도기준을 사용), ALARA 적용문제, 종합적 위험도 적용방법론의 문제, 위험도 수준등에서 나타나고 있으며, 특히 미래 상황의 불확실성 때문에 현재 및 개 국가에서 제시하고 있는 안전성평가기간 (10,000면)은 계속 논란이 일 것으로 보인다. 미래 예측이 어느 정도 가능한 최소한의 기간(수천년 혹은 만년)까지는 위험도를 기준으로, 그리고 그 이후는 지표로의 누출율을 기준으로 정하는 것도 바람직한 대안이 될 것으로 생각된다. 또한 안전성기준은 설계자로 하여금 대안분석을 통한 최적화를 방해하는 구체적인 유포기준보다는 융통성을 어느 정도 부여하는 방향으로 설정되는 것이 바람직한 것으로 사료된다.

The sorption of UO$_2$$^{2+}$showed ionic strength independece for goethite and dependence for kaolinite. In the presence of carbonate, the sorption decreased in the weakly alkaline pH range becase of the formation of aqueous U(VI)-carbonate complexes. The sorption of UO$_2$$^{2+}$onto goethite and kaolinite under various experimental conditions was successfully interpreted using a surface complexation modeling, named triple layer model (TLM). The best fit to the experimental data was obtained by the FITEQL program, and then evaluated with available spectroscopic data. The results showed the versatility of surface complexation modeling over empirical one to predict UO$_2$$^{2+}$ sorption behavior.avior.

고준위방사성페기물의 기준 처분시스템 (Reference Geological Disposal System)의 개념설정을 위하여 현재 국내 원전에서 발생되고 있거나 향후 2010까지 건설될 원전으로부터 발생될 모든 사용 후 핵연료연료의 특성(크기, 무게, 초기농축도, 연소도, 냉각기간 등)을 대표할 수 있는 기준 사용 후 핵연료를 선정하였다.

A coincidence gamma-ray spectroscopy method was applied to reduce the background radioactivity for measuring the activity of radioisotopes in a sample in the presence of environmental natural radioactivity. A HPGe detector was used for the coincident spectrum as a main detector and a NaI(Tl) scintillation detector for gating purposes as an associated detector. For coincidence spectroscopy the whole energy spectrum of associated detector was used instead of gate signals. The coincident events obtained from the gating spectrum was evaluated by a coincidence computer program in this study instead of timing circuit. In this work, the background of detection environment was reduced to factor 100 and peaks to be determined was reduced to factor 30 using the coincidence gamma-ray spectroscopy.

The marginal nuclear criticality analysis for the high density spent fuel storage at a PWR plant was carried out by using the HELIOS and CASMO-3 codes. More than 20 % of the calculated reactivity saving effect is observed in this analysis. This mainly comes from the adoption of some important fission products and B-10 in the criticality analysis. By taking burnup and boron credits, the high capacity of the spent fuel storage rack can be more fully utilized, reducing the space of storage. Larger storage for a given inventory of spent fuel should result in remarkable cost savings and mort importantly reduce the risks to the public and occupational workers.

본 연구에서는 PWR 핵연료집합체를 금속 전환시켜 형성된 금속저장체에 대한 온도분포를 계산하였다. 해석모델은 PWR 핵연료집합체 2개 및 4개를 1개의 금속저장체로 전환한 경우로 하였다. PWR 핵연료를 금속 전환할 경우 금속전환 과정에서 Sr과 Cs를 선택적으로 제거함으로서 냉각부하를 약 1/2로 줄일 수 있고 체적을 약 1/4로 줄일 수 있는 잇점이 있다. 열해석 결과 2 PWR 핵연료 금속저장체에서 저장시스템 주변 공기의 온도가 50 $^{\circ}C$ 인 경우, 금속 연료봉의 최고온도는 164 $^{\circ}C$로 나타났다. 또한, 4 PWR 핵연료 금속저장체의 경우 금속 연료봉의 최고온도는 사각형 저장체에서 193 $^{\circ}C$, 육각형 저장체에서 183 $^{\circ}C$ 로 나타났다. 따라서 건식 저장에서 연료봉의 온도를 낮게 하기 위해서는 저장 밀도를 높일 수 있는 연료봉 밀집화 (rod consolidation) 방식이 경제성 측면뿐만 아니라 열안전성 측면에서도 유리한 것으로 나타났다.

누적되는 사용후핵연료의 안전하고 호율적인 관리는 원자력 발전의 지속적인 성장을 위한 중요한 과제중의 하나로 대두되고 있다. 사용 후 핵연료 차세대관리기술 실증시설은 이러한 사용후핵연료의 효율적인 관리·이용과 관련된 후행핵연료주기 기술을 종합적으로 시험 및 실증하기 위한 파일롯 규모의 핫셀 시험시설로서 2000년대 후반 준공을 목표로 현재 개념설계가 수행되고 있다. 본 시설은 국내 원전에서 방생된 PWR 몇 CANDU 원자로 사용후핵연료 집합체를 수납하여 사용후핵연료의 특성검사, 장기 건식저장 및 처분전처리 시험, 파일롯 규모 DUPIC 연료 제조시험을 포함한 사용후핵연료 차세대 관리기술 실증시험, 그리고 중.고준위 제기물의 고정화 시험 등을 수행할 수 있는 기능을 갖도록 하며, 향후 장기적인 연구개발 수요에 대비하여 다양한 중류의 실증시험이 가능하도록 시설의 유연성을 최대한 고려하여 설계될 예정이다.

전도, 복사 및 대류 열전달을 모두 고려하여 VSC-24 핵연료 저장용기 각부위의 온도분포 및 Vent내의 유동을 해석할 수 있는 열전달해석 프로그램을 작성하였다. 기존의 저장용기 해석에서 여러 전산프로그램을 이용하여 온도분포를 구한 것과는 달리 핵연료집합체 내부의 복사 및 대류 열전달을 포함하였으며 MSB와 VCC를 분리하지 않고 PHOENICS 전산코드만을 이용하여 저장용기 전체에 대한 해석을 실시하였다 프로그램 검증은 저장용기에 대한 기존의 결과 및 법적규제치와 비교하였으며 만족할 만한 결과를 보여 주었다. 이를 토대로 몇가지 경우의 조건에 대한 열전달해석을 실시하였다.

후행핵연료주기 정책 미결정국형 사용후핵연료 관리기술 개발을 위하여 자원으로서 가치가 있는 PWR 사용후핵연료를 대상으로 새로운 관리개념을 설정하였으며 본 개념을 뒷받침하는 요소기술들에 대한 비방사성 검증시험을 수행하였다. 본 논문에서는 이와 관련한 사용후핵연료 차세대관리 공정개념을 소개하고 모의 PWR 사용후핵연료의 금속전환 시험결과와 금속전환체의 관리상에 필수적으로 검토되어야할 핵임계안전성과 열안전성에 대한 예비해석 결과를 소개코자 한다.

연구용원자로인 하나로(HANARO)에서 중성자 조사된 캡슐 및 핵연료다발을 절단 및 해체하기 위한 장비인 캡슐절단기를 개발하여 조사재시험시설(IMEF)의 M2 핫셀(hot cell)에 설치하였다. 재료 및 핵연료의 개발을 위해 하나로에서 조사되는 캡슐 및 핵연료다발의 절단 및 해체는 핵연료봉 및 캡슐내부에 내장되어 있는 시편에 손상 및 결함이 발생하지 않도록 하는 것이 매우 중요하며, 이러한 장비는 핫셀의 작업구역에서 원격조작기를 사용하여 원격으로 조작이 용이하도록 설계 및 제작되어야 한다. 이에 조사재시험시설에서 개발한 캡슐절단기는 가공물이 회전 및 좌우이송, 절단용 철이 회전 및 전후이송이 각각 되도록 하였고, 핫셀내에 설치하기 전에 가공에 필요한 최적의 조건을 설정하였다. 그리고 핫셀내 설치후 중성자에 조사되지 않은 하나로용 핵연료다발과 조사된 무계장캡슐을 건식상태로 절단 및 해체하여 장비 성능을 확인하였다.

ORIGEN-S 전산코드로 계산된 가압경수로(PWR)사용후핵연료 내에 존재하는 방사성핵종비 $^{134}$ Cs/$^{137}$Cs 및 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs 를 감마선 분광실험으로 측정한 값과 비교하여 핵연료의 연소도를 결정하였다. 고리 1호기 및 2호기 사용후핵연료봉에 대한 감마선 분광실험을 한국원자력연구소 조사재시험시설(IMEF)과 조사후시험시설(PIEF)의 시험기기 및 장치를 이용하여 수행하고 이 결과로부터 $^{134}$ Cs/$^{137}$Cs 와 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs 의 핵종비를 측정하였다. 이와 별도로 사용후핵연료의 연소도, 냉각시간, 초기농축도등에 따른 $^{134}$ Cs/$^{137}$Cs 와 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs의 핵종비를 ORIGEN-S 코드로 계산을 하였으며, 이 핵종비와 연소도 사이의 관계를 회귀분석하여 2차 다항식 함수로 유도하였다 이관계식과 감마선 분광실험으로 측정한 $^{134}$ Cs/$^{137}$Cs와 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs 의 핵종비를 이용하여 각각의 연소도를 결정할 수 있었다.

영상처리방법에 의한 핵연료봉의 제원을 측정하기 위하여 영상처리 소프트웨어를 개발하였으며, 이 영상처리방법에 의하여 핵연료봉의 직경에 대한 백분을 측정상대오차는 $\pm$2.09% 이내이며 영상처리방법이 아닌 기존 방법에 의한 백분율 측정상대오차 $\pm$9.70 %보다 측정정확도가 약 5배정도 향상되었다.

군분리공정의 관심대상 핵종인 잔존 U, MA인 Am, Np 및 백금족원소의 장수명핵종인 Tc을 방사성모의용액으로부터 효과적으로 분리할 수 있었다. 각 단위공정에 주입되는 용액의 농도를 기준으로 하여 볼 때 잔존 U 제거 공정에서 U, Np, 및 Tc의 회수율은 각각 99.1%. 31.9%, 및 99.5%였다. 개미산 탈질 공정에서는 탈질 용액의 총 산도를 0.4M 이하까지 감소시켰으며, 부수적으로 후속용매추출 공정 전반에 걸쳐 문제 핵종으로 작용하는 Zr, Mo, Fe 등을 각각 99.8%, 94.2%, 22.4% 침전 제거시킬 수 있었다. 마지막으로 DEHPA에 의한 AM/RE 상호분리 공정에서는 연속적인 선택적역추출에 의해 Am 및 Np 의 회수율은 각각 99.8% 및 98.2％ 정도였고, Am의 경우 7.6%읜 Fe및 81.6% 의 Mo가, Np의 경우 5.8%의 Fe이 불순물로서 여전히 존재하고 있다. 한편 RE 생성물에서는 97～99.9%의 RE가 회수 제거되었다.

