• 기계저널
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• 제33권5호
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• pp.393-404
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• 1993

원자로 압력용기의 수명 및 건전성을 결정짓는 중성자 조사취화현상에 대해 손상과정, 기구, 영 향인자, 예측 및 평가방법을 소개하였다. 용기재료의 현상, 특성과 설계, 제조, 운전시의 건전성 확보를 위한 활동 및 방법도 함께 살펴보았다. 설계시는 물론 수명기간 동안 건전성을 유지하 면서 운전하고 나아가 수명연장 운전을 위해서는 용기의 상태(파괴인성치, 결함, 작용응력)를 정확히 진단, 예측, 평가해야 하고, 이들이 건전성에 미치는 영향평가와 건전성 평가방법을 통한 수명예측 기술의 확보가 매우 중요하다. 특히, 고리 1호기가 가동된지 15년이 되어 계속적인 감 시가 요구되고 수명연장 타당성 연구를 추진중에 있으며, 영광 3, 4호기를 시작으로 앞으로 건 설되는 원자로가 국내에서 제작 . 설치되고, 설계 및 소재의 국산화율을 높이고자 하는 우리나 라에서는 더욱 그러하다. 미소시험법 및 시편재활용 기술개발을 통한 시험자료의 확충과 국내 원자로에 대한 데이터베이스 구축 및 각 발전소 특유의 경향곡선 확립 . 적용이 필요하며, 조사 손상 기구 및 모델링 관련연구가 계속되어야 한다. 조사효과에 대한 기초 및 응용연구는 1994년 한국원자력연구소의 다목적연구용원자로(MRR ; multipurpose research reactor) 가동과 더불어 더욱 활발해질 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권3호
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• pp.361-370
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• 1993

국내 가압 경수로는 핵연료 재장전후 해당 주기 노심핵설계의 타당성 및 안선 제한치의 만족 여부를 확인하기 위하여 저출력에서 노물리 시험을 수행한다. 그러나 고리 3호기 7주기를 포함한 일부 저출력 노물리 시험 중 step 반응도를 삽입한 후에도 반응도가 서서히 증가하는 기이한 현상이 나타났다. 이러한 현상은 시험시 중성자속 준위가 낮고 노외 핵계측기로 비보상형 전리함을 사용하기 때문에 감마 background가 존재하여 생기는 것이다. 이로 인해 노물리 시험 결과는 많은 오차를 포함할 수도 있는 것이다. 본 연구에서는 반응도가 증가하는 현상을 정량적으로 분석하고 기준 제어봉 제어능 측정 시험을 모사함으로써 노물리 시험 결과의 오차를 줄일 수 있는 방법을 제시하고 이후의 노물리 시험에 적용하여 확인하였다. 또한 감마 background 준위를 산정한 후 중성자속 준위를 조정하여 기준 제어봉 제어능 측정 시험을 통해 감마 background의 영향을 받지 않는 중성자속 준위를 결정하였다. 결정된 중성자속 준위는 핵가열이 발생하는 중성자속의 3/10이다. 이것은 기존의 상한치보다 3배 증가된 것이다. 이 결과는 고리 4호기 7주기 및 영광 1호기 7주기 노물리 시험에 성공적으로 적용되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제17권4호
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• pp.256-266
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• 1985

냉각재 유량상실 사고가 가압경수형 원자로인 고리 1호기에 대하여 해석되었다. 냉각재 유량 상실 사고는 그 심각도에 따라 다음과 같이 3가지로 분류된다. 즉, 일부 유량 상실사고, 완전 유량 상실 사고, 그리고 펌프 축 고착 사고이다. 사고 해석은 계통 과도 현상 및 평균 노심분석, DNBR 계산, 그리고 고온점 분석의 3단계로 수행된다. 원자로 계통과도 현상 코드인 KTRAN이 본 사고를 빠른 시간에 모사할 수 있도록 개발되었다. DNBR계산을 위해서는 열수력학 코드인 SCAN및 COBRA IV-I가 채택되었으며, 고온점 분석을 위해서는 연료봉 과도 현상 코드인 LTRAN이 쓰였다. 이러한 전산코드 시스템은 과도 현상 해석에 빨리 응답하여야 한다. 왜냐하면 사고가 발생한 후 수 초안에 심각한 상태에 이르기 때문이다. 불행히도 KTRAN코드에 의하여 이러한 목적은 충족되지 않았다. 그러나 다른 계통 해석 코드에 비하여 잔은 계산 시간에도 불구하고 KTRAN에 의한 계산 결과는 FSAR의 결과와 전반적으로 잘 일치함으로써 KTRAN코드가 사고 해석에 유용함이 밝혀졌다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제14권4호
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• pp.186-195
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• 1982

