• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.690-695
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• 1998

원자력시설에서 배출되는 고준위 방사선 페기물이나 TRU 둥의 심지층처분의 보완책으로서 핵변환 (Transmutation) 처리방안이 연구되고 있다 이 핵변환시스템의 냉각재로서 액체금속류가 고려되고 있다. 본 연구에서는 핵변환로에 적합한 냉각물질을 도출하기 위해서 보다 합리적인 선정방법으로서 의사결정방법을 이용하여 중점비교 대상인 나트륨(Na), 나트륨-칼륨 합금(Na-K alloy), 납(Pb), 납-비스므스 합금(Pb-Bi alloy)에 대한 정량적 평가를 시도하였다. 아울러 이 냉각재 후보물질에 대한 냉각재로서의 적합성 여부를 비교 검토하였다. 본 방법을 이용한 결과 핵 변화로의 냉각재로서는 납-비스므스 합금이 가장 적합한 것으로 평가되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.707-712
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• 1998

이종 코드에 의한 CE형 발전소의 대형 냉각재 상실 사고 해석이 수행되었다. 이 연구는 상대적으로 최근에 개발된 웨스팅하우스 대형 냉각재 상실 사고 해석 코드를 사용하여 영광 3&4호기의 대형 냉각재 상실 사고를 계산해 봄으로써 CE 대형 냉각재 상실 사고 해석 코드의 개선 방향을 고찰하는 것을 목적으로 하였다. 계산은 가장 제한적인 대형 냉각재 상실 사고의 Blowdown 및 Refill 기간 동안 수행하였다. 이 기간 동안의 RCS내 열수력적 거동 및 연료봉 온도 변화는 CE 대형 냉각재 상실 사고 해석 코드를 사용하여 계산한 경우와 크게 다르지 않음을 확인하였다. 따라서 향후 CE 대형 냉각재 상실 사고 해석 코드의 성능 개설은 Reflood 해석용 코드의 개선 및 개발을 중심으로 이루어져야 한다는 결론을 얻었다.

• Journal of KSNVE
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• v.8 no.4
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• pp.723-732
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• 1998

원자력 발전소에서 운전되고 있는 원자로 냉각재 펌프는 대형 수직 펌프로서 증기 발생기로부터 원자로에 냉각재를 순환시키는 중요한 역할을 담당하고 있다. 원자로 냉각재 펌프는 운전 조건 및 각종 결함에 따라 진동, 열적 변형, 마모 등의 비정상 상태에서 운전될 수 있으며, 이로 인한 발전소 신뢰성 저하의 원인이 된다. 따라서 이 펌프의 감시 및 진단에 대한 연구가 계속되어 왔으며 각종 시스템이 설치 운용되고 있다. 그러나 미국내의 거의 모든 냉각재 펌프 감시 시스템은 펌프의 고진동 여부만을 나타내며 진동의 원인을 진단하기 어렵다. 본 연구에서는 최근까지 주로 발생되었던 미국내 원자로 냉각재 펌프의 문제점을 분석하고 이들의 원인별 진동 특성을 지식베이스화 하였으며, 진단시스템 개발을 위한 알고리즘을 제안하였다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2002.07d
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• pp.2237-2239
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• 2002

원자력발전소 중 중수로 형 원전에서는 원자로 냉각재로 중수를 사용하고 있으며, 방사능 누출을 예방하기 위하여 폐회로 순환으로 냉각을 하게 된다. 운전 중 냉각재 량의 감소는 원자로 핵연료 냉각 율을 부족하게 하여 노심 안전성에 치명적인 결과를 초래할 수 있고, 열교환기 혹은 격납용기 대기 중으로 고방사화 중수가 누설될 경우에는 작업자의 피폭을 초래할 수 있다. 따라서 원전의 냉각재 량을 실시간, 온라인으로 감시하는 것은 원자로 냉각 안전성 뿐 만 아니라 작업자 보호측면에서 매우 중요하다. 현재, 국내뿐만 아니라 중수로 형 원전 설계국인 캐나다에서도 실시간 감시보다는 아직 수작업에 의해 오프라인 감시를 하고 있으며 정확도, 신 시간성 등에서 문제점들을 가지고 있다. 여기에서는 발전소 전체 중수 량 냉각재를 컴퓨터를 이용하여 실용적이고 신뢰도 높게 측정, 감시하는 방법론을 개발한 내용과 시스템에 대해 기술한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.440-445
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• 1996

본 논문에서는 가압기에 기포가 형성되기전 원자로 냉각재계통의 압력을 자동으로 제어할 수 있는 원자로 냉각재 압력 제어기를 개발하여 원전 시뮬레이터를 통해 설계된 제어기의 성능시험을 수행하였다. 그 결과 냉각재의 압력변동을 주는 환경 요인 발생시에도 설정치에 안정된 압력제어 특성을 보여주었다. 원전 기동시 압력제어에 본 논문에서 제안한 제어기를 적용할 경우 운전원의 운전부하를 줄여줄 것으로 예측된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.531-537
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• 1995