모의 폐액으로 부터 팔라디움을 회수하여 촉매를 제조하였다. 모의 폐액은 장수명핵종 소멸처리 전환시의 군분리 공정에서 발생하는 8성분 폐액으로 하였다. 팔라디움의 회수율은 99.5% 이상이며, 그 순도는 99% 이상의 고품질의 것이었다 회수된 팔라디움을 사용하여 소수성촉매를 제조하였으며, 이 촉매는 400$m^2$/g 이상의 높은 비표면적을 갖는 것으로 나타났다. 질량비로 10%의 시제품촉매를 제조하여 93%의 삼중수소 교환반응효율을 얻을 수 있었다.

추출제 Cyanex 301에 대한 NaN $O_3$ 매질에서 Am과 Eu의 추출 및 상호분리 거동에 대해 고찰하였다. Cyanex 301에 대한 Am과 Eu의 추출거동은 매우 유사하여 상호 분리할 수 없었으나 Cyanex 301을 8M NaOH로 비누화 처리하여 NaN $O_3$ 용액 매질에서 Eu에 대한 미량의 Am의 분배계수를 측정한 결과 Am에 대한 선택적 추출성이 높게 나타났다. Cyanex 301의 비누화을, 수용상의 pH 및 Eu 농도가 높아질수록 Am과 Eu의 상호 분리계수인 S $F_{AM}$Eu/는 930까지 증가되었으나 Cyanex 301에 옥탄올을 첨가할 경우에는 S $F_{Am}$ Eu/는 32.3까지 감소하였으며, Am과 Eu의 추출에 미치는 NaN $O_3$ 농도 영향은 없는 것으로 나타났다. Cyanex 301에 추출된 Am과 Eu은 pH가 4인 lM NaN $O_3$ 용액으로는 97.7% 그리고 0.05M DTPA/1.5M Lactic acid에 의해서 99% 이상 역추출되었다.

MEO 공정에서 발생하는 질산폐액으로 부터 고농도 질산을 회수하기 위한 증발및 증류 공정특성을 연구하였다. 증발율이 20 이상인 경우 질산회수가 최대가 되는 특정 염농도가 존재함을 알 수 있었다. 증발율이 25인 경우 증발공정에서 발생한 묽은 질산용액을 12 M의 고농도 질산용액으로 농축하기 위한 증류탑을 계산하였다. 그 결과 증류탑은 효을이 70%인 9개의 단으로 구성되고, 환류비 0.25, 재비기 열량 2.7 kW, 응축기 열량 0.4 kW의 운전조건을 도출하였다.

PWR 사용후핵연료 내에 존재하는 $^{134}$ Cs/$^{137}$Cs 및 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs의 감마선 핵종비를 써서 각각 연소도를 결정하고, 그들의 차이가 최소가 되는 시간을 찾는 방법으로 사용후핵연료의 냉각시간을 결정하였다. $^{134}$ Cs/$^{137}$ Cs 및 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs의 핵종비로부터 연소도를 구하는 방법은 이들 핵종비에 대한 ORIGEN-5 코드 계산과 감마스캐닝 실험 결과를 비교하는 것이었다$^{[1]}$ . 사용후핵연료의 냉각시간을 임의의 시간으로 가정하고 핵종비 $^{134}$ Cs/$^{137}$ Cs을 써서 구한 연소도와 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs를 써서 구한 연소도의 차이를 계산했으며, 이 차이는 실제 측정대상 핵연료의 냉각시간에서 최소가 될 것을 기대하였다. 감마선 방출 핵분열생성물인 $^{134}$ Cs와 $^{154}$ Eu는 비교적 긴 반감기를 갖고 있으면서도 또 이들의 반감기 차이가 약 6.4년이나 되므로 기존의 방법$^{[2]}$ 에 비해 넓은 범위의 냉각시간을 정확하게 측정할 수 있었다.

The correlation of isotope composition of Zr with the turnup and some heavy isotopes in PWR uranium dioxide fuel has been investigated. The total and partial ($^{235}$ U) burnup were determined by $^{148Nd}$ and by U and Pu mass spectrometric method, respectively. After separating Zr from the fuel samples, its isotope composition was measured by mass spectrometry. In addition, the quantities of the U and Pu in the spent fuel were determined by isotope di lution mass spectrometric method using $^{233}$ U and $^{242}$ Pu as spikes. The content of some heavy isotopes, $^{235}$ U, $^{239}$ Pu and $^{241}$ Pu, and the Pu Contribution to total turnup were expressed by the correlation with Zr isotope ratios, $^{91}$ Zr/$^{96}$ Zr and $^{93}$ Zr/$^{96}$ Zr The correlations by isotope compositions measured were compared wi th those calculated from ORIGEN2 code.

방사성 물질로 오염된 유기성 고체폐기물의 분해를 위한 전기화학적 매개산화 공정을 개발할 목적으로 대상 폐기물로 셀룰로오스, latex 고무 및 플라스틱 물질에 대한 분해연구를 수행하였다. 매개체로써 Ag(II)를 사용하는 전기화학적 매개산화 공정에서 제어 가능한 인자인 전류밀도, 양극전해질의 농도 및 온도 등이 유기성 고체기물의 분해거동에 미치는 영향을 고찰하였다. 본 실험에서 사용한 유기성 고체폐기물은 전기화학적으로 생성되는 Ag(II)에 의해서 완전히 이산화탄소로 분해 되었으며, 한계전류밀도 이하에서 셀룰로오스 물질에 대해서는 80 %, latex 고무에 대해서는 76 %, 그리고 폴리프로필렌 물질에 대해서는 85 % 이상의 비교적 만족스러운 전류효율을 얻을 수 있었다. 질산의 농도 변화는 셀룰로오스 및 폴리프로필렌 물질의 분해에는 별 영향을 미치지 않았으나, latex 고무에 대해서는 비교적 큰 영향을 주었다. 또한 온도의 변화는 셀룰로오스 물질의 분해에는 거의 영향을 미치지 않았으나, latex 고무 및 폴리프로필렌 물질의 분해에는 비교적 큰 영향을 주었지만 전류효율 측면에서 85$^{\circ}C$ 이하에서 조업하면 충분함을 알 수 있었다. 결론적으로, Ag(II)에 의한 전기화학적 매개산화 공정은 혼성폐기물 중의 유기물을 저온에서 안전하게 분해 시킬 수 있으며, 소각 공정을 대체할 수 있는 한가지 방법이 될 수 있음을 확인하였다.

5M 이상의 질산 매질에 있는 Ag(Ⅰ) 이온을 전착회수하기 위하여 질산 농도에 따른 전착특성을 cyclic voltammetry 방법으로 조사하였다. Ag(Ⅰ) 이온의 전착은 질산 매질의 농도에 크게 영향을 받았으며 질산 농도가 3M 이하인 경우에는 백금을 전극에서 Ag(Ⅰ) 이온이 쉽게 전착될 수 있음을 알 수 있었다. 질산농도가 5M 이상에서는 질산 자체의 환원이 활발하게 일어나 Ag(Ⅰ) 이온의 전착을 억제하였으나 용액을 혼합시킬 경우 질산 환원의 영향을 크게 감소시킬 수 있었다

방사성물질의 수송용기 등에 사용되는 에폭시수지계 중성자 차폐재를 제조하였다 기본물질은 재질(KNS-102) 및 수소 첨가된 비스페놀 A힘(KNS-106) 그리고 패놀-노블락형 에폭시수지 (KNS-611)이며, 첨가제로는 수산화알루미늄 및 탄화붕소이다. 이들 중성자 차폐재들은 유동성이 좋아 수송용기와 같은 복잡한 구조에 사용할 수 있다. 제조된 중성자 차폐재들을 방사선 조사선 량에 대한 영향과 가압경수로 사용후핵연료_ 28다발을 수송할 수 있는 수송용기에 적용하여 차폐능 평가를 수행하였다 0.7 MGy 까지 중성자 차폐재들은 방사선 조사선량의 증가에 따라 중성자 차폐재의 거시적 제거 단면적($\Sigma$$_{R}$)은 약간 증가하는 경향을 나타내었으며, 수송용기에 적용하여 ANISN 전산코드로 차폐능 평가를 수행한 결과 정상수송시 중성자 차폐재의 두께가 12 cm 이상일 때 수송용기 반경방향표면에서 최대 방사선량율은 168 ~ 214 $\mu$Sv/h로 나타났으며, 수송용기 표면에서 100 cm 지점에서의 최대 방사선량율은 74 ~ 93 $\mu$Sv/h로 나타났다. 이들은 모두 관련된 법규들에서 규정된 최대 허용방사선량율을 만족하는 것으로 나타났다.

In nuclear power plant, it has been the important object to reduce the occupational radiation exposure (ORE). Recently, the optimization concept of management science has been studied to reduce the ORE in nuclear power plant. In optimization of the worker allocation, the collective dose, working time, individual dose, an total number of worker must be considered and their priority orders must be thought because the main constraint is necessary for determining the constraints variable of the radiological worker allocation problem. The ultimate object of this study s to look into the change of the optimal allocation of the radiological worker as priority order changes. In this study, the priority order is the characteristic of goal programming that is a kind of multi-objective linear programming. From a result of study using goal programming, the total number of worker and collective dose of worker have changed as the priority order has changed and the collective dose limit have played an important role in reducing the ORE.

The effectiveness of dose reduction resulting from the application of countermeasures for ingestion pathways after nuclear accidents was investigated together with the derivation of optimized intervention levels for Korean foodstuffs. The radioactivity in foodstuffs was predicted from a dynamic food chain model DYNACON for the date which the deposition occurs. The effectiveness of countermeasures strongly depended on radionuclides, foodstuffs and date of deposition.

활성탄 검출기를 이용하여 실내 라돈농도를 측정하였다. 라돈농도 측정을 위한 활성탄 검출기의 노출기간은 4일, 5.8일, 5일이었다. 측정결과 사무실내 라돈농도는 각각 1.63 pCi/$\ell$, 1.23 pCi/$\ell$, 1.76 pCi/$\ell$였으며, 측정기간 동안 평균 1.54 pCi/$\ell$였다. 이 결과는 미국 환경보호청에서 제시한 조치준위의 최저치인 4 pCi/$\ell$ 이하였다. 같은 장소에서 WL Meter를 이용하여 라돈 딸핵종의 농도를 축정한 결과, 각각 5. 64 mWL, 4.88 mWL, 6.43 mWL이었다. 라돈과 라돈 딸핵종 농도로부터 라돈평형인자 값을 산출한 결과 각각 0.34, 0.39, 0.36으로, 이 결과는 다른 방법에 의해 타 연구자가 측정한 기존의 사무실내 라돈농도 및 라돈평형인자 산출결과와 비교적 유사했다. 따라서 활성탄 검출기를 이용한 라돈농도 측정법은 매우 유용한 방법임을 확인할 수 있었다.

