• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.32 no.4
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• pp.168-177
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• 2007

A neural network model to evaluate the neutron exposure on the reactor pressure vessel inner diameter was developed. By using the three dimensional synthesis method described in Regulatory Guide 1.190, a simple linear equation to calculate the neutron spectrum on the reactor pressure vessel was constructed. This model can be used in a quick estimation of fast neutron flux which is the most important parameter in the assessment of embrittlement of reactor pressure vessel. This model also used in the selection of an optimum core loading pattern without the neutron transport calculation. The maximum relative error of this model was less than 3.4% compared to the transport calculation for the calculations from cycle 1 to cycle 23 of Kori unit 1.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.606-611
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• 1998

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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.119-124
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• 1997

원자로 압력용기의 수명연장을 위해 중성자속 조사량을 감소시키려면 여러 가지 방법이 있고, 각 방법의 효율성을 비교 검토하기 위해서는 새로운 노심 해석 방법이 필요하였다. 본 연구에서는 고리 원자력 1 호기 반사체영역에 Radial Reflector를 삽입한 경우에 대해 노달코드를 이용하여 압력용기 표면의 중성자속 분포를 계산하는 방법론을 개발하고, Radial Reflector 설치의 효과를 검토하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.777-782
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• 1998

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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.905-910
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• 1995

영광 3·4호기 원자로 압력용기에 대한 고속중성자 조사량을 계산하기 위하여 MCNP코드로 3차원 모델링을 하였다. 중성자선원은 출력분포에 의해 핵연료집합제 단위로 하였고 원자로심부터 원자로 압력용기 밖까지 핵분열 반응을 포함한 모든 반응에 대해 중성자를 수송시켰다. 원자로 압력용기 안쪽 면에서의 고속중성자 플루언스는 기존의 연구자와 비교할 때 큰 차이가 있었다. 그러나 이번 연구의 계산방법이 보다 신뢰할 수 있기 때문에 앞으로의 연구를 통하여 기존의 연구방법과 비교하는 것이 필요하다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.2
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• pp.248-259
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• 1995

고리 3호기 원자로를 대상으로 압력용기에서의 고속중성자 집적량을 계산하였다. 수송계산에는 2차원 각분할 수송코드인 DOT 4.3을 사용하였고 핵단면적 라이브러리는 ENDF /B-II와 ENDF /B-III를 근거로 한 CASK와 ENDF /B-IV를 근거로 한 BUGLE80, 고리고 ENDF /B-Ⅵ를 근거로 한BUGLE93 등이다. 사용한 핵단면적에 따른 압력용기에서의 고속중성자속 분포를 살펴보고 최근에 배포된 BUGLE93 라이브러리의 Dosimeter File을 사용하여 1, 2차 감시시험에서 측정된 중성자 측정시료의 방사능으로부터 계산된 고속중성자속 측정치를 계산된 고속중성자속과 비교하였다. 이 비교를 통하여 압력용기에서의 고속중성자속과 수명기간동안의 고속중성자 집적량을 평가하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.600-605
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• 1997

Sandia National Laboratories(SNL)에서 수행된 원자로 용기의 고온, 고압 크리프 파괴 실험의 하나인 Lower Head Failure-1(LHF-1)에 대한 코드 해석을 수행하였다. 해석 코드로는 범용 유한요소 구조해석 코드인 ABACUS를 사용하였고, Idaho National Engineering Laboratory(INEL)의 크리프 데이터를 이용하였다. 크리프 해석에는 strain hardening 식을 적용하였고, 크리프 데이터를 적용하기 위해서 user subroutine을 개발하였다. 민감도 분석의 일환으로 내부 압력을 1.2배로 증가시킨 경우에 대해 수행한 해석 결과가 실험 결과와 유사하였다 해석 결과를 분석하여 현 크리프 데이터의 절대적 부족을 확인하였고, 크리프데이터 생산을 위한 크리프 시험을 계획하였다.

• Journal of the Korean Institute of Gas
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• v.7 no.3 s.20
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• pp.58-64
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• 2003

This paper presents design safety analysis of pressure vessels. The gas pressure and thermal loads are applied to the pressure vessel simultaneously. In this study, ASME Sec. VIII Div. 2 code was accepted for the safety design of high-pressure vessel. And this result was analyzed using a coupled thermal-mechanical FEM analysis technique. The FEM computed result shows that ASME design code may not guarantee for combined loads of high gas pressure and thermal loads. And solid pressure vessel may be safe compared to other pressure vessels with supporting rings round the cylinder body.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.2 no.1
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• pp.69-75
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• 2004

DORT and ORIGEN2 code were used for calculation of neutron flux and inventory in reactor pressure vessel(RPV) of Kori unit-1, To calculate neutron flux using DORT code, the reactor was divided into 94 mesh from the center of core to RPV and from 0 to 45 degree along the azimuth. The cross-sections of main nuclides were recalculated using neutron flux in the RPV region. The results showed that 95% of the total activity in RPV came from the nuclides of $^{55}$ Fe, $^{60}$ Co, $^{59}$ Ni and $^{63}$ Ni. And the total activity with cooling of more than 50 years after decommissioning was no more than 0.2% of at the time of shutdown. Considering the weight of RPV is 210 tons, the initial total activity of RPV reached 5.25${\times}$10$^{6}$ GBq. To verify results of ORIGEN2 calculation, comparison between calculated and measured value at RPV of Kori unit-1 was peformed. The comparison results showed a good agreement.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.915-920
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• 1998

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.