SYSRAN code를 사용하여 고리 1호기의 중기배관파열사고를 분석하였다. SYSRAN code는 중성자출력과 열선속계산은 각각 점근사 중성자 운동방정식과 집중정수 모형을 이용하고 냉각수 계통 과도현상에 대해서는 전 계통을 균일한 압력으로 취급하여 질량 및 에너지 평형방정식을 이용하여 계산한다. 사고 결과를 심각하게 만드는 노심상태로 부냉각재 온도계수가 커지는 노심말기와 증기발생기의 유체함량이 가장 많은 고온 정지상태를 호기조건으로 하여, 격납용기외부의 가장 큰 배관면적인 1.4f $t^2$ 크기의 증기배관이 파열되었을때 Moody critical flow model에 따라 증기가 방출된다고 가정하여 분석하였다. 그 결과 노심의 최대 열선속은 사고후 60초에 정상상대의 38%로서 FSAR의 26%에 비해 높은 값을 나타냈으나 모든 과도현상의 경향은 FSAR의 결과와 잘 일치하였다. 민감도 조사결과 이 사고는 냉각재밀도 계수와 노심 하부공간혼합인자에 가장 민감한 것으로 나타났다. B bank중 한 개의 RCCA가 완전인출 상태에서 노심에 삽입되지 않았다고 가정했을 경우의 FSAR 분석결과인 $F_{$\Delta$H}$를 3.66으로 Fz를 1.55로 하여 DNBR을 계산해 본 결과, 최소 DNBR은 1.62가 되어 핵연료의 손상은 예상되지 않았다. 점근사중성자 운동방정식, 집중 정수모형 및 질량과 에너지평형 방정식을 이용한 계통 과도 현상모델은 발전소 전 계통의 과도 현상의 경향을 연구하는데 적합한 것으로 밝혀졌다.구하는데 적합한 것으로 밝혀졌다.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2015년도 제49회 하계 정기학술대회 초록집
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• pp.116.1-116.1
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• 2015

원자력 발전소 고리 1호기의 해체가 결정됨에 따라 발전소를 구성한 금속기기의 제염처리가 대두되고 있다. 금속 방사성폐기물 중 상당수는 그 자체가 방사성 오염 물질이라기보다는 오염 핵종이 표면에 부착하고 있는 경우가 많아 제염 공정을 거쳐 폐기한다면 보관해야 하는 양을 획기적으로 줄일 수 있을 것이다. 이에 따라 본 연구실에서는 플라즈마트론을 이용한 방사성 폐기물 건식제염처리에 대하여 연구하였다. 본 실험에서는 방사성을 띄지 않는 동위원소 Co sheet와 DC 플라즈마트론을 사용하였다. Ar 1000 sccm을 고정으로 비율(10:0, 9:1, 8:2, 7:3, 6:4), 거리(20 mm, 30 mm 40 mm), 시간(60 sec, 120 sec, 180 sec)을 변수로 두어 실험하였다. 결과적으로 기체의 혼합비가 4:1일 때 최대 식각율 $9.24{\mu}m/min$을 확인했다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.961-966
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• 1995

국내 상업적으로 운용증인 경수로 원자력 발전소중, 중기발생기의 건전성 유지를 위하여 보수 유지에 많은 비용을 소비하고 있다 특히 중기발생기 전열관으로 사용되는 inconel 600 재질에 많은 문제점이 발생되었다. 전열관 파손에 대한 보수 및 방지기술은 plugging, sleeving, shot penning, Ni-plating 등이 있다. 특히 최근에 개발된 고출력 Nd:YAG 레이저를 이용한 sleeving 보수 기술이 개발되었다. Nd:YAG 레이저를 이용한 보수 방식은 미국의 WH 및 일본의 MHI 등이 선정하여 실용화 단계에 있으며, 이는 광섬유로 전송이 가능한 Nd:YAG 레이저를 이용하여 원격으로 가공할 수 있는 기술이다. 현재 한국 원자력 연구소에서는 전열관 레이저 보수 용접에 대한 개념을 확립하고 장비 및 기구를 개발하였으며, 고리 1 호기 전열관규격에(7/8") 3/4" sleeve tube를 삽입하여 약 50 m 떨어진 곳으로부터 원격 레이저 용접을 실험실적 규모로 실증 하였다.모로 실증 하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제24권3호
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• pp.236-242
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• 1992