출력 운전중 원자로 건물내의 중성자 에너지 스펙트럼의 분포를 살펴보기 위해 중성자 스펙트럼 측정을 수행하였다. 영광4흐기 원자로 건물내 100ft 상에서 4곳, 122ft 상에서 4곳, 144 ft 상에서 8곳을 Bonner Multisphere Spectrometer(BMS) 시스템을 이용하여 중성자 스펙트럼을 측정하였다. BMS는 Cf-252 선원으로 교정하였으며 측정된 데이터는 BUNKI 코드를 이용하여 unfolding 하여 에너지 스펙트럼을 얻었다 분석 결과 100 ft의 경우 평균 중성자 에너지는 0.100 ~ 1.954 MeV, Fluence는 4.913$\times$$10^2$ ~ 1.478$\times$$10^4$ n/$\textrm{cm}^2$, 선량율은 0.56 ~ 289.37 mrem/hr의 분포를, 122 ft의 경우 평균 중성자 에너지는 0.122 ～ 0.320 MeV, Fluence는 4.586$\times$$10^{0}$ ~ 7.743$\times$$10^3$ n$\textrm{cm}^2$, 선량율은 0.05 ~ 201.46 mrem/hr의 분포를, 144 ft의 경우 평균 중성자 에너지는 0.062 ~ 0.578 MeV, Fluence는 7.922$\times$$10^{0}$ ~ 1.703$\times$$10^2$ n/$\textrm{cm}^2$, 선량율은 0.10 ~ 45.58 mrem/hr의 분포를 보였다.

체내방사능 측정시스템의 교정인자는 측정결과에 주요한 요인으로 작용한다. 교정인자는 특정 집단으로부터 표준체위와 표준장기를 도출, 이를 기초로 하여 제작한 펜텀으로부터 구하는 것이 일반적인 방법이다. 그러나 팬텀의 기하학적 구조 및 내부장기의 형상은 특정 집단에 따라 다르므로 이로 인한 측정오차가 발생할 수 있다. 따라서 본 연구에서는 북아메리카 성인남성의 표준자료에 근거하여 제작된 LLNL 팬텀과 일본성인 남성의 표준자료에 근거하여 제작된 JAERI 팬텀을 한국원자럭연구소 폐 카운터를 이용하여 상호비교.분석하였다. 이와 함께 LLNL 팬텀으로 교정된 폐 카운터의 성능시험을 JAERI 팬텀으로 DOELAP 성능시험범주 I, II, III 및 IV에 대해 수행하여 편텀의 구조 및 형상으로부터 발생하는 측정오차를 분석하였다. 비교.분석결과 1.7 cm ~ 3.7 cm 근육등가 가슴벽두께 범위내에서 JAERI 팬텀에 의한 교정인자가 전반적으로 LLNL 팬텀의 것보다 다소 높은 수치를 보였으나 허용수준이었고, 성능시험결과 상대편중은 DOELAP 성능 용인 기준을 만족하였다. 결국 두 팬텀간의 측정오차는 측정 및 체내피폭선량 평가시 수반되는 오차와 비교해 보면 그다지 크지 않은 것으로 결론지울 수 있다. 따라서 LLNL 펜텀으로부터 구한 교정인자를 국내 성인남성의 일상 모니터링에 사용할 경우 측정결과가 다소 과대평가되기는 하나 허용수준으로서 큰 문제가 없는 것으로 나타났다.

330MWt 출력의 신형 원자로인 SMART(System integrated Mod씰w Advanced ReacTor)가 전기 생산뿐만 아니라 해수의 담수화를 위한 에너지 공급을 위해 한국원자력연구소에 의해 개발되고 있다. SMART의 원자로 압력용기에서의 중성자 조사량을 기존의 각분할법 코드 대신에 몬데칼로 수송 코드인 MCNP-4A를 이용하여 평가하였다. MCNP-4A에 의한 몬데 칼로 모사는 각분할법에 비해 핵 단면적 자료, 선원항, 그리고 기하학적 모델링의 문제로부터 야기되는 불확실성을 감소시킬 수 있을 뿐만 아니라 초기 개념 설계 단계에서 상세 노심 출력 분포 자료에 의존하지 않고 선원항을 평가할 수 있는 장점이 있다. 본 연구에서는 원자로 압력 용기 내부의 원자로 노심 및 다른 구조물을 포함하는 전체 원자로 구조에 대하여 몬테 칼로 모사를 적용하였다. 1단계에서는 임계도 계산에 의해 선원항으로 이용되는 원자로 노심내의 열 출력 분포를 평가하고, 2단계에서는 노심내의 열 출력 분포를 고정 선원으로 이용하여 압력 용기에서의 중성자 조사량을평가하였다. 그 결과 SMART 압력용기의 중성자 조사량은 규제 요건을 만족하는 것으로 나타났다.

폐부하량 측정에 사용되는 폐 카운터의 교정시 폐내 방사능의 균일분포 가정은 폐부하량 측정결과에 영향을 줄 것으로 예상된다. 따라서 본 연구에서는 균일분포 가정에 따른 측정오차를 평가하기 위해 몬데칼로시뮬레이션을 통해 분포패턴에 따른 계측효율을 구해 이률 비교·분석하였다. 그 결과 균일분포 패턴에 비해 17 keV에서 1.39배, 60 keV에서 1.14배, 185 keV에서 1.12배 까지 폐부하량이 과대평가되는 것으로 밝혀졌다 균일분포를 가정하더라도 문제가 될 정도로 과대평가가 되지 않음을 알 수 있었다. 반면, 과소평가는 17keV에서 50.2배, 60 keV에서 3.6배, 185 keV에서 2.7배 까지 나타나, 에너지가 작을수록 균일분포에 의한 교정에 문제의 심각성이 있는 것으로 보였다.

A shielding analysis was performed for the end shield of CANDU 6 reactor. The one-dimensional discrete ordinate code ANISN with a 38-group neutron-gamma library, extracted from DLC-37D library, was used to estimate the dose rate for the natural uranium CANDU reactor. For comparison MCNP-4B calculation was performed for the same system using continuous, discrete and multi-group libraries. The comparison has shown that the total dose rate of the ANISN calculation agrees well with that of the MCNP calculation. However, the individual dose rate (neutron and gamma) has shown opposite trends between AMISN and MCNP estimates, which may require a consistent library generation for both codes.

Using an ammonium oxalate-ammonium sulfate electrolyte, a simple, quantitative, and fast technique for preparing sources for analytical alpha spectrometry was developed. To determine the optimum conditions for plating plutonium, parameters such as current density .and pH of electrolyte affacting the electrodeposition of the plutonium have been investigated. An optimized electrodeposition step for the determination of plutonium has been validated with a result of application to IAEA-Reference Soils. The new method of fallout Pu determination has been applied to environmental samples such as soil, sediment and moss samples in Korea.

벼의 성장시기에 다른 대기중 삼중수소의 식물채내 흡수실험을 수행하였다. 투명한 아크릴로 만들어진 피폭상자(50x60x120cm)내의 피폭조건은 비록 같은양(18.5 MBq)의 HTO를 증발시키더라도 동일한 농도를 유지하는 것이 거의 불가능하였다. 벼꽃의 매화 직후부터 수확기까지 이삭의 생성시기별로 HTO에 피폭시킨 후 잎, 줄기 및 이삭으로 구분된 시료에서 피폭 후 시간별로 조직자유수의 삼중수소 농토를 측정하였다. 조직자유수의 삼중수소 농도는 이삭에서 가장 느리게 감소하였으나 조직결합수의 삼중수소 농도는 이삭 성장이 가장 왕성한 시기에 높게 측정되었다.

온실내에서 $^{85}$ Sr, $^{103}$ Ru, $^{134}$ Cs의 혼합용액을 배추의 생육중 다섯 차례에 걸쳐 분무기를 이용하여 엽면 처리하고 오염경로를 해석하였다. 작물체에 의한 차단계수는 핵종간에 차이없이 처리시기가 수확기에 가까울수록 증가하여 최고 약 0.9에 달하였다. 작물체에 침적한 핵종의 수확시 잔류율은 처리시기에 따라 $^{85}$ Sr가 16~58%, $^{103}$ Ru이 15~73%, $^{134}$ Cs가 33～64%의 범위로 생육전기 처리 시에는 $^{134}$ Cs가, 후기 처리시에는 $^{103}$ Ru이 가장 높았다. 강우처리에 의해 수확시 핵종농도가 비교적 크게 감소됨을 확인하였다. 수확된 배추의 겉잎을 제거함으로써 배추내 핵종농도를 효과적으로 낮출 수 있다는 것이 입증되었다. 본 연구결과는 배추의 생육중 사고침적시 배추내 핵종농도 예측 및 대책 수립에 활용될 수 있다.

작물과 채소류의 생육에 대한 저선량 방사선 조사효과를 보고자 온실과 포장실험을 수행한 결과, 발아율과 유묘초장을 조사한 초기생육의 경우 벼, 콩 및 들깨의 200rad, 400rad, 100rad에서 생육촉진 효과를 볼 수 있었다 포장실험에서 벼의 경우 저선량조사에 의해 수량증가 효과는 없었고 종자의 불임율이 감소하였으며 콩과 들깨의 경우 400rad에서 생육상태와 수량이 다소 양호하여 저선량에 의한 생육촉진 효과가 인정되었다. 배추와 무의 경우는 200rad에서 발아율이 증가하여 저선량조사에 의한 효과를 볼 수 있었고 800rad에서 초장 등이 다소 증가하였으나 뚜렷한 수량증가 효과는 볼 수 없었다.

최근 원자력발전소주변 환경방사선에 대한 국민적 관심이 고조되고 있으나 환경중 방사능 축적에 대한 허용기준치가 정립되어 있지 않아 효과적인 대 국민 홍보에 한계가 있다. 따라서 원전 주변 주민의 생활습관을 파악하여 섭취량을 품종별로 분류하여, 조사, 분석함으로서 환경시료중 방사능 허용농도를 설정함으로서 원자력발전소 주변 환경방사능 농도를 설정된 허용농도와 비교하여 원전의 안전성에 대한 대 국민 이해 및 신뢰 회복에 이바지 하고자 한다. 또한 최대허용농도를 기준으로 삼던 기존의 방식이 퇴색하고 ALI［l］를 이용한 국내 실정에 맞는 식품 중 허용농도 설정의 필요성이 대두되고 있는 현 실정을 감안하여 ALI를 이용하여 식품 중 최대허용농도를 설정하고자 한다.

