• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 추계학술발표회요약집
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• pp.159.1-159
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2003년도 추계학술발표대회 요약집
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• pp.157-157
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• 2003

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(4)
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• pp.359-364
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• 1996

월성 2, 3, 4호기(중수로형 원자로) 원자로빌딩에 대한 지진절연 베어링의 효과를 예측하기 위해 해석적 연구를 수행하였다. 이를 위해 월성 원자로빌딩이 lumped-mass로 모델링되고 0.2g 설계 기준지진(DBE)을 적용하여 지진절연 베어링을 사용한 모델과 사용하지 않은 모델이 비교되었다. 지진절연 베어링을 사용하지 않은 원자로빌딩의 1차 고유진동수는 5.4Hz였고, 지진절연 베어링을 사용한 것은 0.7Hz까지 낮아 졌고 원자로빌딩 높이에 따라 거의 일정한 가속도로 나타났다. 지진절연 베어링을 사용하지 않은 원자로빌딩의 최대변위는 7mm였고 지진절연 베어링을 사용한 것의 변위는 106mm였다. 그러므로, 지진절연 베어링을 사용함으로써 지진하중은 크게 감소시키는 반면 큰 변위를 수용하기 위한 부가적설계가 수반되어야한다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.538-545
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• 1997

기기 및 각종 지지부의 정착을 위해 사용되는 콘크리트 확장형 앵커(CEA Concrete Expansion Anchor)인 PRH Wedge, Selfdrilling 및 Hilti KBII, HSLG에 대해서 최근 Canada의 Mcmaster 대학과 Switzerland 의 Schann 연구소에서 앵커 성능시험이 수행되었다. 본 시험결과를 토대로 월성원자력 2,3,4호기 설계앵커인 PRH Wedge, Selfdrilling 및 Hilti KBII와 대체앵커인 HSLG 앵커의 사용범위에 대해서 살펴보았다. 또한 동일한 앵커에 대해서 수행된 성능시험이라 할지라도 시험결과는 시편크기, 콘크리트강도 등 시험적용 변수에 따라 달라질 수 있는데 보고에서는 시험시편(Concrete Structural Member)의 크기에 따른 앵커링 파괴강도 및 콘크리트 파괴형태의 고찰을 통해 기존의 앵커시험 및 사용기준인 ASTM E488-90 [5], ACI 355.1R [6] 둥 제규정과의 차이점에 대해 고찰하고자한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권3호
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• pp.427-438
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• 1995

캐나다 원자력공사(AECL)는 1960년초 중수로형 원자력발전소 계통에 컴퓨터를 도입하여 처음에는 국부적으로 발전소를 제어하는 방법을 채택하였으나 점차 발전소 주요계통인 발전소제어계통 및 원자로 안전계통으로 확장하여 현재는 진보된 컴퓨터 응용 계측제어 기술로 개선된 Fully Computerized Shut down System 및 Distributed Plant Control System의 설계를 마무리하고 일부 기술을 신규 발전소 의 계측제어분야에 적응하여 운용하고 있는 상황에 있다. 본 보고서는 중수로형 발전소를 설계한 캐나다 원자력공사의 발전소 제어 및 원자로 정지계통 분야에 컴퓨터 기술을 적용한 배경과 그 기술을 2장, 3장에서 각각 서술하고 제4장에서는 이들 설비가 월성 1호기에서와 2, 3, 4호기에서의 차이점, 즉 설계변경된 부분을 소개, 고찰하여 보고 아울러 이의 기술이 향후 건설될 개량형 중수로에 적용 가능성과 관련 기술에 대하여 살펴보고자 한다.

