• Nuclear industry
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• v.7 no.12 s.58
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• pp.78-83
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• 1987

GE nuclear Energy는 미국에너지성(DOE)의 개량형액체금속원자로계획의 일환으로 표준화된 멀티플블록 발전소의 기본발전유니트인 PRISM(Power Reactor, Inherently Safe Module)을 개발하고 있다.

• The Science & Technology
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• no.7 s.410
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• pp.38-41
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• 2003

꿈의 원자로 액체 금속로 연구에 몰두, 바닷물을 담수로 바꾸는 원자로 개발 성공, 건설중인 '북한원전' 투명성 확보할 것, '원자력은 안전' 국민 이미지 개선 노력, 여성들의 이공계 진출 큰 기대

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2002.08a
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• pp.47-50
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• 2002

The numerical simulation of a 271-rod fuel assembly of nuclear Liquid-Metal Fast Reactor (LMFR) with an infernal blockage has been carried out. Internal blockage within a subassembly is addressed in the safety assessment because it potentially has very serious consequences for the reactor as a whole. Three dimensional calculations were performed using the SABRE4 computer code for the range of blockage positions and sizes to investigate the seriousness and detectability of the internal blockage. The magnitude and location of the peak temperatures together with the temperature distribution at the subassembly exit were calculated in order to look at the potential for damage within the subassembly, and the possibility of blockage detection. The analysis result shows that the 6-subchannel blockage causes large temperature rise within a assembly with practically no change in mixed mean temperature at the assembly exit.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.24 no.2
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• pp.171-179
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• 2004

The design concepts of in-service inspection and maintenance are very important for the reactor system design of the nuclear power plant. The strategy of in-service inspection and maintenance should be reflected in the mechanical system design for the verification of the operability of liquid metal reactor KALIMER. In this paper the fundamental approaches of the in-service inspection and maintenance of the KALIMER are established to ensure the safety and reliability of the reactor system. The general method and requirement of the in-service inspection and maintenance for the reactor system and components are proposed and described to satisfy the intents of the ASME Section XI Division 3 and the design characteristics of KALIMER.

• Nuclear industry
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• v.6 no.12 s.46
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• pp.103-106
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• 1986

미국의 Rockwell International사는 미국에너지성의 개량형 액체금속연료원자로 개발계획의 일환으로 특성상 안전한 용량 350MWe의 나트륨 개량형 고속로(SAFR)를 개발중이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2002.10a
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• pp.137.2-137
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• 2002

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.374-378
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• 1996

피동 원자로용기 냉각계통은 원자로 용기를 둘러싸고 있는 격납공기 외부가 공기에 자연순환에 의해 냉각하는 방식으로 공기 흐름 구동력은 원자로용기의 외부 유로의 공기와 주변 대기와의 밀도 차이에 의하여 피동적으로 형성됨에 따라 높은 작동 신뢰성이 보장된 개념으로서 본 연구에서는 공기입구 위치에 따른 영향 및 격납용기와 유로 벽면간의 복사 효과 까지를 고려 할 수 있도록 해석 모형을 개선 시키고 개선된 모형을 이용하여 계통을 구성하는 설계인자들이 계통의 성능 및 크기에 미치는 영향등을 분석하였다. 이러한 분석을 통하여 공기의 입구 위치가 계통의 열제거용량에 미치는 영향, 상향공기 유로에서의 복사 열전달 고려 유무가 해석 결과에 미치는 영향 그리고 설계인자와 계통 성능간의 상관성을 밝혔다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05b
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• pp.659-665
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• 1995

액체금속로는 기존의 가압경수로와는 달리 55$0^{\circ}C$ 정도의 고온에서 운전이 되므로 고온 열응력이 중요한 문제로 대두되며 따라서 고은에서의 크립(Creep) 변형, 반복되는 기동과 정지 등으로 인한 되풀이 소성변형, 라체팅(Ratchetting), 크립과 소성의 상호작용 및 크립과 피로의 상호작용 등의 평가에 대한 기술 확립과 고온구조물에 대한 우리의 독자적인 설계방법을 개발하는 것이 필요하다 본 연구에서는 범용 유한요소해석코드인 ABAQUS의 축대칭 요소를 이용해서 액체 금속로 원자로용기와 이에 부착된 열소매(Thermal sleeve)를 Y-형태의 구조물로 모델링하여 반복되는 열천이하중에 대한 비탄성 구조해석을 수행하고 크립효과에 대한 영향을 분석하였다. 해석결과 액체금속로와 같은 고온구조물에 대하여 반복 열천이 하중과 고온 지속시간이 유발하는 크립효과가 크게 나타남을 알 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.44-49
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• 1997

액체금속로용 2차원적 연소 해석 코드 REBUS-2[1]에 횡방향 적분법 및 다항식 전개법에 기초한 3차원적 육방형 노달 방법을 결합하여, 3차원적 연소 해석 코드 REBUS-K를 개발하였다. REBUS-K는 3차원적 중성자속 분포 계산 및 미시적 연소 계산을 통해 노내 연소 해석을 수행하며, 또한 핵연료 방출/재배치 및 재장전, 재처리, 성형가공 등의 노외 주기 계산을 수행한다. 비평형주기 및 평형주기 해석을 수행하며, 평형주기 해석 시에는 지정된 제한 연소도 및 증배계수를 만족시키는 주기 길이와 장전 농축도를 탐색한다. 개발된 코드의 검증 계산을 450 MWt 액체금속로의 비평형주기 및 평형주기 문제에 대하여 수행하였으며, 계산 결과를 Argonne 연구소의 3차원적 연소 해석 코드 REBUS-3[2]의 결과와 비교하였다. 그 결과 원자로 증배계수, 출력 분포, 증식율, 연소도, 장전 핵연료의 농축도, 주기 길이 등의 연소 특성이 수렴 조건 이내에서 일치하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05b
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• pp.520-525
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• 1997

액체금속로의 안전성과 경제성을 향상시키는데 중요한 요소로 부각된 면진설계기술을 개발하기 위하여 고감쇠 면진베어링의 축소모델을 제작하고, 성능확인을 위한 다양한 시험을 실시하였다. 면진베어링의 성능을 나타내는 전단강성, 감쇠특성, 항복하중특성값, 전단변형능력 등에 대한 시험결과 전단강성은 목표값에 비하여 작았지만 감쇠값과 전단변형은 목표값에 근접하였다. 이를 이용한 면진 원자로건물의 지진응답을 분석한 결과 면진베어링은 건물의 지진응답 가속도를 대폭 줄여주는 것으로 나타났다.