• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.701-706
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• 1997

원자로 압력용기 대형 냉각재상실사고에 기인하는 노심용융물사고의 영향을 검토하기 위하여 기초적인 건전성평가를 수행하였다. 먼저 유한요소해석을 통해 노심용융물양과 경계조건 변화에 따른 원자로 압력용기의 온도 및 응력 분포를 결정하였으며, 결정된 온도와 응력 분포와 Larson-Miller 곡선과 손상 법칙을 이용하여 원자로 압력용기의 손상 정도와 파손 시간을 계산하였다. 이때 재료물성치는 기존 문헌에 제시된 온도 의존적인 값을 선정하여 사용하였으며, 노심용융물양과 경계조건이 원자로 압력용기의 건전성에 미치는 영향을 비교 고찰하여 향후 연구방향을 도출하였다.

• 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 Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.905-910
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• 1995

영광 3·4호기 원자로 압력용기에 대한 고속중성자 조사량을 계산하기 위하여 MCNP코드로 3차원 모델링을 하였다. 중성자선원은 출력분포에 의해 핵연료집합제 단위로 하였고 원자로심부터 원자로 압력용기 밖까지 핵분열 반응을 포함한 모든 반응에 대해 중성자를 수송시켰다. 원자로 압력용기 안쪽 면에서의 고속중성자 플루언스는 기존의 연구자와 비교할 때 큰 차이가 있었다. 그러나 이번 연구의 계산방법이 보다 신뢰할 수 있기 때문에 앞으로의 연구를 통하여 기존의 연구방법과 비교하는 것이 필요하다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.745-750
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• 1998

원자로 압력용기 대형 냉각재상실사고에 기인하는 노심용융사고시 노심용융물과 내벽사이의 간극 및 외벽의 열대류계수의 건전성에 대한 영향을 고찰하기 위하여 건전성평가를 수행하였다. 먼저 유한요소해석을 통해 간극 고려 여부와 외벽의 열대류계수 변화에 따른 원자로 압력용기의 온도 및 응력 분포를 결정하였으며, 결정된 온도 및 응력 분포, Larson-Miller 곡선과 손상 법칙을 이용하여 원자로 압력용기의 손상 정도와 파손 시간을 계산하였다.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.17 no.2
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• pp.114-121
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• 1997

가압경수로 원자로 압력용기 비파괴검사를 위해 지금까지 계속 사용하여 온 기존의 고정식 매니플레이터 방식의 원자로 자동초음파검사장비는 최근 급속도로 발전한 전자산업 및 컴퓨터 등으로 인해 기본 설계 개념부터 달리하는 소형.경량화된 수중 이동형 원자로 검사 장비 형태로 바뀌어 가고 있다. 따라서, 본 해설에서는 현재까지 국내외 알려진 각종 소형 원자로 압력용기 자동초음파검사장비 및 고정식 매니플레이터 방식의 원자로 압력용기 자동초음파검사장비를 분석하여 기술하였으며, 현재 국내 원자로 압력용기 용접부검사를 위해 개발중인 RYSIS 장비 및 검사 기술 수준을 진단해보고 앞으로의 방향을 제시하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.606-611
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• 1998

330MWt 출력의 신형 원자로인 SMART(System integrated Mod씰w Advanced ReacTor)가 전기 생산뿐만 아니라 해수의 담수화를 위한 에너지 공급을 위해 한국원자력연구소에 의해 개발되고 있다. SMART의 원자로 압력용기에서의 중성자 조사량을 기존의 각분할법 코드 대신에 몬데칼로 수송 코드인 MCNP-4A를 이용하여 평가하였다. MCNP-4A에 의한 몬데 칼로 모사는 각분할법에 비해 핵 단면적 자료, 선원항, 그리고 기하학적 모델링의 문제로부터 야기되는 불확실성을 감소시킬 수 있을 뿐만 아니라 초기 개념 설계 단계에서 상세 노심 출력 분포 자료에 의존하지 않고 선원항을 평가할 수 있는 장점이 있다. 본 연구에서는 원자로 압력 용기 내부의 원자로 노심 및 다른 구조물을 포함하는 전체 원자로 구조에 대하여 몬테 칼로 모사를 적용하였다. 1단계에서는 임계도 계산에 의해 선원항으로 이용되는 원자로 노심내의 열 출력 분포를 평가하고, 2단계에서는 노심내의 열 출력 분포를 고정 선원으로 이용하여 압력 용기에서의 중성자 조사량을평가하였다. 그 결과 SMART 압력용기의 중성자 조사량은 규제 요건을 만족하는 것으로 나타났다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.824-829
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• 1998

미국의 개량형 원자력 발전소 개념설계단계에서 중대사고시 사고완화를 위한 전략으로 원자로 압력용기 외부냉각 개념이 제안되었다. 중대사고 진행과정에서 노심용융물이 원자로 압력용기 하부헤드로 재배치 되었을 때 압력용기 외벽을 냉각함으로서 노심용융물을 압력용기 내부에 가두어 두어 격납건물 내로의 유출을 방지하는 방식이다. 이 연구에서는 원자로 압력용기 하부헤드 내의 노심용융물 거동중 자연 순환에 의한 거동을 수치적으로 모의하여 보았다. 연구결과, 정상상태의 온도 및 속도분포는 현상학적으로 적절하게 모의되나 고화와 액화의 경우에는 고유모델의 필요성이 요구되었다.

• 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.

• Journal of the KSME
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• v.55 no.10
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• pp.31-35
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• 2015

이 글에서는 원자력발전소의 안전성 확보를 위한 원자로 압력용기 재료의 신뢰성 평가 및 향상기술에 대해 개괄적으로 기술하였다. 압력용기 소재의 중요성과 가동 중 건전성 평가기술에 대해 다뤘으며 특히, 조사취화특성 평가와 관련한 기술현황을 중점적으로 소개하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.777-782
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• 1998

원자로 압력용기의 건전성은 원전의 수명과 직결되며, 압력용기는 운전기간동안 중성자의 조사에 의해 재료의 성질이 저하된다. 중성자 조사량 감소방안을 도출하기 위해 MCNP코드를 이용, 고리 1호기 14주기 원자로심을 3차원으로 모델링하고, 원자로심 핵연료집합체를 제외한 주변구조물에 새로운 추가차폐체를 설치하여 조사량 감소에 효과가 있는 위치를 찾고, 여러 재질의 차폐 성능도 평가하였다. 분석결과, Ta 패드를 이용한 설계안의 경우에 압력용기 용접부위에서 약 32% 정도의 속중성자 조사량 감소가 있음을 확인하였다.