• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.2
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• pp.269-279
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• 1995

가압경수로에서 증기발생기와 같은 주기기를 원자로 내부에 위치하도록 설계한 원자로를 일체형 원자로라고 분류하며, 기존 상용원자로와 같이 모든 주기기가 별도의 압력용기로 설계되어 배관계통에 의해 원자로 외부에 순환회로를 갖는 형태의 원자로를 분리형원자로라고 한다. 최근에 개발되고 있는 한 부류의 신형원자로에서는 원자로 및 계통의 단순성 추구와 계통의 높은 신뢰성으로 안전성 향상을 위해 동력원 사용 등의 능동적 안전개념 보다는 자연현상을 이용하는 피동안전개념이 널리 도입되고 있다. 본보고서에서는 이러한 신형원자로의 노형으로서 일체형원자로의 특성을 전통적인 분리형원자로와 비교, 분석, 평가하였다. 일체형원자로의 가장 큰 장점은 모든 주기기가 단일 압력용기 내에 위치하므로 일차계통이 매우 단순하고 대구경 배관이 없기때문에 대형 냉각재 상실사고가 근본적으로 방지되어 안전계통이 매우 단순하다는 것이다. 이 외에도 일체형원자로는 대단히 많은 일차냉각재 용량, 매우 큰 가압기 용량및 긴 운전원 조치시간등의 설계특성을 보유하고 있어 안전성이 탁월하다는 장점을 지니고 있다. 그러나, 일체형원자로는 모든 주기기가 단일 압력용기 내에 설치되므로 대형 원자로 용기가 요구되며, 원자로 압력용기의 제작성 및 운송 능력이 원자로의 용량을 제한하는 주된 요인이 된다. 일체형원자로의 활용으로 열병합 발전, 지역난방 및 선박용 원자로등의 중소형 원자로에 매우 적합하다고 판단되며, 뛰어난 안전성으로 인하여 사회적 수용성 이 강조되는 상용발전로로서도 적합한 노형이 될 수 있을 것으로 분석되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.276-282
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• 1996

일체형원자로는 노심, 증기발생기, 가압기, 펌프 등 1차측 주기기들을 하나의 압력용기안에 모두 포함하고 있고, 또 1차측 냉각재가 원자로 안에서만 순환하므로 기존의 분리형원자로에 비해 구조특성상 대용량 원자로 냉각재 상실사고(LBLOCA)의 발생 가능성을 원천적으로 제거할 수 있다. 반면 원자로 냉각재의 보충 등을 위한 소형 배관의 파단 가능성은 역시 존재하므로 소용량 원자로 냉각재 상실 사고(SBLOCA)는 여전히 존재한다. 따라서 현재 한국원자력연구소에서 연구 개발중인 중소규모 전력생산 및 열 활용 목적의 일체형 원자로에는, 원자로 압력용기 외부에 별도의 압력용기(안전용기)를 설치하여 SBLOCA시 원자로 압력용기로부터 방출되는 냉각수를 안전 용기내에 보관하도록 함으로써 사고시 외부로의 방사성 물질 유출 가능성을 획기적으로 줄 일수 있는 설계 개념을 도입하고 있다. 본 논문에서는 안전용기의 설계시 효율적인 냉각방식에 대한 열유체 해석적 접근을 시도하였고, 예비개념설계된 일체형 열병합원자로의 설계상의 특징들 및 안전용기 설계시 앞으로의 연구방향 등도 간략히 소개하였다.

• Proceedings of the IEEK Conference
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• 2003.07a
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• pp.589-592
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• 2003

원자로보호계통은 비정상운전으로부터 원자로를 보호하기 위해 안전센서 신호를 감시하고, 그 값이 트립 설정치를 초과할 경우 자동으로 원자로 트립 또는/및 공학적 안전설비 작동 신호를 개시한다. 따라서, 원자로 보호계통은 4개의 채널로 구성되며, 각 채널간 및 채널내에서는 데이터 통신망을 통해 원자로 트립신호와 운전정보를 전송한다. 이러한 기능을 수행하는 데이터 통신망은 실시간 및 결정론적 프로토콜을 만족해야 한다. 특히, 원자로 트립신호를 전송하는 안전등급 통신망은 채널간 격리 및 브로드 캐스팅(Broadcasting) 요건을 만족해야 한다. 본 논문에서는 원자로보호계통에 적용되는 데이터 통신망 설계기준과 프로토콜 설계방안에 대해 기술한다.

• 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.

• Nuclear industry
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• v.16 no.6 s.160
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• pp.4-14
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• 1996

한국형 원자로를 개량, 2001년부터 건설될 제2세대 원자로의 뒤를 이을 제3세대 원자로인 한국형 신형 원자로 CT-1300의 개념 설계가 최근 마무리되었다. CT-1300은 혁신적인 피동 설계 개념을 이용하여 안전도를 대폭 향상시킨 원자로이다. 즉 무거운 것은 아래로 내려가고 가벼운 것은 위로 올라간다는 불변의 자연법칙을 이용하여 각종 안전 장치를 설계함으로써 , 설령 지진이나 폭격 등의 원인으로 발전소에 이상이 생길지라도 안전 장치가 운전원이나 전기 장치의 도움 없이 작동할 수 있도록 한다는 것이다. 피동 설계 개념은 발전소의 안전성 향상 뿐만 아니라 경제성에도 크게 기여할 것으로 기대된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11b
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• pp.775-780
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• 1996

본 연구는 차세대원자로 기술개발의 일환으로 수행되고 있는 차세대원자로 안전규제기술개발 사업의 추진현황을 요건체계 구축 및 주요 구성요소 관점에서 논의하였다. 설정된 차세대원자로 안전규제요건 체계중 안전목표/원칙, 일반안전요건 등의 요건항목들이 가지고 있는 안전성 증진과 관련된 특징적인 요소들을 분석하였다.

