• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.141-147
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• 1996

1979년 3월 Three Mile Island 2 (TMI-2) 발전소에서 사고가 발생했을 때 원자로용기내에 생성된 수소기체로 인하여 운전원은 원자로용기의 수위를 정확히 측정할 수 없었으며, 이로 인하여 사고상태를 신속히 파악하지 못하였다. TMI 사고이후 미국 원자력규제위원회 NRC는 이 같은 문제점을 해결하고자 미국내 모든 원전에서 사고 또는 비정상 조건이 발생할 경우에 원자로 용기 수위에 대하여 운전원이 신뢰성을 갖을 수 있는 후속조치를 수행토록 요구하였다. 또한 미국의 대표적인 전력연구소인 EFRI에서는 개량형 경수로 (Advanced Light Water Reactor : ALWR) 설계 요건으로 이러한 설계가 반영되도록 요건화 하였다.［1］. 본 논문에서는 2,825 MWt급 한국형 표준원전을 대상으로 EPRI에서 요구한 설계요건에 따라 TMI 2 발전소에서와 같은 사고로 인하여 수소기체가 발생했을 경우와 발전소가 비정상 상태로 인하여 증기가 발생했을 경우에, 이를 신속히 제거하여 운전원이 원자로용기의 수위를 정확히 감지할 수 있도록 하는 설계 방안을 검토하였다. 따라서, 설계방안으로 원자로용기에 모인 증기 또는 수소기체를 계통중 가장 높은 위치에 있으며, 계통구성 기기중 유일하게 2상을 유지하고 있는 가압기로 배출시키고자 두 기기간에 연결관을 설치하는 방안에 대해서 분석하였다. 원자로용기 상부해드와 가압기를 연결하는 방안은 여러가지가 있으나, 검토한 결과 한국형 표준원전에서는 연결관을 가압기 상부해드보다 4m 높게하여 원자로용기 상부해드와 연결하는 방안이 EPRI의 설계요건을 만족하면서 기존설계에 영향을 가장 적게 미치는 적합한 설계방안으로 분석되었다.크다는 단점이 있다.TEX>$_2$O$_3$ 흡착제 제조시 TiO$_2$ 함량에 따른 Co$^{2＋}$ 흡착량과 25$0^{\circ}C$의 고온에서 ZrO$_2$와 $Al_2$O$_3$의 표면에 생성된 코발트 화합물을 XPS와 EPMA로 부터 확인하였다.인을 명시적으로 설명할 수 있다. 둘째, 오류의 시발점을 정확히 포착하여 동기가 분명한 수정대책을 강구할 수 있다. 셋째, 음운 과 정의 분석 모델은 새로운 언어 학습시에 관련된 언어 상호간의 구조적 마찰을 설명해 줄 수 있다. 넷째, 불규칙적이며 종잡기 힘들고 단편적인 것으로만 보이던 중간언어도 일정한 체계 속에서 변화한다는 사실을 알 수 있다. 다섯째, 종전의 오류 분석에서는 지나치게 모국어의 영향만 강조하고 다른 요인들에 대해서는 다분히 추상적인 언급으로 끝났지만 이 분석을 통 해서 배경어, 목표어, 특히 중간규칙의 역할이 괄목할 만한 것임을 가시적으로 관찰할 수 있 다. 이와 같은 오류분석 방법은 학습자의 모국어 및 관련 외국어의 음운규칙만 알면 어느 학습대상 외국어에라도 적용할 수 있는 보편성을 지니는 것으로 사료된다.없다. 그렇다면 겹의문사를 [-wh]의리를 지 닌 의문사의 병렬로 분석할 수 없다. 예를 들어 누구누구를 [주구-이-ν가] [누구누구-이- ν가]로부터 생성되었다고 볼 수 없다. 그러므로 [-wh] 겹의문사는 복수 의미를 지닐 수 없 다. 그러면 단수 의미는 어떻게 생성되는가\ulcorner 본 논문에서는 표면적 형태에도 불구하고

• Journal of the KSME
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• v.31 no.3
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• pp.236-243
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• 1991

운전상태 II의 여러 가지 각종 파괴사고의 원인을 한 두가지인 원인으로 명확하게 구분 할 수는 없다. 여러 가지의 복잡한 원인과 조건들이 복합적으로 작용하여 대. 소형 구조물의 안전성. 건전성이 위협받는 경우가 대부분일 것이다. 여기에서는 원자로의 건전성 평가에 파괴역학의 이론. 개념 등을 어떻게 응용하는가를 간단하게 기술하였다. 여기에서 논의된 사항들뿐만 아니라 소형시험편을 사용하여 정확한 파괴인성치를 측정하는 방법론이라든지, 급속히 발달되고 있는 전자장비들을 어떻게 우리들의 파괴역학적인 개념들과 접목시켜서 건전성, 안전성을 평가. 유지 하는데 이용할 것인가 등의 방법론들의 개발. 연구되어야 하겠다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.12 no.2
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• pp.111-120
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• 1980

