• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.16 no.1
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• pp.46-51
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• 1996

원자로는 압력용기 및 내부 구조물로 구분되어 있다. 내부 구조물들의 경련 열화 현상에 따라 결함이 많이 발생하여 이에 대한 초음파검사가 요구되고 있다. 따라서 원자로 내부 구조물에 대한 초음파검사 현황 및 각각 구조물들의 검사 원리를 기술하였다. 특히 원자로 내부 구조물 중 CRDM, core baffle bolt, core barrel bolt, CRGT-support pin 및 fuel alignment pin에 대한 유럽 및 독일을 중심으로 한 검사 현황 및 검사방법을 간략하게 기술하였다. 이 기술에 대한 지침안(guideline)이 독일, 프랑스, 일본을 중심으로 하여 마련되고 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.26 no.3
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• pp.433-439
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• 1994

영광 3, 4호기는 ABB-CE 사의 System 80 원자로와 비교해서 원자로 내부 구조물의 수력학적 설계 목적과 방법 이 동일하고, 단지 원자로의 크기와 출력이 상대적으로 작아진 내부 구조물이 축소된 형태이다. 따라서 System 80 유동 모델 시험에서 측정된 실험 결과로부터 영광 3, 4호기 연료 집합체 수에 맞게 보간법을 사용하여 보수적으로 유량 분포를 구하고 영광 3, 4호기 유동 모델 시험에서 얻어진 유량 분포와 비교하여 원자로의 수력학적 특성을 검토하고 자각에 대해 열적 여유도를 구하여 이런 경우에 원자로 유동 모델 시험을 수행하지 않고 이전의 실험 결과를 설계에 사용할 수 있는 가에 대해 연구하였다.

• Computational Structural Engineering
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• v.6 no.4
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• pp.73-82
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• 1993

Investigated in this paper is the effect of fluid-structure interaction between reactor internal components due to their immersion in a confining fluid on the dynamic responses. A non-linear mathematical model is developed for the dynamic analysis of the reactor internals, which includes lumped masses, stiffnesses and hydrodynamic couplings. The hydrodynamic mass matrix which characterizes the fluid-structure interaction is calculated. Also, the equations of motion containing hydrodynamic mass matrix are presented. The responses of the reactor internals due to seismic and pipe break excitations are obtained for the case of with- and without-hydrodynamic couplings and the different response characteristics are investigated.

• Computational Structural Engineering
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• v.8 no.1
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• pp.4-12
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• 1995

원자로 격납건물(Reactor Containment Bldg)은 정상가동시는 물론 냉각재상실사고(LOCA)를 포함하는 설계기준사고(DBA) 및 설계기준지진(DBE) 발생시 구조물 자체의 건전성 확보는 물론 주기기(NSSS Equipment)를 포함하는 안전관련 계통 및 기기를 안전하게 보호/지지하므로써 핵누출을 방지하여 발전소 종사자를 포함하는 국민의 재산과 생명을 보호하는 역할을 하는 원자력발전소에서 가장 중요한 구조물이다. 원자로 격납건물은 압력용기(Pressure Vessel : 설계내압 5 psi 이상인 용기)로 설계되는 격납용기와 1, 2차 차폐구조 등의 내부구조물로 구성되는데 이 중 본 소고에서는 격납용기의 해석 및 설계 그리고 구조건전성 시험 및 사용중검사에 대해서만 간략하게 기술한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11b
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• pp.683-689
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• 1996

본 논문의 목적은 현재 국내에서 개념설계중인 KALIMER(Korea Advanced LIquid MEtal Reactor) 원자로구조물에 대한 면진성능과 내진여유도를 평가하여 이들 성능을 향상시킬 수 있는 주요 설계변경 부위를 검토하는 것이다. 이를 위하여 ANSYS 범용 유한요소해석코드를 이용하여 원자로구조물에 대한 3차원 유한요소해석모델을 작성하고 이로부터 집중질량 스프링으로 이루어진 지진해석모델을 개발하여 지진해석을 수행하였다. KALIMER 원자로 구조물에 대한 내진평가결과 내진능력(Seismic Capability)은 0.35g로 나타났으며 이는 Reactor Vessel Liner, Separation Plate그리고 Support Barrel의 연결부위의 수직 강성을 증가시키는 설계변경을 통하여 크게 향상될 수 있는 것으로 나타났다.

