• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.881-886
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• 1998

한국형 표준 원진(울진 원전 3,4호기)화해 사건에 대한 2 단계 확률론적 안전성평가 (Level 2PSA) 에서 격납건물 파손모드에 큰 영향을 준다고 판단되는 현상들에 대한 불확실성 분석을 수행하였다. 불확실성 분석 대상은 주로 민감도분석 및 기존 2단계 PSA수행결과 중요한 인자로 선정된 8가지 주요 현상들로 국한하였다. 수행 방법은 성층화 추출방식 (Latin Hypercube Sampling)으로부터 발생된 1000개의 표본을 사용하였고, 분석결과는 두가지 불확실성 측도로 제시하였으며, 사용된 코드는 2 단계 PSA 분석용 전산코드인 CONPAS 이다. 불확실성 관리측면에서. 제일 불확실성이 높은 격납건물 파손모드인 원자로 공동바닥관통의 불확실성 인자를 줄이기 위해서는 CR-EJECT 현상에 대한 불확실성 을 줄여야 할 것이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.783-788
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• 1998

국내 프랑스 가압경수형 원전인 울진 1,2호기 캐비티의 격납건물 직접가열에 대한 특성을 분석하기 위하여 노심용융물 고압분출 실험을 수행하였다. 본 연구에서는 환형통로 면적과 파손 직경에 따라 원자로용기 압력을 변화시키면서 용융물을 저온 용융 합금물인 Wood's Metal, 증기를 질소기체로 각각 모의하여 실험을 수행하였으며, 실험 결과는 물을 용융물 상사물로 사용한 전년 실험 결과(1)와 비교.분석하였다. 실험결과, 밀도가 물보다 큰 저온 용융 합금물을 사용한 경우는 물을 사용한 실험결과보다 밀도와 용융물의 벽면 고화고착 때문에 격납건물로 방출되는 용융물 양이 적게 나타났다. 물을 상사물로 사용한 경우와 같이 노심 용융물 고압분출에는 원자로 용기 파손직경이 많은 영향을 미치고 환형통로 면적은 큰 영향을 미치지 않는 것으로 나타났다. 노심용융물 고압분출 실험에 중요한 영향을 미치는 실험 상사물의 밀도와 용융물의 벽면 고화부착에 대해서는 종합적으로 분석하는 추가 연구가 필요하다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.806-811
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• 1998

핵연료 피복관의 산화반응 현상은 중대사고시 원자로와 격납건물의 건전성을 위협하는 중요한 원인중의 하나이다 본 논문에서는 MELCOR에서 사용증인 Urbanic-Heidrich 상관식과 SCDAP/RELAP5/MOD3.1에서 사용중인 MATPRO-EG&G 상관식을 사용하여 산화 반응 모델이 노심손상에 미치는 영향을 울진원전3,4호기를 대상으로 MELCOR의 입력변수의 변화에 따른 민감도를 분석하였다. 분석결과, Urbanic-Heidrich 상관식이 MATPRO-EG&G상관식에 비해 핵연료 용융시작을 약 394초, 원자로 노심 하부에서의 용융물 재배치 (relocation)시작을 약 434초 가량 빨리 초래하여 사고진행에는 큰영향이 없음을 나타내고 있으나 노심하부 파손시점까지 발생한 수소량은 Urbanic-Heidrich 상관식이 MATPRO-EG&G상관식에 비해 약 1.4배정도 더 많이 발생시켜 격납건물 건전성에 대한 영향이 매우 크므로 보다 자세한 모델검토가 요구된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.789-794
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• 1998

중대사고 해석 전산 코드 국산화의 필요성이 대두되고 있는 이때 우리가 개발해야 할 코드의 요건을 다음 여섯 가지로 정리하였다: 1) 종합적인 해석 코드. 2) 1차계통과 격납건물 모사 능력의 유연성, 3) 자세한 발전소 거동 모사, 4) 사용자 편의성, 5) 개선 및 새로운 모델 접목의 용이성. 그리소 6) 최신 모델 포함. 이런 관점에서 기존의 중대사고 해석코드를 분석한 결과 코드 개발의 기준 코드로 MELCOR를 선정하였다. MELCOR는 계통 모사의 유연성 때문에 상용 발전소 뿐만 아니라 앞으로 개발 계획 중인 차세대나 중소형 원자로까지도 확장이 가능하며, 상세한 열수력 기본 지배 방정식을 활용하고. 모델 분석 및 개선에 필요한 코드에의 자유로운 접근이 허용되며, 지속적인 코드 개선이 이루어져 최신 모델을 보유하고 있다. 이미 MELCOR는 상당한 수준의 결과를 예측하고 있기만. 노심 손상 모델을 개선하고 격납건물 안에서의 주요 현상 모사 모델을 추가하며. 또한 국내에서 이루어지고 있는 SONATA 실험이나 증기 폭발 실험 결과들을 MELCOR에 반영하는 것이 가급적 짧은 시간에 기술 자립을 이를 수 있는 방법으로 판단된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2003.05a
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• pp.177-177
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• 2003