The importance of input wariables of real-time accident consequence assessment model has been analyzed. Partial correlation coefficients of input variables related to the plume and the ingestion exposure have been estimated using latino hypercube sampling technique. It is known that wind speed and growth dilution rate are the most important variable in plume and ingestion exposure, respectively.

삼차원 해륙풍 모델과 라그랑지안 입자확산모델을 이용하여 해안지역에 위치한 원전으로부터 정상운전시 장기적으로 연속 방출되는 방사성 물질의 대기확산 평가방법론을 개발하였다. 개발된 방법론을 적용하여 월성원전 부지를 대상으로 풍향, 풍속 및 운량에 따라 범주화된 각 종관기상 상태에 대해 가을철 방사성 물질 대기확산 특성을 분석하였다. 분석 결과, 방사성 물질의 계절 또는 연중 핑균적인 대기확산인자의 분포는 종관바람 둥과 같은 주풍의 발생빈도에 영향을 받을 뿐만 아니라, 해륙풍 등과 같은 국지 대기순환의 특성에 따라서도 그 분포특성이 결정됨을 알 수 있었다.

방사성 $\beta$핵종 중의 하나인 $^{14}$ C은 중수로에서 상대적으로 많이 방출된다. 본 연구에서는 국내 유일의 중수로 원전인 월성 원자력발전소에서 배기구를 통해 환경으로 방출된 $^{14}$ C을 감시하기 위한 두 가지 타입의 대기시료 포집기술을 개발하였다. 하나는 전원을 이용하는 능동시료포집법(active air sampling)이며, 다른 하나는 전원을 사용하지 않는 수동시료포집법(passive air sampling)이다. 시료분석의 재현성 측면에서는 능동시료포집법이 보다 나은 것으로 알려져 있으나 시료채취 장소의 제한성 등으로 인해 최근에 들어와 수동시료포집법의 사용을 선호하고 있다. 본 연구를 통해 두가지 시료 채취법에 대한 측정오차의 신뢰성을 검증하기 위해 동위원소 분별효과를 비교 평가해 본 결과, 측정상의 오차가 약 2% 정도로 나타나 시료채취가 간단한 수동시료포집법의 사용타당성 및 활용 가능성을 입증하였다.

영광원전주변 해양에서 조사된 환경방사능 조사결과를 토대로 Cs-137과 Sr-90 방사성물질의 해수와 부유물에서 분포특성과 해양생물로의 전이.농축특성을 분석하였다. 방사성물질의 분포특성 분석은 해양에서 방사성물질의 용해성과 부유물에의 흡착성 평가뿐 아니라 방사성물질의 해양확산을 평가하는데 필수적 요소이다. 지금까지는 방사성물질의 해양확산 평가시 완전 용해성으로 가정하여 단순한 해수유동 특성만을 고려하여 평가하였으나, 흡착성 등 물리화학적 거동특성을 평가함으로써 좀더 사실적인 해양확산을 평가할 수 있다. 평가결과 Cs-137과 Sr-90의 분포특성을 나타내는 분배계수가 각각 8.1$\pm$1.4E-4, 7.4$\pm$2.3E-5 로 나타났다. 이는 두 핵종 모두 용해성이 높고 흡착성이 낮음을 보여준다. 그리고 Cs-137과 Sr-90에 비해 상대적으로 흡착성이 높게 나타나고 있다. 또 전이.농축특성 분석결과는 김에서 Cs-137과 Sr-90의 전이.농축계수가 66과 3, 서대와 병어에서는 122.5와 6, 패류에서는 Sr-90의 전이.농축계수가 6으로 나타났다. Sr-90은 전반적으로 전이.농축계수가 낮게 나타나 생물체에유입되더라도 쉽게 배출돼 축적경향이 매우 낮음을 보여준다. 반면 Cs-137은 Sr-90에 비해 상대적으로 농축특성이 높게 나타나고 있다. 향후 이를 토대로 해역의 고유 환경특성에 맞는 방사성물질의 해양중 거동특성을 고려한 해양확산평가 및 해양감시가 이뤄져야할 것이다.

국내의 원자력 관계법령은 1965년에 발표된 ICRP-9 권고안에 기초하고 있다. 그러나, 최근 국내 규제기관에서는 ICRP-60 권고안을 수용하는 새로운 방사선량 체계 및 한도등을 포괄한 원자력관계법령 개정 최종(안)을 마련하였고 이를 곧 시행할 예정임에 따라 현행 법령이 적용된 원자력시설의 설계 및 운영에 있어서는 적지않은 변경이 불가피하다. 본 논문에서는 이로인한 영향중의 하나로 ICRP-60 권고안을 적용하여 설계중인 신규원전의 기체유출물 방사선감시기에 대한 경보설정치를 산정하였으며, 비교를 위해 현행 법령이 적용된 기존원전에 대한 경보설정치 산정방법을 소개하였다. 이와함께 기존원전에 사용된 DRL (Dose Rate Limit, 선량률한도) 방식과 이를 보다 효과적으로 개선한 ECL (Effluent Concentration Limit, 방출농도한도) 방식을 소개하였으며, 각각의 방식에 의해 산정된 경보설정치를 상호 비교하여 ECL 방식의 효율성과 정확성을 입증코자 하였다. 마지막로는 국내 원전에 설치, 가동중인 기체유출물 방사선감시기에 대해 개정될 국내 법령의 적용과 보다 정확한 경보설정치 산정을 위한 작업이 수행되어야 할 것이며. 이러한 결과가 계통에 반영되어 운전되어야할 것임을 제안하였다.

원자력연구소의 연구용 원자로인 하나로(HAHARO)에서 생산되는 방사성동위원소인 Ir-192를 안전하게 운반하기 위해 특수형방사성물질 봉인캡슐을 제작하여 국내·외 수송관련법규인 과기처 고시 제 96-38호, IAEA Safety Series No. ST-1기 및 미국 10 CFR Part 71의 규정에 따라 원자력연구소내의 수송용기 안전성시험시설에서 특수협 방사성물질인 Ir-192 봉인캡슐에 대한 안전성시험분석을 수행하였다.

방사선에 의해 유발되는 난소내 난포의 폐쇄가 apoptosis를 매개로 하여 일어나는지 조사하고자 면역조직화학적 방법을 이용하여 실험을 수행하였다. 미성숙 생쥐 (3주, ICR)에 감마선을 조사하였으며, 조직절편을 제작한 후 TUNEL 방법에 의한 in situ 3'end labelling 면역조직화학 염색을 실시하였다. 전반적인 난소의 상태를 파악하고자, 일반적인 hematoxylin-eosin(HE) 염색을 실시하여 대조하였다. 면역조직화학 염색은 apoptosis가 일어난 난포를 시각적으로 구분해낼 수 있는 효과적인 방법임이 실험적으로 확인되었다. ApopTeg/HE 비율을 볼 때, R군은 6h에서 12h 에 높은 값을 보였고, 8d군에서 다시 증가하는 양상을 보였으며 이같은 결과는 실험동물의 난소내 과립세포의 apoptosis가 방사선 조사후 6시간부터 일어나기 시작하여 점차 증가된다는 사실을 나타낸 것이다. 결론적으로 방사선에 의한 난포의 폐쇄는 과립세포의 apoptosis를 매개로 하여 일어남을 알았다.

We describe a multigrid wavelet-based natural pixel (WNP) method for image reconstruction in emission computed tomography (ECT). The ECT is used to identify the tagged radioactive material's position in the body for detection of abnormal tissue such as tumor or cancer, as in SPECT and PET. With ECT methodology in parallel beam mode, we formulate a matrix-based reconstruction method for radionuclide sources in the human body. The resulting matrix for a practical problem is very large and nearly singular. To overcome this ill-conditioning, wavelet transform is considered in this study. Wavelets have inherent de-noising and multiscale resolution properties. Therefore, the multigrid wavelet-based natural pixel (WNP) method is very efficient to reconstruct image from projection data that is noisy and incomplete. We test this multigrid wavelet natural pixel (WNP) reconstruction method with the MCNP generated projection data for diagnosis of the simulated cancerous tumor.

H$_2$$^{15}$ O PET을 이용하여 심근혈류를 측정할 때 물의 분포가 조직마다 불균일한 특성을 나타내고자 관류 가능한 조직분획(perfusable tissue index; PTI)$^{1)}$ 개념을 도입한 연구가 보고된 바 있으나 PTI로는 비균일성을 정량적으로 다루지 못하였다$^{2)}$ . 반면에 단일 구획 모델에서 분배계수(partition coefficient: λ)를 변수로 추정하여 혈류분포의 비 균일성을 나타낼 수 있음을 컴퓨터 모의실험으로 보인 연구가 있다$^{3)}$ . 이 연구에서는 이미 앞서 발표한 연구의 혈류측정 모델을 정상인 실험용 개에 적용하였으며 그 결과 혈류와 분배계수 모두가 정상 범위 안에 들어옴을 확인하였다. 또한 컴퓨터 모의실험을 통해 얻은 분배계수와 비균일성 지표인 구성비균일성(constitution heterogeneity; CH) 와의 관계를 이용하여 동물실험에서 측정한 분배계수로부터 CH를 유추해 보았다.

한국정상인에서 휴식기의 뇌철류분포는 연령별, 성별에 따라 의의있는 차이는 없었으며, 뇌혈류예비능은 여자에서 남자보다 더 높았고, 연령에 따라 차츰 감소하는 양상을 보였다.

감마선이 Artemia 알의 부화에 미치는 영향을 알아보고자, 10Gy, 100Gy, 3kGy, 6kGy과 9kGy의 선량으로 건조 상태의 알을 조사한 후 부화율과 nauplius기의 출현률을 조사하였다. 1kGy 이하의 방사선 조사군에서는 부화율과 nauplius기의 출현률이 대조군에 비하여 높게 나타났다. 3kGy 방사선조사군의 경우 대조군과 유사한 부화율을 보였으나 nauplius기의 출현률은 감소하였다. 6kGy의 방사선조사군에서는 알들의 부화 지연과 부화율의 감소가 뚜렷하였다. 50％의 부화율을 나타내는 선량은 약 5.5kGy였으며, 9kGy에서는 100％ 치사선량을 나타내었다. 본 실험에서 조사한 선량증에서 비교적 낮은 선량의 범위에서는 이온화방사선에 의하여 Artemia 알의 부화시간 단축 및 부화율이 다소 증가하는 결과를 보였다. 따라서 이온화방서선을 이용한 Artemia 알의 부화률을 촉진지킬 수 있는 적정 선량에 대한 연구는 상업적으로도 가치가 있다고 생각되며, 향후 이에 대한 추가적인 연구를 통한 상업적인 활용이 기대된다.