• Nuclear industry
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• v.21 no.5 s.219
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• pp.84-86
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• 2001

• Proceedings of the Korea Information Processing Society Conference
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• 2013.05a
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• pp.277-280
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• 2013

원자로 건물 내부에는 원자로의 안전운전을 위한 다수의 계통, 구조물 및 기기들이 위치하고 있다. 원자로의 안전과 직결되는 안전계통 변수 (수위, 압력) 들은 경우에 따라서는 현장확인이 요구된다. 원자로 가동 중에 운전원에 의한 안전계통변수의 현장확인이 용이하도록 원자로 건물 내부의 출입구 (2 중문) 부근에 수위계, 압력계 등의 현장계기가 위치하고 있다. 본 논문에서는 일본의 (주) 동경전력이 공개한 후쿠시마 제 1 원자력발전소 1 호기 원자로건물의 IC (비상용 복수기, isolation condenser) 조사영상에 나타나는 현장계기의 영상인식에 대해 기술한다. 조사 영상의 분석에 의하면 현장계기들은 기계식의 아날로그 타입이다. 아날로그 타입의 기하구조를 이용하여 계기판 눈금을 인식하고, 계기판 바늘의 기울기 계산을 통해 계기판을 영상 판독할 수 있었다. 이러한 계기판의 영상판독은 후쿠시마 원전 사고와 같이, 고방사선 피폭 우려로 인해 사람대신에 로봇이 원자로 건물내부에 진입하여 주요 계통, 구조물 및 기기의 현장계기를 판독한다고 가정하면, 유용한 기능이다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.12 no.2
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• pp.153-164
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• 2014

Currently, there are many programs which are now being developed or already developed to predict radionuclide and corrosion product at the stage of designing NPP. However, since there are not many developments in evaluating quantity of activation corrosion products occurring when disassembling a nuclear power plant there exist some difficulties in calculating accurately. In order to evaluate activation products inventory for the research of effect of neutron activation in the reactor vessel, component of nuclear reactor and adjacent structures, it should be evaluated by using operation history of nuclear reactor, material composition of structure and average neutron flux in every field representing fixed structure of nuclear reactor. In this study, CORA, PACTOLE, CRUDSIM, CREAT and ACE codes are analyzed to predict the quantity of radionuclide and corrosion product of primary reactor which is used at the stage of designing. As a future study, the accuracy in calculating the quantity of product corrosion can be increase by finding out the possibility of use and improvement for evaluation of the decontamination.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.25 no.1
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• pp.28-36
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• 1993

Much effort is being done to standardize the PWR-type nuclear power plant in Korea. This paper presents the development of seismic design criteria for the reactor internals as a part of the standardization program for nuclear power plant. The seismic design loads of the reactor internals are calculated using the reference input motions of reactor vessel taken from Yong-gwang Nuclear Power Plant Units 3 and 4. An overview of analysis related to the basic parameters and methodologies is presented. Also, the response of internal components for the reactor vessel motions is carefully investigated.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers B
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• v.38 no.3
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• pp.271-277
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• 2014

Internal structures, especially those located in the upstream of a reactor core, may have a significant influence on the core inlet flow rate distribution depending on both their shapes and the relative distance between the internal structures and the core inlet. In this study, to examine the effect of the reactor internal structure geometry treatment method on the prediction accuracy for the scale-down APR+ flow distribution, simulations with real geometry modeling were conducted using ANSYS CFX R.14, a commercial computational fluid dynamics software, and the predicted results were compared with those of the porous medium assumption. It was concluded that the core inlet flow distribution could be predicted more accurately by considering the real geometry of the internal structures located in the upstream of the core inlet. Therefore, if sufficient computational resources are available, an exact representation of these internal structures, for example, lower support structure bottom plate and ICI nozzle support plate, is needed for the accurate simulation of the reactor internal flow.