• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.36 no.1
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• pp.60-67
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• 2016

A pressurized heavy water reactor (PHWR) designed to refuel in service produces the energy required by nuclear fission. The fuel channel consists of components such as a pressure tube which directly contacts the fuel and is a passage for the reactor coolant, a calandria tube which contacts the moderator and is rolled joint with calandria, and a spacer which is not to contact the pressure tube and a calandria tube. As the fuel channel is one of the most important equipments, it requires accurate and periodic inspections to assess the integrity of a reactor in accordance with CSA N285.4. A fuel channel inspection system is developed to inspect fuel channels during in-service inspection in Wolsong unit. In this paper, the results and considerations of a field test are presented in order to show the effectiveness of the developed fuel channel inspection system.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05d
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• pp.176-181
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• 1996

원자로 용기 헤드부위의 관통관은 재질이 Inconel-600이며, 현재 세계각국에서도 원자로 헤드 관통관의 균열이 일부 발견되어 우리나라에서도 관심이 되고 있다. 국내 원전 헤드관 통관 수량도 고리 1,2호기의 경우 40개, 고리3,4호기(영광1,2) 61개, 울진 57개로서 관통관의 균열결함이 존재할 수 있다. 만약 균열이 성장하여 파손 되었을 시 원자로 냉각재 누설등 발전소 안전에 큰영향을 미치므로 균열의 원인으로 알려진 용접부위 잔류응력 및 발전소 정상운전 상태에서의 응력을 해석하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.205-209
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• 1996

원자로 입구노즐에서 원자로 냉각재 펌프에 의한 맥동압력 준위를 원자로 하향통로와 저온 관을 상관시켜 예측하는 방법에 관하여 분석하였다. 원자로 하향통로에서의 맥동압력은 원자로 내부구조물의 건전성 평가에 쓰이는 중요한 인자로 이 값을 정확히 구하기 위해서는 경계조건인 입구노즐에서의 맥동압력을 정확히 예측해야 한다. 이를 위해 원자로 하향통로와 저온관을 상관시켜 원자로 입구노즐에서의 펌프에 의한 맥동압력 준위를 계산하였으며 Palo Verde Unit 1의 실험치와 비교 분석하였다. 분석 결과, 제시된 맥동압력 준위 예측모델은 500℉의 경우 비교적 잘 일치하였으나, 565℉의 경우 상당한 차이가 있었으므로 추가적인 검토 및 수정 작업이 요구된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05b
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• pp.489-494
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• 1997

주조 스테인레스강으로 제작된 원자로 냉각재배관은 고온에서 장기간 운전됨에 따라 열취화의 영향을 받을 수 있다. 장기간의 열취화는 재료의 연성 및 파괴인성을 저하시킬 수 있으며, 배관에 균열이 존재하는 경우 건전성을 위협할 수 있다. 따라서 본 논문에서는 원전수명연장을 위한 타당성 검토 측면에서 Chopra의 방법 등을 이용한 원자로 냉각재배관의 열취화 평가 및 민감도 분석을 수행하였다. 이를 통해 원자로 냉각재배관의 열취화 수준을 정량화하였고, 건전성 평가에 활용될 수 있는 J$_{IC}$ 값을 예측하였으며, 열취화에 영향을 미치는 주요 인자를 도출하였다.

• Journal of computational fluids engineering
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• v.3 no.1
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• pp.89-99
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• 1998

한국형 차세대원자로에서는 비상노심 안전주입수가 저온관을 통하지 않고 원자로용기에 직접 주입된다. 원자로용기의 가압열충격과 열수력적 관점에서 최적의 노즐위치를 결정하기 위해서 전산유체역학을 활용하였다. 상용 전산유체코드인 CFX를 이용하여 원자로 하향유로를 모사하는 해석대상 격자를 다중불록으로 형성한 다음 유동장을 비압축성 Navier-Stokes 운동량 방정식, 에너지 방정식과 표준 k-ε 난류모형 등으로 모형화하여 3차원 비정상상태 계산을 수행하였다. CFX에서는 경계 밀착좌표계, 비엇물림격자와 SIMPLE 알고리즘을 사용한다. 본 연구결과 원자로용기의 가압열충격 관점에서 가장 보수적인 사고인 증기관 파단사고시에도 열적혼합이 잘 일어나 가압열충격이 발생할 가능성이 없는 것으로 판단되며 안전주입수 노즐이 저온관 바로 위에 위치할 때 원자로 하향유로 내의 온도 분포가 가장 균일하여 열적 혼합 관점에서는 최적의 위치로 판단된다.

• Proceedings of the Korea Information Processing Society Conference
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• 2013.05a
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• pp.311-314
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• 2013

본 논문에서는 일본의 (주) 동경전력이 공개한 후쿠시마 제 1 원자력발전소 2 호기 원자로건물 지하에 위치한 S/C (Suppression Chamber) 주변의 Vent 관 조사 동영상들을 분석하였다. S/C 는 donut (환형) 모양의 구조물로 PCV (격납용기) 와 연결된 8 개의 Vent 관을 통해 원자로의 압력을 억제한다. 후쿠시마 사고 원자로의 용융 핵연료를 인출하기 위해서는 원자로 압력용기 및 PCV에 물을 채워서 방사선 선량율을 떨어뜨려야 한다. 물을 채운 후에 누설이 되면 안되기 때문에, PCV 와 S/C 사이에 연결된 Vent 관에 대한 방사능 오염수의 누설지점을 찾는 것이 중요하다. 이를 위한 사전공정으로 (주) 도시바의 4 족보행 로봇 탑재 카메라를 이용하여 8 개 Vent 관 모두를 육안 검사하였다. (주) 동경전력이 공개한 영상을 분석한 결과 고선량 감마선에 의한 Speckle 들이 관측되었다. 본 논문에서는 이러한 Speckle 분포의 특성을 분석하여 S/C 와 PCV 를 연결하는 8개 Vent 관중 방사능 오염물질이 많은 곳을 특정하고자 하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.457-462
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• 1997

