• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 2000.06a
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• pp.1-6
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• 2000

가압 경수로의 증기발생기는 원자로(reactor vessel)와 가압기(pressurizer)에서 가열ㆍ가압된 1차 계통의 고온, 고압수가 터빈을 돌리는 2차 계통수와 열교환을 일으켜 고온ㆍ고압의 증기를 발생시키는 것으로, 전열관의 파손이 발생될 경우 1차 계통에서 2차 계통으로 방사능 물질이 누출되어 심각한 문제가 야기된다. 따라서 증기발생기의 전열관 손상이나 파손 문제는 원자력 발전소의 수명과 밀접한 관계가 있다. (중략)

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.344-349
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• 1998

고리 1호기 원전의 원자로냉각재 배관의 파단전누설개념 적용성을 평가하기 위하여 일반적인 파단전누설 절차 및 기준을 검토하였다. 파단전누설 타당성을 검토하기 위하여는 한계하중방법 및 J-T 방법을 비교검토 하였다. 그리고 원자로냉각재 배관에 대해서는 탄소강일 경우와 스테인레스강에 대하여 분석하였고, 가압기 밀림관에 대해서는 열응력을 계산하였다. 그리고 원자로 냉각재 배관에 가상의 관통균열의 파괴안전성은 유한요소법을 이용한 탄소성파괴역학을 통하여 분석하였다. 분석결과 한계하중법과 J-T 방법 모두 스테인레스강과 탄소강재질에 대해 적용 가능한 것으로 나타났다.

• Bulletin of the Korean Space Science Society
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• 2001.11a
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• pp.28-28
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• 2001

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.285-290
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• 1998

본 논문은 David Harel이 제안한 Statechart based Formalism과 Statemate MAGNUM toolset을 이용하여 월성 원전 2/3/4호기 증기발생기 수위로 인한 원자로 정지를 activity chart 및 Statechart로 모델링하고 K&R C 코드를 자동으로 생산하였다. 이는 종전의 몇몇 소프트웨어 전문가에 의해서 개발될 수 밖에 없었던 원전 필수만전(Safety-critical) 소프트웨어를 정형화된 Computer Aided Software Engineering 도구를 활용하여 소프트웨어 생명주기중 요구사양명세 및 설계까지만 수행하고 그 이하는 모두 자동으로 생산하는 소프트웨어 공학의 핵심기술을 연구한 것이다. 자동으로 생산된 K&R C 코드는 품질이 우수하고 생산성이 높으며 이식성이 뛰어남을 확인할 수 있었다.

• Journal of Welding and Joining
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• v.12 no.1
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• pp.28-37
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• 1994

본 소고에서는 Al-Zn-Mg 계통의 고강도 알루미늄합금의 제조과정에서 실시하는 열처리 공정을 통해 얻어지는 시효경화 효과, 합금원소 첨가에 따른 석출물의 생성과 이에 따른 석출경화 효과와 용착금속의 응고균열 발생과의 상호관계를 조사하고 용접열영향부의 용질원자 확산과 입계의 liquid film에 의한 액화(liquation) 균열의 생성을 분석하여 설명하고자 한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.3
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• pp.393-402
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• 1995

The structural analysis of the reactor coolant system mainly consist of too fields. The one is the static analysis considering the impact of pressure and temperature built up during normal operation. The other is the dynamic analysis to estimate the impact of postulated events such as the seismic loads or postulated branch line pipe breaks event. Since the most important goal of the RCS structural analysis is to prove the safety of the RCS during normal operation or postulated events, a widely proven theory having enough conservatism is adopted. The load occurring on the RCS during normal operation is considered as the basic design loading condition throughout whole plant life time. The most typical characteristic of the RCS during normal operation is the thermal expansion of the RCS caused by reactor coolant with high temperature and pressure. Therefore, the exact estimation on the thermal movement of the RCS is needed to get more clear understanding on the thermal movement behavior of the RCS. In this study, the general structural analysis concept and modeling method to evaluate the thermal movement of the RCS under the normal plant operation condition are presented. To discuss the validation of the suggested analysis, analysis results are compared with the measured data which ore referred from the standardized 1000 MWe PWR plant under construction.