• TTA Journal
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• s.140
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• pp.24-25
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• 2012

일본 후쿠시마 원전 사고 이후 우라늄 원자로의 단점이 부각되면서 원자력 발전의 안전성에 대한 관심이 부쩍 높아졌다. 전 세계는 기존의 우라늄 원전보다 더 안전한 대안을 찾고 있는데, 이것이 바로 토륨원자로다. 토륨원자로는 핵연료로 우라늄 대신 토륨을 사용한다. 토륨은 납보다 흔한 금속이다. 바닷가 모래 등에 토륨의 매장량이 풍부해 우라늄 4배에 달한다. 산출국이 편중된 우라늄에 비해 거의 모든 대륙에 고르게 매장돼 있고, 우라늄처럼 복잡한 가공처리 과정을 거치지 않아도 돼 활용하기도 쉽다. 또 토륨 원자로에서 나오는 방사능 폐기물은 우라늄보다 1000분의 1 이상 적다. 방사성 폐기물은 원자로 내부에서 태워지기 때문에 거의 나오지 않을 뿐만 아니라 방사능이 빨리 분해돼 반감기도 적다. 우라늄 원자로보다 구조도 간단하다. 이처럼 많은 장점에도 불구하고 토륨이 원자력 발전 연료로 사용되지 않은 이유는 무엇일까.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2012.02a
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• pp.214-214
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• 2012

최근 일본에서 일어난 지진과 쓰나미에 의한 원전 사고는 원자력의 안전성에 대한 매우 심각한 의문을 던져주었으며, 어떠한 경우에도 안전한 원자로의 필요성이 크게 대두하였다. 본 발표는 그러한 원자로로, 이러한 재난이 닥쳤을 때 핵분열 반응이 즉시 중지되는 가속기구동 원자로(accelerator-driven system)를 제시한다. 이것은 원자로를 임계치 아래로(sub-critical) 유지한 상태에서 외부에서 가속기를 이용하여 필요한 중성자를 공급하여 핵분열 반응을 유지하는 원자로로서, 재난 발생 시 가속기가 즉시 중지됨으로서 원자로 역시 즉각적으로 중지된다. 본 발표에서 그 동안 아이디어로 존재하던 이것의 타당성, 현실성, 전망 등에 대하여 설명한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.48-54
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• 1995

피동 및 고유안전 개념을 중점적으로 적용하고 운전유연성을 극대화하는 설계특성을 갖는 신형 원자로 노심개념 설정연구를 수행하였다. 노심의 출력은 피동안전개념 등과 같은 신기술의 적용이 용이하도록 600MWe급의 중·소형으로 설정하였다. 신형원자로는 무붕산 저출력밀도 노심개념을 채택하여 원자로 계통의 단순화와 낮은 선출력밀도로 원자로의 안전여유도가 제고될 수 있는 것으로 판단된다. 또한 모든 운전영역에서 음의 감속재 반응도계수가 보장되고 사각형 격자에 비해서 더 큰 값을 나타내므로 원자로의 고유안전성과 향상된 운전성능을 보장할 수 있다. 육각형 집합체내의 핵연료봉 직경 및 봉간거리에 대해 열수력적 관점에서 최적화 계산을 수행한 결과, 참조 모형으로 선정한 핵연료 집합체는 와이어랩 지지격자를 사용할 경우 열수력적으로 최적 설계치에 가까운 것으로 분석되었다.

• Nuclear industry
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• v.19 no.6 s.196
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• pp.42-47
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• 1999

원자력발전소의 안전성분분석보고서(SAR) 작성시 이용되어온 USNRC의 RG 1.70을 참고로 하고, 신형 원자로와 관련된 최신의 규제 정보와 차세대 원자로의 설계 특성에 근거하여, 차세대 원자로 표준 설계용 SAR 작성 지침(안)을 개발하였다. 개발된 지침(안)은 RG 1.70에 비해 상당히 많은 추가적인 안전 설계 정보를 제시하도록 구성하였으므로, 이 지침을 표준 설계에 대한 안전성 심사에 이용할 때 효율적이고 일관성 있는 안전성 판단을 할 수 있고, 이에 근거하여 향후 통합 허가(COL)용 SAR 작성 지침을 쉽게 개발할 수 있을 것으로 기대된다. 또한 일부 산업 기술 기준의 준용을 제외하고는 국산화를 실현함으로써 우리 고유의 지침 역할을 할 수 있게 되었다. 본 연구를 통해 개발된 지침(안)의 객관성과 일관성을 보장하기 위하여 향후전문가 검토가 수행될 예정이며, 검토 의견을 반영하여 내용을 보완한 후 차세대 원자로 표준 설계의 인$\cdot$허가 심사에 활용될 예정이다.