본 논문에서는 증기폭발의 전파과정을 해석하기 위한 수학적 모델을 제시하였다. 이 모델은 용융물, 용융파편, 그리고 냉각재 기상과 액상 둥 4상 유체의 2차원적인 천이거동을 지배방정식 및 관련상관식의 수치적 해를 구함으로써 증기폭발의 전파속도 및 폭발압력 등을 예측할 수 있다. 모델에 사용된 주요 상관식은 용융물 분쇄, 냉각재 상변화, 에너지 교환, 그리고 운동량 교환함으로 구성되어 있다. 냉각재의 상태를 결정하는데 있어서 냉각재의 기상과 액상 사이의 열역학적인 비평형을 허용할 수 있도록 냉각재의 상태방정식을 구성하였다. 주석/물의 증기폭발에 대한 예제계산을 수행한 결과 폭발의 전파속도 및 압력 등에 있어서 합당한 것으로 밝혀졌다. 또한 중요한 초기변수(중기 분율, 용융물 분율) 및 관련상관식에 대한 민감도 분석을 수행함으로써 모델개선을 위한 중요인자를 제시하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.3
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• pp.393-402
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• 1995

The structural analysis of the reactor coolant system mainly consist of too fields. The one is the static analysis considering the impact of pressure and temperature built up during normal operation. The other is the dynamic analysis to estimate the impact of postulated events such as the seismic loads or postulated branch line pipe breaks event. Since the most important goal of the RCS structural analysis is to prove the safety of the RCS during normal operation or postulated events, a widely proven theory having enough conservatism is adopted. The load occurring on the RCS during normal operation is considered as the basic design loading condition throughout whole plant life time. The most typical characteristic of the RCS during normal operation is the thermal expansion of the RCS caused by reactor coolant with high temperature and pressure. Therefore, the exact estimation on the thermal movement of the RCS is needed to get more clear understanding on the thermal movement behavior of the RCS. In this study, the general structural analysis concept and modeling method to evaluate the thermal movement of the RCS under the normal plant operation condition are presented. To discuss the validation of the suggested analysis, analysis results are compared with the measured data which ore referred from the standardized 1000 MWe PWR plant under construction.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.649-656
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• 1996

RELAP5/MOD3.1.2을 이용하여 영광3/4호기의 부분충수운전중 정지냉각계통 기능상실사고를 모의하였다. 이 해석은 노심에서 발생되는 증기를 가압기 Manway로 배출시켜 노심을 냉각할 경우, 증기발생기 2차측 냉각재 유무에 따르는 계통거동을 분석한 것이다. 해석결과, 노심에서의 비등은 사고후 약 6분 경에 발생하였으며, 증기발생기 2차측에 냉각재가 없는 경우는, 냉각재가 채워져 있는 경우보다 0.16 bar 더 높은 1.8 bar의 계통 압력을 나타내어, 현재의 운전절차서에 제시한 RWST의 수위 (70%)로는 중력주입이 불가능한 것으로 밝혀졌다. 이런 해석결과를 토대로 할 때, 부분충수 운전중 증기발생기 2차측 냉각재는 최소한 한 대에는 충수하고, RWST 수위 제한치도 84 % 이상으로 증가시키는 운전 절차서의 개정이 필요한 것으로 판단된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.276-282
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• 1996

일체형원자로는 노심, 증기발생기, 가압기, 펌프 등 1차측 주기기들을 하나의 압력용기안에 모두 포함하고 있고, 또 1차측 냉각재가 원자로 안에서만 순환하므로 기존의 분리형원자로에 비해 구조특성상 대용량 원자로 냉각재 상실사고(LBLOCA)의 발생 가능성을 원천적으로 제거할 수 있다. 반면 원자로 냉각재의 보충 등을 위한 소형 배관의 파단 가능성은 역시 존재하므로 소용량 원자로 냉각재 상실 사고(SBLOCA)는 여전히 존재한다. 따라서 현재 한국원자력연구소에서 연구 개발중인 중소규모 전력생산 및 열 활용 목적의 일체형 원자로에는, 원자로 압력용기 외부에 별도의 압력용기(안전용기)를 설치하여 SBLOCA시 원자로 압력용기로부터 방출되는 냉각수를 안전 용기내에 보관하도록 함으로써 사고시 외부로의 방사성 물질 유출 가능성을 획기적으로 줄 일수 있는 설계 개념을 도입하고 있다. 본 논문에서는 안전용기의 설계시 효율적인 냉각방식에 대한 열유체 해석적 접근을 시도하였고, 예비개념설계된 일체형 열병합원자로의 설계상의 특징들 및 안전용기 설계시 앞으로의 연구방향 등도 간략히 소개하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.732-737
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• 1997

본 연구에서는 IFC6.0코드 검증과 개선점 파악을 목적으로 유럽공동체 연구소 JRC-Ispra에서 수행한 Faro L-14실험을 모의하였으며 이는 ISP-39 참여하에 수행하였다. ISP-39는 용융물과 냉각재 반응 시 용융물 냉각 현상에 있어 관련 해석 코드를 검증하고 각 코드의 한계점을 파악하는데 그 목적을 두고 있다. 계산 결과 용기 내 압력상승 및 냉각재 상승에 관한 경향은 잘 모의하고 있다. 한편 절대값에 있어 실험치에 미치지 못하는 것은 냉각재와의 혼합 시 용융물의 분쇄가 실제보다 덜 예측되고 이에 따른 열전달량의 예측 미달로 인한 것으로 보이며 결국 Lagrangian코드개발의 필요성이 확인되었다.