• Proceedings of the Korea Concrete Institute Conference
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• 1993.04a
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• pp.219-224
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• 1993

본 연구는 철근콘크리트 격납구조물에서 가상의 냉각제 유출사고에 의한 온도하중과 압력에 따른 거동을 알아보기 위한 비선형 해석을 수행하였다. 시간에 따른 온도하중을 결정하기 위하여 과도온도해석을 통해 격납구조물 단면내의 온도분포를 구하였다. 구조물은 기하학적 비선형성과 재료비선형성을 고려한 판 및 쉘요소로 이상화되며, 쉘요소는 두께방향에 따라 변하는 응력을 고려하기 위해 몇 개의 층으로 이루어진 모델을 사용하였다. 열응력은 인접한 두시간 단계에서의 온도차를 하나의 하중증가로 고려하여 초기변형 문제로 변환하여 결정되었다. 본연구에서의 수치실험에 의하여 과도온도해석에 근거한 비선형온도경사를 고려할 때의 변위가 고려하지 않을 때의 변위에 비해 크게 나타남을 알 수 있다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers B
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• v.33 no.9
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• pp.643-657
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• 2009

This paper introduces the current nuclear experimental research activities in KAERI, the unique nuclear research institute in Korea, and the universities in Korea to solve and assess the issues which have been faced in the design of new reactors such as APR1400, SMART, GEN-IV reactors as well as fusion reactor. Also the experimental evaluations of safety for operating nuclear plants have been presented. The nuclear thermalhydraulic experiments performed in such organizations are classified the fundamental test, the separated effect test, and the integral effect test with ATLAS and SNUF. Introduction is deployed according to institutes. Finally, the future works and the direction of research voyage in the nuclear thermal-hydraulic field were suggested.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2001.11b
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• pp.3-8
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• 2001

For the successful design of nuclear reactor, it is very important to investigate thermal-hydraulic characteristics of fuel rod bundle. Fluid flow and heat transfer in the non-circular cross-section of nuclear fuel rod bundle are different from those found in common circular tube. And complex three dimensional flow including secondary and vortex flow, is formed around the bundles. The purpose of this research is to examine how geometries and flow conditions affect heat transfer in fuel rod bundle. Design data for nuclear fuel rod bundle and structure are surveyed, and $3{\times}3$ sub-channel model is adopted in this study. Computational results are compared with the heat transfer data measured by naphthalene sublimation method, and numerical analysis and evaluation are performed at various design conditions and flow conditions.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.315-320
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• 1996

원자력 발전소에서의 중대사고시, 고온의 노심 용융물이 원자로 공동으로 떨어지면 노심용융물과 콘크리트간의 반응(MCCI)에 의한 여러가지 현상으로 인해 격납용기의 건전성을 위협할 수 있다. 본 연구에서는 노심 용융물의 모사체로 고온의 Thermite 20kg을 영광 원자력 발전소 3, 4호기에 사용된 콘크리트 시편에 부어 중대사고시 MCCI 현상을 모사하였다. 실험에서는 국내 콘크리트에서의 침식율, 가스 및 입자 발생률을 측정하였다. 실험에서 측정된 용융물의 최고 온도는 약 2230 $^{\circ}C$이고, 콘크리트 시편으로의 최대 하부 열유속은 초기에 약 1.1~1.3 MW/$m^2$로 나타났으며, 전체적인 콘크리트의 침식 깊이는 약 15mm 그리고 초기의 최대 침식율은 129 cm/hr로 나타났다. 향후에 이 실험 결과를 MELCOR 코드의 MCCI 해석 모듈인 CORCON-MOD3의 해석 결과와 비교할 예정이다.