Nuclear physics parameters of the Wolsung CANDU-PHW reactor are computed by use of the PHWCELL computer code that is an improved version of LATREP. The PHWCELL code mainly computes cell parameters of heavy water moderated reactors, and modeling scheme of heavy water reactor cell calculations has been developed with the PHWCELL computer code. The reactor operating conditions considered in the study are cold zero power (CZP) and hot full power (HFP) with equilibrium poison. The cell parameters are also computed as a function of fuel burnup and the numerical results are compared with the results in PSR of the Wolsung unit and in the previous study.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2006.07d
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• pp.1881-1882
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• 2006

표준형 원자력발전소에서는 원자로 내의 핵연료 봉으로부터 발생하는 열에너지를 열교환기인 증기발생기로 전달하는 원자로냉각재 계통이 있다. 핵연료 봉을 적절한 냉각 상태로 유지하기 위하여 원자로냉각재의 온도와 압력뿐만 아니라 체적을 제어하고 있다. 원자로냉각재 체적은 용량이 큰 반면에 제어하는 밸브의 크기는 작아서 제어 응답이 길어서 현장에서 경험적으로 튜닝하는 것은 매우 어렵다. 본 논문에서는 체적제어루프의 수학적인 모델링을 통하여 오프라인으로 최적 제어 파라미터를 찾고, 실제 적용한 결과를 보여준다. 제어루프 모델링을 위하여 일반화 프로세서 모델 식으로부터 실제 운전 데이터로 모델 파라미터를 결정하는 경험적 방법을 사용하였다. 이로부터 구한 제어 파라미터를 실제 적용한 결과, 적절한 제어 응답을 얻었으며 모델링 과정이 적절하였음을 확인하였다.

• Journal of the KSME
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• v.35 no.6
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• pp.481-494
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• 1995

원자로 압력용기 및 주 배관등 원자력발전소 주요부품 구조재료에서의 파괴저항성 및 건전성 문제를 일부 시험결과 및 평가결과와 함께 살펴보았다. 원자력환경하에서는 중성자 조사에 의한 조사취화 및 고온에서의 장기간 유지에 따른 열취ㅘ로 재료 고유의 파괴저항치가 가동에 따라 매우 감소하고, 이에 따라 부품의 건전성 및 수명이 매우 위협받고 있음을 확인하였다. 현재 가동중인 원자로 10기, 건설중인 8기, 합계 18기로 세계 9위의 원자력발전국이 되며, 대북 경수로 지원과 세계시장 진출을 계획하고 있는 우리나라에서는, 보다 안전한 원자력발전소가 건설되기 위해서, 재료의 균질성 및 파괴인성 개선연구, 조사특성 연구 등을 통해 파괴저항성이 우수한 국산소재를 제작\ulcorner공급하도록 하여야 한다. 또한, 수명기간 동안 고도의 건전성을 유지하면서 운전하고, 나아가 수명연장 운전을 위해서는, 용기 등 주요 부품의 상태(파괴인성치, 결함, 작용 응력)를 정확히 진단, 예측, 평가하여야 하고, 이들이 건전성에 미치는 영향평가와 건전성평가기술 확립을 통한 수명예측기술을 확보하여야 한다(이들은 대부분 파괴역학 시험 침 해석기술에 바 탕을 두고 있다). 국내 산\ulcorner학\ulcorner연 관련자들의 특별한 관심을 촉구하는 바이다.

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 1995.05a
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• pp.117-122
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• 1995

