• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.362-367
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• 1996

CANDU-6형 원자력발전소인 월성 2,3,4호기 비상급수계통의 성능을 평가하기 위하여 설계기능 수행과 관련된 변수로서 격납건물내 집수조(sump) 온도와 열수송계통으로 주입되는 냉각재온도를 사용한 분석을 수행하였다. 이 온도들은 NTU(Number of Transfer Unit)방법을 이용한 비상노심 냉각계통 열교환기의 열전달속도와 열전달계수의 해석을 열평형관계식과 함께 조합한 프로그램을 사용하여 계산하였다. 또한 증기발생기 급수량과 추후 수조에 공급되는 보충수에 대한 설계요건을 검토하였다. 이러한 변수와 설계요건은 비상급수계통이 발전소 정상 열제거기능 상실후 노심의 붕괴열제거에 유효한 열침원으로서의 기능을 수행함을 보여 주었다. 또 격납건물의 건전성 유지와 관련된 집수조내 최고온도가 허용치 이하로 유지되었다.

• Proceedings of the Korean Information Science Society Conference
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• 2004.10b
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• pp.643-645
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• 2004

발전계통 시뮬레이션은 CFO(전산유체역학)을 이용한 시뮬레이션으로서 다차원 미시적인 현상에 대한 시뮬레이션을 뜻한다. 주요 특징으로써 다수의 컴포넌트로 구성된 계통의 다양성으로 보일러, 급수계통, 증기계통, 복수계통 등 다양한 계통들이 존재하고 있다. 따라서 다양한 컴포넌트 모듈을 저장할 수 있는 GUI(Graphic User Interface) 기반의 시뮬레이션 툴이 필요하게 되었다. 현재 발전계통 시뮬레이션 툴의 문제점은 외국의 상용화 툴에 전적으로 의존하고 있으며 이는 곧 시뮬레이터 유지 보수의 어려움을 초래하게 되었다. 본 논문에서는 발전계통 시뮬레이션을 위한 컴포넌트 모듈의 생성, 모듈과 그래픽 라이브러리간의 연결, 유량-압력 알고리즘을 이용한 계통 Solver를 설계하고 멀티스레드를 이용한 복수개의 계통 시뮬레이터 구현 방법을 소개한다.

• Journal of Energy Engineering
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• v.26 no.2
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• pp.12-22
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• 2017

Korea Hydro & Nuclear Power Co. (KHNP) has implemented engineering programs for operating nuclear power plants. Engineering programs are maintenance rule (MR), functional importance determination (FID), single point vulnerability (SPV) and functional equipment group (FEG). Recently, KHNP has developed engineering programs for APR1400 feedwater supplying system to establish the advanced engineering system and will verify the suitability of engineering programs through implementing in new nuclear power plant. Consequently, it is expected that the reliability of APR1400 feedwater supplying system will be improved by implementing engineering programs.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.10a
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• pp.213.1-213
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• 2001

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2002.05a
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• pp.188.1-188
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• 2002

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1999.10a
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• pp.175.2-175
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• 1999

• Korean Chemical Engineering Research
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• v.55 no.2
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• pp.170-179
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• 2017

We investigated design requirements of feed water drain and hydrogen vent systems for the sodium-water reaction pressure relief system (SWRPRS) of the prototype generation IV sodium cooled fast reactor (PGSFR). We evaluated the areas of the gas vent pipe of the water dump tank and the length of the water drain pipe of the steam generator to rapid drain of the water steam inside the steam generator for the normal and refueling operations, respectively. We also calculated the diameter of the gas vent pipe of the sodium dump tank which met its design pressure.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.120-125
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• 1996

영광 3,4호기 시운전시 저출력에서 증기발생기 수위 자동 조절이 어려웠던점을 바탕으로 급수 조절밸브의 용량을 검토하여 급수조절밸브의 최적 용량 계산을 하였다. 급수조절밸브의 성능을 모사하기 위해 계통성능해석 전산코드인 LTC 코드를 이용하였다. 급수조절밸브의 최적 용량 계산 결과 기존의 경우보다 용량이 증가되었으며 LTC 코드로 성능을 모사하여 분석한 결과 기존의 저출력 운전시 발생하였던 문제점들이 해결될 수 있을 것으로 판단되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.741-746
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• 1997

본 연구에서는 울진 3, 4호기 보조급수계통의 1/4 다중안전계통에 대해 기기불이용도식을 유도하여 점검주기 변화에 따른 기기 불이용도를 평가하였고 계통단계에서는 IRRAS Code를 사용하여 계통 불이용도를 평가하였다. 그리고 선형 열화 모델을 이용하여 잦은 점검으로 인한 역효과가 계통 및 기기 불이용도에 미치는 영향을 평가하였다. 상기 역효과를 고려하였을 경우 점검주기 변화에 따른 기기 및 계통의 불이용도는 거의 유사한 경향을 보였고 점검주기가 대략 2개월에서 기기 및 계통 불이용도가 낮게 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.4
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• pp.470-482
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• 1995

The Ulchin 3&4, which are 2825 MWt PWRs, adopted Safety Depressurization System (SDS) to mitigate the beyond design basis event of Total Less of Feedwater(TLOFW). In this study the results and methodology of the analyses for the determination of SDS bleed capacity are discussed. The SDS design bleed capacity has been determined from the CEFLASH-4AS/REM simulation according to the following design criteria : 1) Each SDS flow path, in conjunction with one of two High Pressure Safety Injection (HPSI) pumps, is designed to have a sufficient capacity to prevent core uncovery if one SDS path is opened simultaneously with the opening of the Pressurizer Safety Valves (PSVs). 2) Both SDS bleed paths are designed to have sufficient total capacity with both HPSI pumps operating to prevent core uncovery if the Feed and Bleed (F&B) initiation is delayed up to thirty minutes from the time of the PSVs lift. To verify the results of CEFLASH-4AS/REM simulation a comparative analysis kas also been per-formed by more sophisticated computer code, RELAP5/MOD3. The TLOFW event without operator recovery and TLOFW event with F&B are analyzed. The predictions by the CEFLASH-4AS/REM of the transient too phase system behavior are in good qualitative and quantitative agreement with those by the RELAP5/MOD3 simulation. Both of the results of analyses by CEFLASH-4AS/REM and RELAP5/MOD3 have demonstrated that decay heat removal and core inventory make-up can be successfully accomplished by F&B operation during now event for the Ulchin 3&4.