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2004.05a
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• pp.163.2-163.2
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• 2004

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.689-694
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• 1997

본 논문에서는 초음속연소 발생 기준에 대해 ABB-CE에서 System80+에 적용한 방법론과 W. Breitung 등이 최근 실험자료를 이용하여 제시한 방법론에 대한 모델의 특징을 비교ㆍ분석하였다. W. Breitung 등이 제시한 방법론을 이용한 격납건물내에서 존재할 수 있는 여러 격실크기에서 수소농도를 가정하여 초음속연소 가능성 평가 수행 및 초음속연소 발생 평가절차를 제시하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.617-622
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• 1997

격납건물내 소격실에서의 수소혼합 정도를 파악하고 격실내 균일한 혼합을 좌우하는 인자의 영향을 분석하기 위하여 소규모 혼합실험을 수행했다. 본 연구에서는 해석적으로 수립된 3차원 혼합 모델의 검증을 위하여 3차원 모사가 가능하도록 실험 장치를 구성하였다. 격납용기 내에서 수소 생성의 주원인이 되는 노심으로부터의 수소거동을 분석하기 위한 기초 실험(실험 A)과 안전주입 탱크 격실에서의 수소거동을 분석하기 위해 원형 혼합 chamber를 구상했다. 기초실험 A에서는 혼합 chamber내 축 방향으로 대칭적인 오리피스형 장애물을 설치하고 실험했고 안전주입 탱크 격실을 모사한 실험 B는 영광 3&4호기를 바탕으로 축소시켜 안전주입탱크 격실내 존재하는 두충과 안전 주입 탱크 사이의 틀을 통한 혼합체의 거동을 분석했다. 실험결과 오리피스형 장애물을 설치한 기초실험에서는 원형 띠모양의 장애물이 혼합체의 거동에 큰 영향을 주지 않는 것이 관측됐지만 안전주입탱크격실 실험에서는 격실내 장애물로 존재하는 두충이 혼합체의 거동에 큰 영향을 주는 것이 관측됐다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.596-602
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• 1998

한국의 차세대 원자로 (Korean Next Generation Reactor; KNGR)에 처음 적용되는 격납건물내에 설치된 재장전수조 (In-Containment Refueling Water Storage Tank; IRWST)는 기존 재장전수조의 기능외에 주입모드에서 재순환 모드를 전환생략, 일차계통으로 방출된 고온, 고압 냉각수의 응축 및 냉각 격납용기 방사능 오염방지, 원자로 동공층수 등 여러 가지 추가 기능을 가진 한층 진보된 설계개념이다. 발전소 천이사고 시 발생하는 Pipe Clearing, 응축진동 현상(Condensation Oscillations), Chugging 등의 열수력 현상들이 방출증기의 유동 및 가속도와 관련해 항력과 응력, 압력진동 등을 일으켜 IRWST 구조물에 영향을 미칠 수 있기 때문에 IRWST를 처음으로 시도하는 우리 나라로서는 이와 관련된 제반현상에 대한 심도 깊은 연구가 요구된다. 따라서 본 연구에서는 원자력 발전소 과도로 인한 가압기 안전밸브(Pressurizer Safety Valve) 또는 안전감압밸브(Safety Depressurization Valve) 작동시 IRWST로 방출되는 유체로 야기되는 하중 예측 모델을 기존의 BWR의 응축수조(suppression Pool)에서 일어나는 각종 현상을 토대로 이론적으로 체계적으로 유도하여 이를 비교, 분석하였다.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.36 no.3
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• pp.231-235
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• 2016

There are two methods for conducting the containment local leakage rate test (LLRT) in nuclear power plants: the make-up flow rate method and the pressure decay method. The make-up flow rate method is applied first in most power plants. In this method, the leakage rate is measured by checking the flow rate of the make-up flow. However, when it is difficult to maintain the test pressure because of excessive leakage, the pressure decay method can be used as a complementary method, as the leakage rates at pressures lower than normal can be measured using this method. We studied the method of measuring over leakage using the pressure decay method for conducting the LLRT for the containment building at a nuclear power plant. We performed experiments under conditions similar to those during an LLRT conducted on-site. We measured the characteristics of the leakage rate under varies pressure decay conditions, and calculated the compensation ratio based on these data.