• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.67-72
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• 1996

수격현상(Waterhammer)으로 인한 과도압력하중은 월성원자력발전소 비상노심냉각계통 (Emergency Core Cooling System : ECCS) 설계의 주요 고려사항이다. 비상노심냉각계통은 특수안전계통으로서 냉각재상실사고(Loss of Coolant Accident : LOCA)후 일차열수송계통을 다시 채워주고 핵연료 손상을 막기위해 노심으로부터 잔열 및 붕괴열을 제거한다. 일차열수송계통으로의 비상냉각수 주입은 고압주입, 중압주입, 저압주입 3 단계로 주입된다. 과도압력이 발생될 것으로 예상되는 고압주입과 중압주입에 대한 6가지 사례들이 ECCS의 배관과 지지대 설계를 위해 고려되었다. 모든 사례에 대한 비상노심냉각계통의 과도압력 현상은 PTRAN 코드에 의해 해석 되었고 해석된 최고과도압력은 설계압력보다 작음을 알게 되었다. 모든 사례의 최고압력과 최고차압은 비상노심냉각계통 배관 및 지지대 설계를 위한 응력해석 자료로서 사용될 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.3
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• pp.439-446
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• 1995

원자력 발전소 안전성 향상을 위한 노력으로 현재 안전계통의 단순화및 피동화에 대한 연구가 활발히 지속적으로 수행되고 있다. 개량형 중수로에서는 특수 안전계통의 하나인 비상노심냉각계통의 피동화 및 단순화 방안을 다각적으로 검토한 결과, 비상노심냉각계통의 압력이 열수송계통(Heat Transport System) 압력보다 일정 크기 이상일 때만 파열되는 일방향파열판(One-way Rupture Disc)을 개발하여, 계통에 도입함으로써 전기적인 신호와 힘에 의해 작동되는 밸브 갯수를 크게 줄일 수 있게 되었고 이로 인해 계통의 피동성이 향상되었으며, 계통구성 측면이나 운전 측면에서도 단순화를 이루었다. 또한 물보다 비중이 작고 가스주입 차단 기능이 뛰어난 볼(Floating Ball)을 고압용 비상노심냉각 물탱크 내부에 설치하여 종래의 차단밸브 기능을 수행하게 함으로써 전동식 차단밸브를 제거할 수 있게 되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.327-332
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• 1995

가압중수형 원자로의 원자로건물내 주중기관 파단사고는 냉각재 상실사고와는 달리 핵연료 건전성이 유지됨에도 불구하고 파단 부위를 통한 과도한 중기 방출에 따른 일차측 급냉 및 감압에 의하여 경수를 수원으로 사용하는 비상노심냉각 계통(Emergency Core Cooling System:ECCS)의 작동으로 인하여 일차측 중수의 규정농도가 규정치 98% 이하로 저하되어 교체 또는 승급을 요하는 막대한 경제적 손실을 초래 할 수 있다. 원자로건물내 주중기관 파단사고시 비상노심냉각계통의 작동을 방지 또는 지연시키기 위한 운전기법으로 이차측 급수의 차단을 고려하였다. 주증기관 파단크기 50% 이하 범위에서는 원자로 정지후 급수 차단을 통해 비상노심냉각계통 작동을 막을 수 있음이 평가되었다.

• Journal of the KSME
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• v.20 no.5
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• pp.400-409
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• 1980

원자력발전소 안전성확보란 하루아침에 완성되는 것이 아니라 모든 분야의 최신기술이 종합되어 계속 수행되어야 하는 과제이다. 원자력분야에 초보자를 위해서 2절에서는 안전성의 중요성에 대하여 가상사고를 한 예로써 설명하였으며 이런 사고를 대비하여 어떤 조치가 취해지고 있는 가를 설명하기 위하여 비상노심냉각계통구조에 대해 언급하였다. 현재까지의 지식으로는 비상 노심냉각계통만 제대로 작동한다면 사고로 인한 피해는 적으리라고 예상된다. 미국 TMI사고에 서도 운전자가 오판으로 작동중인 비상노심냉각계통을 정지시키지 않았다면 사고의 피해는 크지 않았을 것으로 평가되고 있다. 3절과 4절에서는 가장 위험한 사고로 알려진 냉각재상실사고가 일어 났을 때 어떤 물리적 현상이 생기며 이런 현상을 완전히 파악하여 사고를 해석하고 사고의 영향을 줄이기 위해서는 어떤 기술적인 문제가 해결되어야 하는가를 소개하였다. 5절에서는 LOCA연구현황을 소개하였다. 학계에서 특히 열유체분야에 연구경험이 많은 사람이 조금만 관 심을 가져도 자기전공의 지식을 원자로안전성 연구에 이용하리라 기대된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.321-327
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• 1996

울진 3,4호기 안전주입계통의 용량 변화가 가상적인 대형파단 냉각재상실사고 거동에 미치는 현상을 파악하여 이를 후속호기 계통설계 및 사고해석을 위한 안전주입계통의 최적화에 활용하고자 하였다. 본 논문에서 해석은 USNRC 가 승인한 ABB-CE 평가 모델을 적용하여 수행하였으며, 이의 결과 대형파단 사고시 안전주입탱크 용량을 울진 3,4호기의 60% 까지 줄였을 때에도 경수로용 비상노심냉각계통 허용기준$^{(1)}$ 을 만족하였다. 또한 저압 안전주입계통을 고려하지 않았을 경우, 안전주입탱크 용량을 울진 3,4호기의 60%, 고압 안전주입유량을 울진 3,4호기의 175%로 가정했을 때 경수로용 비상노심냉각계통 허용기준을 만족함을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.23 no.1
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• pp.124-136
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• 1991

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.26 no.2
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• pp.161-167
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• 1994

This paper presents a concept of a pressure tube-type water-cooled reactor without the emergency core cooling system. It adopts an innovative fuel channel design using metallic fuel matrix to improve heat transfer from fuel to moderator at loss of coolant cooling. The heat produced in the fuel is cooled by the coolant system during normal operation, but by the passive moderator system at loss of coolant cooling including the loss-of-coolant accident(LOCA). Simple analysis shows that the fuel channel temperature can be maintained within the permissible range for both normal operation and a complete LOCA.

• 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 Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.519-524
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• 1996

울진 3,4호기 안전주입계통의 용량 변화가 가상적인 소형냉각재상실사고 거동에 미치는 민감도 해석을 수행하여 이를 System 80 설계발전소의 CESSAR-F 와 비교함으로써 후속호기 계통설계 및 사고해석을 위한 안전주입계통의 최적화에 활용코자 하였다. 본 논문에서 해석은 USNRC가 승인한 ABB-CE 평가 모델을 적용하여 수행하였으며, 이의 결과 소형 파단 사고시 안전주입탱크의 용량 및 고압 안전주입유량을 울진 3,4호기의 60% 까지 줄였을 때에도 경수로용 비상노심냉각계통 허용 기준$^{(1)}$ 을 만족함을 확인하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2003.05a
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• pp.174.2-174.2
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• 2003