현재 국내외 대부분 원자력발전소(이하 원전)의 안전주입방식은 저온관 주입방식을 채택하고 있으며, 안전주입시 노심의 온도와 압력분포가 주요 관심 대상이었다. 하지만 향후 개발될 원전의 안전주입방식은 저온관주입이 아닌 안전주입의 신뢰성을 한단계 높인 원자로용기 직접주입방식인 DVI(Direct Vessel Injection)방식을 채택하고 있는 추세인데, 이 경우 관심분야는 원자로용기 dowmcomer지역까지 확대된다. 즉 저온의 안전주입수가 고온 고압의 원자로용기 downcomer지역으로 직접 주입됨으로 인해 이 지역의 유체유동과 혼합상태 및 온도분포가 주요관심 대상이 되며 이는 원자로용기의 PTS(Pressurized Thermal Shock)해석에 연결된다. 본 연구에서는 LOCA 사고시 DVI방식을 적응한 안전주입수 유입에 의한 원자로용기 downcomer지역의 유제유동과 유체혼합상태 및 온도분포를 열유체 해석 code인 FLUENT를 이용하여 해석하였다. 해석결과에 의하면 사고시 DVI에 의해 유입되는 약55℉인 저온 안전주입수는 유입과 동시에 넓은 지역으로 퍼지면서 dowmcomer지역의 고온 원자로냉각재와 적절히 혼합되어 하향유로를 따라 흐르며 PTS의 발생 원인인 국부적 유체비혼합 현상이나 온도 급하강현상은 발생하지 않는 것으로 나타났다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.851-856
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• 1998

국내에서 상업운전중인 월성 원자로는 캐나다에서 개발한 CANDU형 원자로로 핵연료를 지지하는 핵연료 압력관이 사용되며, 핵연료 압력관은 원자로의 1차기기로 건전성확보가 매우 중요하다. 가동중 검사시 압력관에서 결함이 검출되면, 지속적인 사용을 위해서 결함의 건전성을 확보하여야하나, 그 평가절차가 매우 복잡하다. 본 연구에서는 핵연료 압력관 평가를 보다 신속하고 효율적으로 수행하기 위한 건전성 평가시스템을 개발하였다. 개발된 평가시스템은 예리한 결함 및 둔한 함에 대한 평가를 수행할 수 있으며, 피로균열평가, 지체수소균열평가, 불안정파괴평가, 파단전누설평가, 소성붕괴평가모듈을 수록하고 있다. 또한 개발된 시스템을 검증하기 위하여 캐나다 ECL에서 제시한 평가결과와 비교함으로서 본 시스템의 효용성을 검증하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.735-740
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• 1995

일체형 원자로에는 노심지지원통과 원자로용기 내벽사이의 환형 공간을 나선으로 감는 형태인 일체형 관류식 나선형 증기발생기와 증기발생기를 여러 개의 모듈로 나누어 환형 공간에 배치하는 형태인 모듈형 관류식 직관형증기 발생기가 가장 적합한 것으로 판단되어 두 가지 형태에 대한 개념을 설정하였다. 일체형 관류식 나선형 증기발생기는 전열관 집합체, 지지구조물, 하강유로, 그리고 증기 및 급수 헤더로 구성되어 있다. 모듈형 관류식 직관형 증기발생기는 개개의 모듈이 별도로 운전될 수 있는 12개의 모듈로 구성되며, 원자로용기를 관통하는 배관의 수를 줄이기 위해서 급수관이 증기관의 안쪽에 있는이중배관 개념을 사용한 것이 특징이다. 모듈형 관류식 직관헝 증기발생기가설계 및 제작이 용이하지만 높이를 줄이기 위한 방안으로 두 가지 개념이 조합된 모듈형 관류식 나선형 증기발생기도 검토하였다.

• Proceedings of the KAIS Fall Conference
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• 2008.11a
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• pp.365-367
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• 2008

원자로 냉각계통의 압력경계를 구성하고 있는 재료들의 부식은 재료 표면에 형성되는 산화막, 금속재료의 구성성분이 용해되어 생성된 가용성 화학종 및 산화물 입자 형태의 부식생성물들을 발생시킨다. 금속합금의 부식에 의한 가용성 화학종 및 입자들의 방출은 원자로 냉각계통에서 노심과 증기발생기를 순환하면서 연료피복관 위에 침전되어 여러 가지 문제를 야기한다. 크러드는 구조재료의 부식에 기인하여 발생한 부식생성물들이 냉각수에 부유하여 떠다니거나 피복관 표면에 침적하여 형성되며 주로 니켈과 철 산화물로 구성되어 있다. 원자로 냉각계통에서 크러드를 최소화하기 위하여 수화학 조건들을 제어하지만 장주기 고연소도 노심에서 AOA 현상을 일으키는 주된 원인이 되고 있다. 피복관 위에 침적되는 크러드는 붕소의 잠복위치를 제공할 뿐만 아니라 냉각수의 압력강하를 증가시키고 피복관의 부식 및 파손 원인을 제공하며 방사선 준위가 증가하도록 한다. 따라서 본 연구에서는 반응속도론적 관점에서 원자로 정지시의 용출 크러드 특성에 대한 연구를 수행하였다.