노심의 과온도 Delta-T보호식에 설정된 동적보정함수들의 시정수 변화에 따른 특성이 조사되었으며, 출력운전 중 제어봉집합체의 비통제된 인출사고의 경우에 있어서 위 동적보정함수들의 과온도 Delta-T보호식에 대한 영향을 시스템 코드인 NLOOP및 노심열수력 코드인 PUMA를 사용하여 연구하였다. 위 연구를 바탕으로, 과온도 Delta-T 보호식의 동적보정함수에 대한 최적화 절차가 제시되었으며, 고리 3&4 호기 친이노심의 경우에 대해 최적화된 동적보정함수를 구하였다. 그 결과, 시스템의 최소 DNBR에 가장 영향을 줄 수 있는 동적보정함수는 노심평균온도에 대한 lead-lag항으로 판명되었으며, 이때 최적화된 시정수값은 lead시간 21초, lag시간 4초로 나타났다. 이러한 동적보정함수의 최적화를 통하여 안전한계치를 변경하지 않고서도 노심의 운전영역을 개선할 수 있을 것으로 기대된다.

• 물과 미래
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• 제23권4호
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• pp.445-457
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• 1990

난류 및 부력효과가 강한 온배수 확산을 예측하기 위하여 난류모델을 이용한 수치모델의 개발이 두드러지고 있다. 본 연구는 정지수역으로 유입하는 온배수 수치모델을 개발하였다. Reynolds 응력항 및 난류 열 프럭스항의 처리를 위하여 k-$\varepsilon$난류모델에 온도자승유동항과 이의 감쇄율 전달방정식을 추가한 4-방정식 난류모델을 이용하였다. 지배방정식을 부분적인 포물형태의 전환을 통한 수치해석이 이용되었다. 계산결과는 Pande 등의 실험결과와 비교적 잘 일치하였고, McGuirk 등의 2-방정식 난류모델에 의한 해석결과와 비교분석하였다. 아울러 고리 원자력 1호기에의 적용을 통하여 본 모델의 실용성 및 타당성 입증하였다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제6권1호
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• pp.43-49
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• 2010

The piping failure probability of the reactor coolant system in Kori unit 1 was evaluated considering stress corrosion cracking. The P-PIE program (Probabilistic Piping Integrity Evaluation Program) developed in this study was used in the analysis. The effect of some variables such as oxygen concentration during start up and steady state operation, and operating temperature, which are related with stress corrosion cracking, on the piping failure probabilities was investigated. The effects of leak detection capability, the size of big leak, piping loops, and reactor types on the piping failure probability were also investigated. The results show that (1) LOCA (loss of coolant accident) probability of Kori unit 1 is extremely low, (2) leak probability is sensitive to oxygen concentration during steady state operation and operating temperature, while not sensitive to the oxygen concentration during start up, and (3) the piping thickness and operating temperature play important roles in the leak probabilities of the cold leg in 4 reactor types having same inner diameter.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제13권2호
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• pp.63-72
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• 1981

핵연료 집합체의 예기치 않은 파손으로 인하여 설계 근거 재장전 방침이 변경되면 원자로심내에서의 출력 분포 비균형을 막기 위하여 파손된 핵연로 집합체 이외에 대칭 위치의 집합체도 제거되어야 할 경우가 있다. 이와 같은 때에 제거된 핵연료 집합체가 설계연소도에 미달되는 경우 이를 다시 사용하여 핵연료 이용률을 증진시키는 것이 연구되었다. TDCORE 코드가 노심ㆍ해석을 위해 이용되었으며, 최적장전모형을 찾는 코드로는 RELOAD-II가 이용되었다. 고리 1호기에 적용한 결과, 제 1주기말에 제거된 비교적 적게 연소된 4개의 핵연료집합체를 제 3주기에서 이용할 경우 주기 연소도가 l1648 MWD/MTU(가동율 : 80%)에 이를 수 있음을 알 수 있었으며 평형주기까지의 장전모형을 추적하였다.