방사성 동위원소를 이용한 체외진단 측정법으로 RIA가 가장 널리 쓰여져 왔으나, 결합분획과 유리분획의 분리과정에서 오는 번거로운 단점을 개선하기 힘들었다. 1979년 Hart와 Greenwald에 의해 소개된 섬광근접측정법(Scintillation Proximity Assay, SPA)을 이용하여 RIA의 단점을 극복하고자 하는 연구가 시작되었다 주로 사용되는 방사성동위원소로 $^3$H, $^{125}$/I이 추천되는 핵종이며, 이 중에서 $^{125}$/I을 이용한 hCG(human chorionic gonadotropin) 체외진단법으로서 SPA의 기초연구를 수행하였다. SPA bead와 방사능 크기에 따라 측정되는 자연계수치의 증가와 hCG 표준물질을 농도별로 희석하여 유의성을 가지고 있는지 확인하였고, hCG 농도가 높은 것으로 판명된 환자의 혈청을 측정하여 임상적용의 가능성을 확인하였다.

난포성숙호르몬(FSH)은 난소내 난포의 성장인자로 작용한다. 본 실험은 방사선 조사된 미성숙 생쥐의 난포 폐쇄가 ESH에 의해 억제되는지를 확인하는 한편 방사선어제 개발을 위한 실험모델로서의 가능성을 평가하기 위해 수행되었다. PCNA 에 의한 염색의 정도는 FSH군의 경우, 1이에 최저, 12시간과 8일에 가장 많이 염색되었으며, 방사선을 조사한 후 ESH를 주사한 경우, PCNA에 의한 염색용은 6시간 경과시어 제일 낮게 나타나고 이후 증가하는 경향성을 보였다. 즉, FSH는 방사선에 피폭된 난소내 난포외 apoptosis를 지연시키는 효과를 갖고 있음을 알 수 있었다. 본 연구의 결과, 특정물질의 방사선방어효능 평가를 위한 실험모델로서 난소내 난포를 활용할 수 있으며 특히 FSH가 나타내는 난포폐쇄 억제효과도 방사선방어제 개발을 위한 실험연구에 중요한 역할을 할 것으로 기대된다.

방사성동위원소를 이용한 아스팔트함량 측정장비의 실험적인 방법에 의한 설계는 많은 시간과 비용이 소요되므로, 코드모사를 통해 설계할 경우 이러한 노력을 줄일 수 있다. 본 연구에서는 장비의 활용성을 증대시키기 위해 법적 규제 면제치인 100 $\mu$Ci이하의 방사성동위원소를 이용하며, 6%의 아스팔트함량을 갖는 혼합물을 5분간 측정하였을 경우 0.2%이내의 함량측정오차를 갖는 장비를 MCNP 코드를 이용하여 설계하였다 또한 코드 모사를 통한 설계를 바탕으로 장비를 제작한 후 5개의 시료에 대한 함량을 측정하고 그 결과를 비교하여 코드의 적용가능성을 검증하였다 실험결과 6.03% 아스팔트 함량을 가진 시료를 5분간 측정하여 5.85%의 함량을 얻을 수 있었다.

양전자방출단층촬영 영상획득시 수반되는 산란분획의 분포를 Monte-Carlo simulation을 이용하며 평가하고자 하였다. 모사계산에서는 GE Advance PET 스캐너와 NEMA 규정에 의한 팬텀을 모델화하였고 선상선원을 대상으로 평균 산란분획 10.2%와 산란방사선의 축방향 분포를 구하였다. 방사선원 F-18을 사용한 실제 측정의 평균산란 분획 9.16%와 산란방사선 분포를 비교하여 유사한 결과를 얻었다.

붕소 중성자 포획 요법(BNCT, Boron Neutron Capture Therapy)용 열외중성자빔의 개발을 위하여 방사성 동위원소인 Cf-252를 중성자 선원으로 사용하였으며 상대적으로 낮은 중성자속을 높이기 위하여 미임계 증배 집합체를 이용하였다. 이전에 계시된 미임계 증배 집합체는 높은 핵연료 농축도를 필요로 하는 단점이 있어 본 연구에서는 이를 감소시키기 위한 몇 가지 설계안을 제시하였다. 중성자빔 설계를 위하여 몬테칼로 방법을 이용한 전산코드인 MCNP를 이용, 타원형두뇌 팬텀 내에서 AD, AR ADDR및 각각의 선량성분 등을 계산함으로써 설계된 중성자빔의 특성분석을 수행하였다. 새롭게 개선되어 제시된 중성자빔의 설계는 상대적으로 낮은 핵연료 농측도를 보이면서 기존의 결과와 유사한 결과를 보여주고 있으며 특히 두뇌 팬텀 내에서의 선량률은 기존에 비해 매우 높은 값을 보임으로써 짧은 시간에 효과적으로 뇌종양을 치료할 수 있는 이 점이 있다.

산업용 및 의료용으로 사용되는 $^{192}$ Ir 방사선원에 대한 $\psi$선 자기흡수효과인자를 실험을 통하여 구하였다. 이를 위하여 3 mm $\psi$ x 3 mm t, 2.5 mm $\psi$ x 2.5 mm t, 2 mm $\psi$ x 2 mm Ir의 원주형 Ir 표적과 3 mm $\psi$ x 0.25 mm t, 3 mm $\psi$ x 0.1 mm t의 원판형 Ir 표적을 하나로의 PTS(Pneumatic Transport System)조사공에서 중성자 조사하였다. 이온전리함을 사용하여 각 Ir 표적의 방사능을 측정하고 계산에 의해서 구한 생성방사능 값과의 비를 구하는 방법으로 $^{192}$ Ir의 ${\gamma}$선 자기흡수효과인자를 구하였다. 이 값들은 원주형 표적에 대하여 각각 0.614, 0.687, 0.704 였고 원판형 표적에 대하여 각각 0.827, 0.875 였다. 원주형 Ir 표적내부의 중성자 자기흡수효과의 정도를 알아보기 위하여 2.5 mm $\psi$ x 0.25 mm t Ir 표적 10장을 포개어 중성자 방사화시킨 후 각 표적의 방사능을 측정한 결과 가장 바깥쪽 표적의 방사능이 중심부에 위치한 표적보다 약 2배정도 방사화가 많이 일어남을 알 수 있었다. 이번에 구한 ${\gamma}$선 자기흡수효과인자는 향후 산업용 및 의료용으로 사용되는 $^{192}$ Ir 방사선원의 사용자에게 제공되는 최종방사능을 평가하는데 유용하게 사용될 수 있다.

“하나로”를 이용하여 강내 조사용으로 사용되는 $^{192}$ Ir 선원의 제조법을 확립하였다. HTS (Hydraulic Transfer System)조사공에서 48시간 조사한 $\psi$2.5 mm x t 0.25 mm의 원판형 Ir 표적 10장을 쌓아서 방사능이 1.012 Ci인 선원을 시험제조하였다. 선원 제작에 관련된 생성방사능, 중성자 자기홉수효과 인자를 이론적으로 계산하여 시험제조에 사용하였고 ${\gamma}$선 자기흡수효과는 실험으로 측정하여 암 치료에 요구되는 10-20 Ci 선원의 상용생산에 필요한 자료를 확보하였다. 치료용 소선원 제작에 관련된 표적제작, 중성자조사, 방사능 측정, 선원조립, 밀봉용접, 품질관리 등의 제작기술을 확립하고 선원의 안전성은 밀봉시험, 표면오염검사 등을 수행하여 확인하였다. 제조된 선원은 실제 사용되는 조사장치에 장착하여 기능시험을 수행할 것이다. 이번 실험을 통하여 강내 조사용으로 사용되는 10-20 Ci 방사능의 $^{192}$ Ir 선원을 안정적으로 공급할 수 있음을 확인하였으며 하나로를 이용하여 캡슐 직경 4 mm의 치료용 소선원 제작기술을 확립하였다. 개발된 /spp 192/Ir 강내 조사용 선원은 국내 5-6개 병원에 공급할 것이며 이 기술을 바탕으로 직경 1.1-1.6 mm의 강내 조사용 선원도 개발할 예정이다.

방사성동위원소 생산용 표적을 중성자 조사하기 위해 하나로의 제반 특성을 고려하여 조사용기를 개발하였다 IP(Isotope Production), HTS(Hydraulic Transfer System) 조사공별로 내.외부용기를 제작하였으며 재료는 검증된 Al-1050을 사용하였다. 내부용기는 냉간용접(Cold Welding) 하고, 외부용기는 TIG(Tungsten Inert Gas) 또는 전자빔으로 용접한 후 He을 충진하고 밀봉하였다. 조사용기의 건전성을 입증하기 위해 기포누설시험, 내압시험, 가열시험, 침투탐상시험, He 누설시험을 수행하였다. 기포누설시험 결과 내부용기는 90% 이상이 3x$10^{-6}$atm.cc/sec 이하의 누설율을 보였고, 내압시험 결과 파단압력은 28kg/$\textrm{cm}^2$ 정도였다. 외부용기는 TIG 용접시 70%, 전자빔 용접시 90% 이상이 누설율 1x$10^{-8}$atm.cc/sec 이하였다. 개발된 조사용기를 사용하여 하나로에서 200여회 방사성동위원소를 생산하였으나 중성자 조사중 누출을 포함한 기타의 문제가 발생하지 않았다. 조사용기 개발에서 확립된 밀봉시험, 내압시험 및 가열시험 방법은 기체표적이나 내압이 발생하는 표적용기의 개발 및 시험에 응용할 수 있다.

TORT is employed for fast neutron fluence calculation at the reactor pressure vessel. KORI Unit 1 reactor at cycle 1 is modeled for this calculation. Three-dimensional cycle averaged assembly power distributions for KORI Vnit 1 at cycle 1 are calculated by using the core physics code, NESTLE 5.0. The root mean square error is within 4.3% compared with NDR (Nuclear Design Report) far all burnup steps. The C/E (Calculated/Experimental) values for the in-vessel dosimeters distribute between 0.98 and 1.36. The most updated cross-section library. BUGLE-96 based on ENDF/B-VI is used for the neutron fluence calculation. The makimum fast neutron nun calculated on reactor pressure vessel for KORI Unit 1 operated for 411.41 effgctive full power days is 1.784x10$^{18}$ n/$\textrm{cm}^2$. The position of the maximum neutron fluence in RPV wall 1/4 T is nearby 60cm below the midplane at zero degree.

원자로 압력용기의 건전성은 원전의 수명과 직결되며, 압력용기는 운전기간동안 중성자의 조사에 의해 재료의 성질이 저하된다. 중성자 조사량 감소방안을 도출하기 위해 MCNP코드를 이용, 고리 1호기 14주기 원자로심을 3차원으로 모델링하고, 원자로심 핵연료집합체를 제외한 주변구조물에 새로운 추가차폐체를 설치하여 조사량 감소에 효과가 있는 위치를 찾고, 여러 재질의 차폐 성능도 평가하였다. 분석결과, Ta 패드를 이용한 설계안의 경우에 압력용기 용접부위에서 약 32% 정도의 속중성자 조사량 감소가 있음을 확인하였다.