원자력의 이용 분야 확대를 위하여 선박용 소형 동력로를 설계하였다. 본 연구에서는 다음의 제한 조건 및 설계 조건을 설정하여 핵적 개념 설계를 수행하였다. 노심의 부피는 국내 제작가능한 VLCC기종 유조선 기관실내에 배치 가능하도록 제한하였고, 선박의 정기 점검 기간에 맞춘 핵연료 재장전 주기 길이, 무붕산 노심 운전, 상용 가압경수로 보다 낮은 선출력과 출력 밀도, MUTSU호와 같은 1차 계통 열수력 조건, 등의 설계 조건을 설정하였다. 울진 3＆4의 핵연료 집합체의 길이만을 짧게 하여 사용하는 것에 대한 타당성 모색을 핵적 개념 설계 목표로 삼았다. 핵연료 집합체의 설계 및 반응단면적 생산은 CASMO-3 코트를, 노심 전체의 분석은 3차원 노달 코드인 KINS-3코트를 사용하였다. 개념 설계 결과, 노심 주기길이 690일을 달성할 수 있는 핵연료 집합체의 농축도와 갯수는 1.88%의 17개, 3.3%의 20개로 결정하였고, F$_{Q}$는 2.833이였고, 운전 상태에서의 감속재 온도 개수는 -24.8 pcm/$^{\circ}C$로 나타나서 한국형 원자로용 핵연료 집합체를 그대로 선박용 원자로에 사용 가능함을 볼 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.266-271
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• 1995

월성 1호기용 비상운전절차서는 사고별로 세분된 사건대응적 형태의 절차서로 작성되어 있어 발전소 비정상 상태 발생시 운전원이 조치하기 전에 사고진단을 먼저 수행하여야 하며, 또한 다중사고의 경우 적용하는데 난점이 있다. 이러한 결점을 보완하기 위하여 월성 원자력발전소 2호기용 비상운전지침서는 사건 및 징후대응적 판단 방법을 혼합한 형태이며, 운전원 조치사항으로 필수안전변수의 안정화 및 복구를 위한 핵연료 냉각, 열제거원, 원자로건물의 우선순위로 발전소를 안정시키는 방법이 시도되고 있다. 본 논문에서는 현재 월성 원자력발전소 2 호기용 비상 운전지침서에 고려되고 있는 사건들 중 하나인 소형 냉각재상실 및 냉각재계통 누설 사고 비상운전지침서의 특성을 소개하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.5
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• pp.687-700
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• 1995

The thermal-hydraulic transient analysis of the proposed CANDU-9 plant was peformed. Several major transients ore analyzed if they meet the heat transport system design requirements. The proposed heat transport system configuration and the preliminary sizes of system equipment are justified by analysis in terms of the fuel integrity and the high system pressure limit during transients. The compliance with AECB R-77 requirements for CANDU-9 reactor was estimated. The analysis results showed that for each postulated accident the peak pressure values in the reactor headers are within the acceptance criteria given in ASME code requirements and the fuel overheating is prevented. One pump start-up during the reactor start-up operation was analyzed to investigate the How reversal through the fuel channel, which is specific in the proposed CANDU-9 plant.

• Proceedings of the Korea Society for Simulation Conference
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• 2003.06a
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• pp.43-48
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• 2003

고리 1호기 운전원 교육용 가상 시뮬레이터 개발은 고리 1,2호기 운전원, 특히 시뮬레이터가 없는 고리 1호기 운전원의 시뮬레이터 실습효과를 향상시키고 규제기관의 규제요건 충족 및 신입사원 등의 계통교육을 효과적으로 수행하는데 그 목적이 있다 현재 1단계가종료된 상태로 현재까지 개발된 범위는 고리 1호기를 기준발전소로 하여 전 범위 시뮬레이터 모델과 동일한 구조와 기능을 갖는 원자로심, 열수력 계통 및 CVCS등 주요 계통을 개발하였으며, 이들 계통을 제어하기 위한 강사조작용 소프트웨어, Sim Diagram Soft Panel 등이 개발되었다. 고리 1호기 가상 시뮬레이터를 개발함으로 기준 발전소 시뮬레이터가 없는 고리1호기 운전원의 교육훈련에 지대하게 효과를 높일 것으로 예상된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.371-376
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• 1995

CANDU-6형 원자로의 정지냉각계통(Shutdown Cooling System, SDCS)은 영출력 고온상태의 원자로를 상온상태로 냉각시킬 수 있도록 설계되었다. 본 해석은 증기발생기와 복수기증기방출밸브(CSDV) 및 정지냉각펌프를 이용한 정상냉각과 열수송펌프를 이용한 26$0^{\circ}C$부터 냉각 및 정지냉각펌프를 이용한 26$0^{\circ}C$부터 냉각의 두 가지 비정상냉각에 대해서 중수로 계통설계의 열수력 해석코드인 SOPHT 코드를 사용하여 해석하였다. 해석결과에 따라 주요기기들의 냉각천이에 따른 운전부하(service loadings)조건이 주어졌으며 또한 정지냉각계통은 열수송계통과 관련 보조계통을 정지냉각계통 열교환기 2차측에서 비등이 발생하지 않고 정상냉각 허용한계인 2.8$^{\circ}C$/min를 만족하면서 냉각할 수 있음을 확인하였다.