발전소 운영자는 운전 시작시점에서 수명 종료시점까지 발전소 과도상태 종류별 횟수가 설계 제한치를 넘지 않도록 감시하여야 하며 이를 위해서는 발전소 운전 과도상태 기록유지가 필요하다. 그러나 현재와 같은 발전소 운전 Strip Chart나 Log Sheet를 이용하는 방식으로는 과도상태 발생여부 판단이 어려울 뿐만 아니라 카운팅 자체에도 많은 시간이 소요되어 좀더 편리한 방법의 도입이 필요하다. 본 연구에서는 발전소 주전산기의 운전 데이타를 이용한 과도상태 데이터 수집 및 지능형 과도상태 판단방법을 개발하여 시범 적용하였다. 과도상태 데이터 수집은 전송되는 데이터와 이전 데이터를 비교하여 변화가 있을 시에만 데이터 압축방식을 이용하여 저장하였고, 최대/최소온도, 최대/최소압력, 온도/압력기울기 등의 운전 데이타를 기 설정된 과도상태의 전체 변수와 비교하여 오차율 범위내에 들면 동일한 과도상태로 판단하였다. 원자로 냉각재 계통의 온도 및 압력과 같이 계기 오차가 비교적 작은($\pm$1$^{\circ}C$) 운전변수는 과도상태 판단이 용이하나 오차가 큰 운전변수의 경우에는 과도상태 판단을 위한 보다 상세한 알고리즘의 개발이 필요하다.

원전수명관리 측면에서 경수로와 중수로를 비교해 보면, 경수로의 경우 원자로 압력용기가 주요기기중 가장 중요한 위치에 있는 반면에 중수로는 압력관이 가장 중요한 기기이다. 압력관 손상종류는 DHC와 dimensional change로 크게 분류되는데 dimensional change는 creep, 부식마모, 처짐현상으로 구분된다. 본 논문에서는 creep과 부식마모 현상 발생시 예상되는 압력관 두께 변화를 계산하였으며, 중수로 수명관리 측면에서 가동 시작년도부터 50년까지 변화되는 두께를 ASME 허용기준과 비교하였다. creep과 부식마모에 의하여 감소 예상되는 압력관 두께는 50년까지 모두 ASME 허용 Margin안에 있음을 볼 수 있었다.

Metallic fatigue of Pressurized Water Reactor(PWR) materials is a generic safety issue for commercial nuclear power plants. It is very important to obtain the fatigue usage factor for component integrity and life extension. In this paper, fatigue usage was obtained at the inside surface of Kori unit 2, 3 and 4 RCP casing weld, based on the design transient. And it was intended to establish the procedure and the detailed method of fatigue evaluation in accordance with ASME Section III Code. According to this code rule, two methods to determine the stress cycle and the number of cycles could be applied. One method is the superposition of cycles of various design transients and the other is based on the assumption that a stress cycle correspond to only one design transient. Both method showed almost same fatigue usage in the RCP casing weld.

Cs$^{+}$ 이온으로 오염된 kaolin 토양에 대한 동전기적 토양제염 연구를 수행하였다. 실험실 규모의 제염장치를 제작하여 계의 pH, 전류 및 전압 변화를 측정하였으며 전압 변화에 따른 전기삼투 흐름속도의 변화와 산 전선의 이동속도 변화를 조사하였다. 일정시간에서, Cs$^{+}$ 이온의 제거량은 계에 걸어준 전압에 비례하여 증가하였고 실험으로부터 구한 본 계의 electroosmotic permeability coefficient (K$_{e}$)는 4.27 x $10^{-6}$ $\textrm{cm}^2$/V.S 이다.

EDTA 의 농도 및 온도가 일정한 조건에서 수용액의 pH 를 변화시켜 가며, 토양으로부터 Co$^2$$^{+}$ 이온의 탈착특성을 살펴보았다. 실험범위에서, pH 4 일 때 $CO_2$$^{+}$ 이온의 탈착율이 가장 양호하였으며, pH 가 상승함에 따라 탈착율이 감소되는 것으로 나타났다. 또한, 반응중 철 성분이 용해되어 나오는데 이는 반응 초기 수소이온에 의한 용해와 반응중 탈착된 Co$^2$$^{+}$ 이온에 의한 용해로 설명하였다.

원자력 발전소의 운영개선에 2차 방사성폐기물을 줄여야 하는 것은 중요한 과제이다. 기존 세탁 법은 2차 방사성폐기물을 상당히 많이 배출는데, 개선방안으로 초임계 유체($CO_2$)를 이용한 제염가능성을 알아보았다. 본 연구에서 순광유, 그리고 산업용으로 쓰이는 기어유와 그리스의 초임계 $CO_2$ 내에서의 용해도와, 제거율을 구하였다. 용해도 측정 실험에서는 초임계 상태에서 압력에 따라 용해도가 급격히 증가하였으며 반응시간 또한 매우 빨라 확산성이 매우 우수하였다. 실제 적용을 위해 소량의 첨가용매를 사용한다면 더욱 큰 성과가 기대된다.

본 연구에서는 미국, 프랑스, 일본의 고온구조 설계지침서의 크립-피로 손상평가 방법을 살펴보고 고온하중을 받는 불연속 구조물에 대하여 범용 유한요소 해석코드인 ANSYS와 ABAQUS를 이용한 열전달 및 응력해석을 수행하여 각국의 코드 절차에 따른 크립-피로 손상 평가를 하였다. 이들 결과를 점소성 비탄성 구성식을 적용한 비탄성해석 결과와 비교평가하였다. 본 연구에서 분석한 불연속 구조물의 경우에 대한 평가 결과 미국의 ASME Subsection NH에 의한 방법이 비탄성 해석결과에 가장 가까운 결과를 주며, 일본의 BDS에 따른 평가방법은 적용성이 가장 편리함을 알 수 있었다.

원자로 격납건물은 그 기능적 중요성 때문에 건설종료후 반드시 원자로 가상사고를 가정한 조건에 대해 구조적 건전성을 입증하여야 한다. 본 논문은 이러한 요건에 따라 수행된 월성 3호기 원자로 격납건물 구조건전성 시험(SIT : Structural Integrity Test)의 개요와 결과를 분석한 것으로 시험결과 월성 3호기는 설계시 고려한 허용범위내에서 거동하였으며 사고시 압력하중이 큰 경수로형 원자로와 달리 시험기간중 외기 온도 변화에 민감한 변화를 보인 것으로 확인되었다. 아울러 시험결과의 정확한 평가를 위해서는 시험전 충분한 기간동안 온도변화가 계측되어야 하며, 계측기 출력의 안정화가 계측성과의 신뢰도를 높이는 필수인자임이 확인되었다.

This paper presents the thermomechanical and fracture mechanics evaluation procedure of thermal striping damage on the secondary piping of LMFR using Green's function method and standard FEM. The thermohydraulic loading conditions used in the present analysis are simplified sinusoidal thermal loads and the random type data thermal load. The thermomechainical fatigue damage was evaluated according to ASME code subsectionNH. The analysis results of fatigue for the sinusoidal and random load cases show that fatigue failure would occur at a geometrically discontinuous location during 90,000 hours of operation The fracture mechanics analysis showed that the crack would be initiated at an early stage of the operation. The fatigue crack was evaluated to propagate up to 5 ㎜ along the thickness direction during the first 944 and 1083 hours of operation for the sinusoidal and the random loading cases, respectively.

본 연구에서는 개방구(opening)을 갖는 원자력발전소 강재 격납구조물의 내력을 평가함에 있어서 기존의 실용 구조설계에 적용된 개구부가 없는 원통형 쉘의 좌굴 판정 기준이 적절하지 않음을 밝혔으며, 대안으로서 개방구(opening)를 갖는 원통형 강재 격납구조물의 재료적 비선형과 기하학적 비선형을 고려한 극한 내력 해석을 수행함으로써 중기발생기 교체작업시 유발되는 인양 하중에 대한 격납구조물의 구조적 안전성을 평가하였다. 개방구를 갖는 격납구조물에 대하여 stiffner가 있는 상태에서 크레인 하중에 대한 극한 내력을 평가해본 결과 크레인 하중이 재하될 경우, 구조물이 선형 탄성 범위에 있는 것으로 확인되었으며 개방구 주위의 국부적인 항복응력도달 상태에 대하여 10.8의 안전율을 확보 할 수 있는 것으로 계산되었다. 본 연구를 통하여 제시된 개방구를 갖는 강재 격납구조물의 극한내력 평가 방법은 유사 구조물의 구조건전성 평가에 활용될 수 있을 것으로 사료된다.

국내에서 상업운전중인 월성 원자로는 캐나다에서 개발한 CANDU형 원자로로 핵연료를 지지하는 핵연료 압력관이 사용되며, 핵연료 압력관은 원자로의 1차기기로 건전성확보가 매우 중요하다. 가동중 검사시 압력관에서 결함이 검출되면, 지속적인 사용을 위해서 결함의 건전성을 확보하여야하나, 그 평가절차가 매우 복잡하다. 본 연구에서는 핵연료 압력관 평가를 보다 신속하고 효율적으로 수행하기 위한 건전성 평가시스템을 개발하였다. 개발된 평가시스템은 예리한 결함 및 둔한 함에 대한 평가를 수행할 수 있으며, 피로균열평가, 지체수소균열평가, 불안정파괴평가, 파단전누설평가, 소성붕괴평가모듈을 수록하고 있다. 또한 개발된 시스템을 검증하기 위하여 캐나다 ECL에서 제시한 평가결과와 비교함으로서 본 시스템의 효용성을 검증하였다.

배관내에서 서로 다른 온도의 유체가 밀도차에 의해서 층이 분리된 채 존재하는 현상을 열성층 (thermal stratification) 현상이라 부르며, 이 현상에 의한 과도한 열응력은 배관의 건전성을 저해할 수 있다. 국내 원전의 경우 영광 3,4호기 이전의 밀림배관에서는 열성층 영향을 고려치 못하여 이에 대한 건전성 평가가 요구되고 있다. 본 연구에서는 고리 4호기 가압기 밀림배관을 대상으로 밀림배관내 유동해석 및 발전소 전 운전조건에 대하여 밀림배관 단면 온도분포 실측실험을 통하여 열성층화 현상의 발생 정도를 확인 하였으며 실측 온도 데이터를 이용하여 열응력해석 등을 수행함으로써 밀림배관의 열성층 영향을 평가한 결과 건전함이 확인되었다.

파단전 누수균열을 일으키는 가장 주요한 파손 형태는 피로파손으로 사료되어, 하나로 일차냉각계통 배관의 피로파손 가능성에 대한 정량적인 해석을 수행하였다. 하나로 일차냉각계통 배관은 발전로에 비해 저온, 저압이므로 ASME Class 3 로 분류되어 설계 완료되었지만 Class 3 절차에 의해서는 피로해석을 구체적으로 수행할 수 없어, 본 연구의 피로해석에 서는 Class 1 절차에 따라 피크응력강도의 범위를 보수적으로 계산하여 피로누적계수를 산정하였다. 일차냉각계통 배관 중에서 피로파괴 가능성이 가장 큰 것으로 예상되는 고응력 지점을 배관응력해석 결과로부터 선택하여 피로해석을 수행하였다. 선택된 분기관 연결부, 앵커 지점 및 butt 용접부의 피로누적계수들이 모두 1 보다 훨씬 작았으므로 열평창과 OBE 지진하중으로 인한 일차냉각계통 배관의 피로파손 가능성은 매우 희박한 것으로 나타났다. 따라서 냉각재 상실시 파단전 누수균열 개념을 적용하기 위한 일차냉각계통 배관의 피로파손에 대한 배관의 건전성은 충분히 입증된 것으로 판단된다.

원자로용기의 안전성은 가동중 운전조건과 조사취화등으로 인한 재료의 열화(degradation)를 검토함으로써 평가되는데, 특히 운전조건중, 비상사태에 해당하는 가압열충격에 관한 평가가 최근 중요한 안전문제로 부각되고 있다 본 연구의 목적은 가압열충격 사고중 소규모 냉각재 손실사고(Small LOCA)가 발생하는 경우, 원자로용기 내벽에 존재하는 균열의 안전성을 유한요소해석을 통해 평가하는 것이다. 본 연구에서는 Small LOCA 발생시 원자로용기의 내벽에 존재하는 균열의 종류, 방향, 균열형상비 및 클래드부의 두께가 응력확대 계수 계산에 미치는 영향을 평가하였으며, 이를 위해 총 14가지 경우에 대해서 3차원 유한요소해석을 수행하였다. 이러한 Small LOCA 해석수행을 기초로 다양한 가압열충격 사고에 대한 유한요소해석 모델링 기법, 해석 기법, 후처리 기법을 제시하였다.

본 연구에서는 현재 국내에서 개발중인 액체금속로 KAL IMER(Korea L Iquid MEt a l Reactor)의 면진설계에 적용하기 위한 적층고무베어링의 수학적 해석모델을 개발하고자 한다. 이를 위하여 수정 비선형 Rate 모델과 특성실험 결과로 부터 구한 파라미터 특성식을 이용한 적층고무베어링의 해석모델 수립하고 이를 1자유도계 지진모델에 적용하여 히스레레틱 거동에 대한 해석적 결과와 적층고무베어링의 특성 실험결과와 비교분석하여 해석모델의 정확성을 검토하였다.

SMART 냉각재순환펌프는 수직형 축류펌프로 분류되며 작동되는 환경의 특성상 캔드모터 펌프로 설계하였다. 냉각재순환점프의 전체 구조에 대한 개념설계를 수행하였으며 펌프의 주요부품인 회전측 집합체, 베어링 집합체, 전동기를 설계하였다. 베어링의 구조와 형상설계를 수행하였고 전동기는 농형유도 전동기로 설계하였으며 회전자의 슬롯에 대한 상세설계와 고정자의 슬롯에 대한 상세설계를 수행하였다. 앞으로 회전축의 동특성 해석, 임펠러의 캐비테이션 시험, 베어링의 내구성 시험, 펌프몸체의 응력해석을 수행할 예정이다.

최근 도시의 기능이 날로 다양화되고 복잡해짐에 따라 지하공간에 대한 활용도가 대단히 높아지고 있으며, 한국전력공사에서도 원자력 발전소에 많은 전력구조물을 지하에 건설하고 있다. 이러한 지하구조물을 보다 효율적이고 신속하게 유지관리하기 위해서는 지하 구조물의 구조설계 및 도면제작을 자동으로 수행할 수 있는 시스템의 개발이 필수적이다. 이에 따라 한국전력공사 전력 연구원에서는 기존의 설계도면 및 정보에 쉽게 접근할 수 있으며, 구조설계에서부터 도면제작에 이르는 과정을 일괄 처리할 수 있는 “Box 구조물 자동화 설계 시스템”을 개발하여 실무에 적용하고 있다. 본 시스템의 개발은 지하구조물의 계획, 설계, 시공조건 등의 변경에 신속하게 대처할 수 있으므로 설계업무의 효율성을 극대화함은 물론 생산성의 향상, 품질의 고급화 및 설계자료 유지관리의 선진화에 크게 기여할 것으로 사료된다.

국내 경수로 원자력발전소 가압기는 안전성향상을 위하여 보다 많은 배관과 부수적인 배관이 설치 될 수 있다. 이에 따라 ASME 코드의 공식에 의한 설계(Design by Formula)보다는 해석에 의한 설계 (Design by Analysis)의 필요성이 증가하고 있다. 본 논문에서는 한국 표준형 원자로의 가압기 헤드 및 노즐에 대하여 ASME 코드의 해석에 의한 설계를 적용하여 범용유한요소 코드인 IDEAS로 응력해석 하고 구조적 건전성을 분석, 고찰하였다. 또한 해석결과에 따른 가압기헤드, 노즐 그리고 노즐보강에 대한 설계시 고려되어야 할 인자를 분석하였다.

KALIMER 원자로 건물에 대하여 3차원 쉘요소 모델과 단순 빔모델을 작성하고 고유진동수 해석을 수행하였다. 두 모델의 1차 수평방향 고유진동수는 대체로 일치하였다. 단순 빔모델에 대해 원자로건물의 회전 관성모멘트를 해석에 반영한 경우 3차원 모델에는 없는 회전모드가 발생되었다. 지진응답해석은 1940 EL Centro와 인공지진에 대하여 수행하였으며, 두 결과는 면진구조물의 경우 비면진구조물과 비교하여 응답가속도가 크게 줄고, 상대변위가 증가하는 경향을 보였다.

제어봉구동장치는 원자력발전소에서 사용되는 기기로서, 가늘고 긴 수직 외팔보의 형상을 하고 있어 지진과 같은 동적하중에 취약한 구조를 갖고 있다. 따라서 발전소가 건설되는 지반의 다양한 지진하중에 대한 동적해석이 중요한 설계요건으로 되어 있다. 본 논문에서는 제어봉구동장치의 고유진동수를 제어하기 위한 기초연구로써 제어봉구동장치의 설계변경이 동적특성에 미치는 영향, 즉 고유진동수에 대한 설계 민감도 해석을 수행하였다. 해석 방법으로는 유한요소 프로그램의 구조 해석 결과에 변분법을 이용한 설계 민감도법을 사용하였다. 해석 결과는 유한차분에의한 결과와 일치함을 보였고, 제어봉구동장치의 초기설계 단계에서 유용한 정보로 활용할 수 있음을 확인하였다. 또한 이러한 결과는 최적설계 프로그램등과 연계되어 구조물의 설계 개선에 많은 도움을 줄 것으로 판단된다.

본 논문에서는 반구형 헤드(hemi-spherical head)를 가진 압력용기에 비방사형(non-radial) 노즐을 가공할 경우, 개구(opening) 간격이 반구형 헤드의 설계에 미치는 영향을 검토하기 위하여 개구 간격의 변화에 따른 응력분포변화를 분석하였다. ASME 코드는 NB-3222.4(d)의 설계 조건을 만족하는 압력 용기의 혜드에 노즐을 가공할 경우, NB-3338.2(d)에서 개구사이의 최소거리를 제시하고 있다. 본 논문에 서는 ASME 코드가 제시하고 있는 개구사이의 최소거리의 타당성과 설계상 이 요건을 만족하지 못하는 경우에 대하여 분석하고 검토하였다. 해석모델은 한국 표준형원자로의 가압기를 기본모델로하여 개구사이의 간격변화에 따른 응력변화를 검토하고, 설계시 고려하여야할 인자를 분석하였다.

CANFLEX 연료봉 다발의 3000 시간 내구성 시험 기간 동안 속도센서를 사용하여 압력관 내부에 장전된 연료봉 다발의 진동을 측정하였다. 압력관 내부에 장전된 연료봉의 진동측정은 고온, 고압, 그리고 공간적 제약 때문에 가속도계나 스트레인 게이지 같은 접촉센서로는 측정할 수 없다. 비접촉 센서를 사용하면 이러한 난점을 해결하고 압력관 내부에 장전된 연료봉 다발의 진동을 측정할 수 있다. 속도센서는 비접촉 센서로서 가우스(gauss)의 크기를 감지하여 전압을 출력하는 센서이지만, 측정거리, 주파수, 그리고 속도와 가우스가 비선형이기 때문에 교정을 한 후에 사용하여야 한다. 본 본문에는 속도센서의 교정방법과 압력관 내부에 고온, 고압의 유체가 흐를 때 발생하는 연료봉 다발의 진동특성을 구하였다.

KT(KAERI Tokamak) 장치의 언저리 영역에서 삼중정전탐침을 이용하여 플라즈마밀도, 전자온도 및 부유(floating)전압을 측정하였다. 토카막 방전조건에 따라 고정된 위치에서의 측정값들은 시간에 대한 변화를 보였다. 특히 플라즈마 밀도 값 <η$_{e}$>은 약 두 배까지의 시간에 따른 변화 폭을 보였다. 반면에 밀도 섭동량(fluctuation) $\delta$η$_{e}$/<η$_{e}$>은 다른 섭동량과 마찬가지로 거의 일정한 값을 나타냈다. z 방향에 대해 측정한 proafile 결과는 모두 z/a에 따라 감소하였으며, 반면에 섭동량은 증가하는 경향을 나타냈다. 부유전압 및 압력구매에 의하여 발생되는 poloidal 방향의 drift속도를 profile 결과로부터 얻었으며, 언저리 영역에서 섭동량은 이온 diamagnetic 방향으로 최대 + 2 $\times$$10^{5}$ cm/sec의 속도로 이동함을 예상할 수 있었다 섭동량 자체에 의해 유기되는 전기장 \ulcorner(equation omitted) 로부터, 반경방향으로 이동되는 속도는 측정한 부유전압의 섭동량에 대한 z 방향 profile로부터 언저리 영역에서 $\upsilon$$_{r}$가 최대 + 1.2 $\times$ $10^{5}$ cm/sec가 됨을 알 수 있었다. 언저리 영역에서 섭동량이 장치 벽쪽으로 이동하는 정도를 진행 속도 값으로부터 예상할 수 있었다.있었다.

The Korea Superconducting Tokamak Research (KSTAR) tokamak will have 6 MW of radio-frequency (rf) heating in the ion cyclotron range of frequencies (ICRF). The response of the antenna to the heat loads is analyzed and the resulting stresses in the Faraday shield during the normal operation is calculated. Various heat loading conditions including in the analyzes are the heat loads from the plasma, the ripple-trapped beam particles and the rf loss.

헬리콘 플라즈마는 낮은 입력전력에서 높은 플라즈마 밀도를 얻을 수 있는, 지금까지 알려진 가장 효율적인 플라즈마 발생방법이다. 이러한 헬리콘 플라즈마의 특성을 이용하여 대전류의 이온원이 요구되는 원자력용 가속기의 이온원으로의 적용을 위한 연구를 수행하였다. 원자력용 가속기의 이온원으로서 요구되는 소형화된 헬리콘 플라즈마원을 개발하고, 플라즈마의 특성을 분석하였으며, 모의로 제작된 빔인출부를 통하여 이온 및 전자의 인출특성을 분석하였다.

다목적 양성자 가속기(Korea Multi-purpose Accelerator Complex; KOMAC)를 위한 Duoplasmatron이온원이 설계 및 제작되었다. 빔인출을 위한 60㎸ 고전압시스템의 테스트가 수행되었으며 50㎸인출전압에서 20㎃의 수소 빔을 인출 할수 있었다. 이 이온원은 30㎸ 인출전압에서 20㎃이상의 빔전류와 90% 빔전류에서 0.5$\pi$mm mrad정도의 낮은 수준의 빔에미턴스와 약 50% 양성자분을을 얻었다. 고밀도 고주파 플라즈마 원(예를들어 헬리콘와 Transformer coupled plasma;TCP 플라즈마원)이 양성자 및 수소 음이온원으로의 유용성에 대한 연구가 진행중이다.

The beam extraction system for the KOMAC[1] (Korea Multi-purpose Accelerator Complex) project is to be designed to partially extract H￣ beam at both 100 and 260 MeV This paper describes a simulation study of charge changing extraction with a stripper magnet and a possible design of a H$^{0}$ extractor by utilizing the simulation study The method consists of converting the negative hydrogen (H￣) ion beam from the linac to a chosen intensity (0-100%) of neutral hydrogen (H$^{0}$ ) beam having an acceptable omittance and drifting it directly onto a stripper foil followed by a downstream beamline.

As the first stage accelerator of the Korea Multipurpose Accelerator Complex (KOMAC) 1GeV proton linac, a 350MHZ, cw Radio-Frequency Quadrupole (RFQ) will be built to produce 20㎃ of 3Mev. High current RFQ with cw operation is a major program in the KOMAC project to understand beam dynamics, engineering design, construction, control and diagnostics techniques. The beam dynamics and the engineering design of RFQ are described and the present status of the KOMAC RFQ project is discussed.

The KOMAC(KOrea Multi-purpose Accelerator Complex) linac is composed of RFQ(Radio Frequency Quadrupole), CCDTL(Coupled Cavity Drift Tube Linac) and SC(Superconducting)-linac. The required CW output power of RF system is about 25㎿ for 20㎿ proton beam power. Therefore high power RF sources are necessary for cost saving and reliability improvement. The number of klystrons for 0.5 ㎿ at 350MHz and 1 ㎿ at 700MHz are 1 and 31, respectively. In this paper, the design parameters of the klystron system including power supply and energy recovery system are presented.

KOMAC (KOrea Multi-purpose Accelerator Complex) is the 1 Gev, 20 ㎃ proton linac. The superconducting linac for the high energy part acceleration from 100 MeV to 1 GeV is selected as a main candidate. As is well known, the superconducting linac has advantages for high current, high energy acceleration such as a large bore size, short accelerator length, and the RF efficiency. In this energy, the velocity of proton increases from $\beta$=0.87. For the design and fabrication simplicity, the cavity $\beta$ stages are divided into 3 parts. The maximum electric field in the cavity is designed below 20 ㎹/m. In this paper the design concepts and guides for this superconducting linac are introduced.

국가기술개발사업으로서 원자력연구개발중장기계획사업을 성공적으로 수행하며 동시에 기술사회상호결정론 관점에서 원자력기술 개발, 이용에 따른 사회적 영향을 체계적으로 분석함으로써 원자력기술의 개발 이용의 국가 사회발전에 공헌도를 높일 수 있는 원자력 기술평가 접근방법을 제시하였다. 기술평가의 개념과 방법론의 발전과정을 분석하여 국내원자력 기술개발에 적합한 기술평가 방법론을 제시함으로써, 향후 예상되는 원자력기술평가에 대응하며 원자력사업의 당위성과 추진의 효율성을 높이는데 기여하고자 하였다.

원자력 발전 산업의 산업연관분석 결과에 의하면, 원자력 발전의 운영을 통하여 1993년에 국내총산출액 및 국내총생산의 0.5%를 생산하고 있는 것으로 나타났다 원자력 발전 산업의 생산물인 전력은 다른 산업의 생산활동을 위한 중간재로서 활발히 이용되고 있는 바, 이에 대한 지표인 중간수요비 즉 전방연관효과가 전체 산업평균 보다 높은 것으로 나타났다. 반면에 원자력 발전 산업 자체의 생산활동에서 필요로 하는 중간재에 대한 수요 즉, 후방연관효과는 전체 산업평균 보다 상당히 낮은 것으로 나타났다. 한편 원자력 발전 산업의 부가가치율은 다른 발전 산업 중에서 가장 높아서 경쟁관계에 있는 화력 발전산업에 비해 2배 이상의 부가가치를 창출하는 것으로 분석되었다. 원자력 건설 산업의 경제활동이 국민경제에 미치는 파급효과를 살펴보면 생산유발계수가 정부투자와 민간투자에 비해 높아 생산파급효과가 상대적으로 더 큰 것을 알 수 있다 그러나 수입유발계수는 정부투자와 민간투자에 비해 다소 높은 것으로 나타났다.

본 연구의 목적은 플루토늄 이용 국제환경을 조사·분석하여 우리나라의 플루토늄 이용 환경조성에 기여하는데 있다. 플루토늄 이용 국제환경에 영향을 푸는 것으로는 크게 핵비확산 체제, 플루토늄 이용에 대한 부정적 시각, 그리고 미국의 핵비확산 정책을 들 수 있다. 본 논문에서는 플루토늄 이용 환경을 이러한 세 요소에 입각해서 분석하였으며, 향후 플루토늄 이용에는 현재보다 더욱 엄격한 국제적 통제가 수반될 것으로 평가된다.

국제 원자력 협력이 증가함에 따라 양자간의 협력을 위한 법적 근거가 되는 원자력협력협정의 중요성이 정차 커져가고 있다. 본 논문에서는 미국의 원자력협력협정과 관련된 정책을 분석하기 위하여 우선 미국 원자력법 상의 관련 규정을 파악하고 미국 원자력협력협정이 체결 또는 개정되는 절차 등을 분석하였다. 또한 이들 절차가 실제 적용되는 사레를 파악함으로써 우리에의 시사점을 도출하였다.

미국이 1985년부터 시작된 중국에 대한 원자력 수출 금지를 1998년 3월 해제함에 따라 방대한 중국의 원전시장에 미국 원자력 산업체들이 진출할 수 있게 되었다. 미국은 중국과의 원자력 협력이 핵비확산 측면에서나 상업적 이익 측면에서 미국에게 유리하다는 판단을 내렸고, 중국도 미국의 원자력 기술 및 재원이 필요해서 양국이 합의에 도달한 것으로 보인다. 중국에 대한 원자력 수출은 이제 정치적 차원의 문제에서 상업적 차원의 문제로 변환됐다고 할 수 있다. 미국의 중국에 대한 원자력 수출 금지 해제는 미국산 기술에 근거한 우리나라의 경수로 관련 대 중국 수출을 가능케 함으로써 향후 우리나라의 원자력 수출 활성화에 기여할 것이다.

전면안전조치 협정국인 이라크의 비밀 핵무기 계발과 핵 개발 의혹국인 북한의 특별사찰 거부로 야기된 IAEA의 안전조치강화방안(Strengthened Safeguards System, SSS)은 기존의 IAEA 안전조치에 대한 효과성과 효율성을 제고하기 위하여 마련된 방안이다. 이 중 안전조치의 효과성은 핵물질의 전용 방지를 정확하고 빠르게 탐지하는데 있으며 이러한 안전조치의 효과성은 기술적인 방법과 정치적인 방법이 조화를 이루면서 획득될 수 있다. 기술적인 면에서는 정보제공과 접근확대에 대한 IAEA의 하부구조 개발이 순조롭게 진행됨으로써 효과성을 기대할 수 있다. 반면 정치적인 면에서의 효과성은 전면안전조치 협정국으로서 원자력에 대한 기술력을 확보한 국가의 조기참여예상으로 긍정적인 면이 있으나 이라크 및 북한, 그리고 부분 안전조치협정국의 참여 불투명은 SSS의 효과성을 단기적으로 떨어뜨리는 요인으로 작용할 것으로 딘인다. 따라서 IAEA는 상기불투명국의 SSS에의 참여를 유도하는 것이 안전조치의 효과성을 확보하기 위한 남은 과제라 할 수 있다.

안전조치강화방안의 보조약정은 기존의 INFCIRC/153에 의한 보조약정과는 달리 선택사항으로 분류되어있다. 그럼에도 불구하고 국가의 입장에서는 보조약정의 체결을 요구할 필요가 있다. 이는 보조약정이 추가의정서의 불확실성을 줄임으로써 국가의 권익을 명확히 제시할 수 있는 수단으로 활용될 수 있기 때문이다. 보조약정의 형태로써 Site Attachment가 제시되었으며 Site Attachment에 포함되어야 할 사항 7 가지가 분석되었다.

본 고에서는 지난 40여년간 우리나라 원자력 연구개발의 변천 및 추진과정을 시대별로 분석·정리하였다. 또한 1992년부터 착수된 원자력 연구개발 중·장기 계획의 성과와 자원 투입실적을 한국원자력연구소의 연구활동을 중심으로 분석하였으며, 현재 2단계 수행중인 동 계획의 효율적 수행을 위한 추진방안을 연구기획 및 관리시각에서 제시하였다.

A licensing approach for new fuel design is propose. It includes the possible licensing options to be taken according to the level of significance of design changes. This approach can be applied on legal grounds of the AEA, Article 44.3 and Article 21, but implies that the related ERAEAs should be revised or other alternative regulatory guidelines should be prepared. However, it is not intended to invoke additional requirements but rather to streamline and formulate the current practice by using one of supplementary provisions of the AEA, Article 104.2 which is recently enacted for approval of the technical report on a special topic.