• 원자력산업
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• 제16권3호통권157호
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• pp.4-13
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• 1996

한국중공업(주)는 최근 캐나다에 이어 세계에서 두 번째로 700MW급 중수로형 원자로(CALANDRIA)를 국산화 개발하는데 성공, 월성 4호기 건설현장으로 출하하였다. 지난 94년 5월 제작에 착수하여 19개월만에 완료된 이 국산 원자로는 스테인리스와 튜브 소재인 지르코늄 등 초합금강으로 제작된 계약금액이 120억원에 이르는 고부가가치 제품으로, 이번 국산화에 따라 수입대체효과는 물론, 앞으로 중국을 비롯한 동남아시아 지역의 원자력발전소 수출에 새로운 전기가 될 것으로 기대된다. 그 간의 개발경위와 국산화의 의의 등을 살펴본다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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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 Radiation Protection and Research
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• 제20권1호
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• pp.53-64
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• 1995

월성 원자력발전소 2,3,4 호기의 보조건물 주요 지역에서 냉각재 다량상h7사고 (large LOCA) 후의 방사선장을 평가하였다. 핵분열 생성물의 총량은 ORIGEN2 코드를 사용하여 계산하였고 선원항은 2중고장 시나리오, 즉 LOCA 사고후 비상노심냉각 (ECC) 계통의 고장이 결부된 사고시의 방사능 방출에 근거하였다. 원자로건물, 보조건물 및 ECC 계통의 구조모형을 QAD-CG 모델에 포함하여 계산하였다. 사고시점부터 90일 경과시까지 시간대 별로 선량율과 누적선량을 계산하였다. 결과적으로, 연속출입이 요구되는 중요지역에서의 방사선장은 충분히 낮은 것으로 평가되었다. 그러나, 일부구역에서는 제한적인 출입을 허용할 정도로 상대적으로 높은 방사선장을 나타내었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권3호
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• pp.430-436
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• 1993

원자력 발전소의 제어계측 장비의 노후화 때문에, 원자력 발전소에서는 제어계측 장비의 고장으로 인한 발전소 불시정지가 가끔 일어난다. 원자력 발전소의 불시정지는 커다란 경제적 손실과 발전소의 신뢰도를 떨어뜨리고 대중적인 인식을 좋지 않게 한다. 그러므로 불필요한 불시정지를 방지하기 위해서 제어계측 부품의 노후화를 고려한 부품교체를 해주는 것이 필요하다. 이 논문은 월성 원자력 발전소의 제어 컴퓨터 부품의 최적교체주기에 대해 연구했다. 우리는 먼저 월성 디지탈 제어 컴퓨터 부품의 최적교체주기에 대한 수학적 모델을 유도했고, 해석적으로 최적교체주기를 계산했다. 우리는 그결과를 현재 월성 원자력 발전소에서 쓰이는 방법과 비교했다. 월성에서 사용되는 방법은 수학적 분석 방법이 아닌 경험적 지식을 토대로 한것이다. 결과적으로 해석적으로 얻어진 최적 교체주기와 월성에서 사용되는 교체주기와는 약간의 차이를 보이고 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권3호
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• pp.358-373
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• 1995

중수로용 개량핵 연료집합체인 CANFLEX 핵연료다발의 CANDU-6 원자로 장전시 열수송계통에 대한 유동안정성이 분석되었다. CANFLEX 핵연료다발은 기존의 37개봉 핵연료다발과 원자로출력 및 압력강하 측면에서 거의 일치되며, 이로인해 수력적 거동이 양립하는 반면, CANFLEX핵연료다발은 기존의 37개봉 핵연료다발 보다 임계채널 출력이 증가하며, 반경방향 출력분포의 평탄화로 인해 균일한 엔탈피 분포를 확보할 수 있게 된다. CANFLEX 핵연료다발 및 출구모관들의 상호연결관에 대한 SOPHT 모델을 개발하였으며, 이 모델을 이용하여 CANFLEX 핵연료다발이 장전된 월성 1호기의 유동 안정성 거동이 해석되었다. 해석결과, 열수송계통의 출구모관들의 상호연결관이 없을 경우에는 기존의 37개봉 핵연료다발과 같이 유동이 불안정함을 보였으며, 출구모관들의 상호연결관이 있을 경우에는 정격출력의 $\pm$1% 내에서 안정함을 보였다. 따라서 CANFLEX 핵연료다발의 월성 1호기 장전시 열수송계통의 유동안정성 측면에서는 건전할 것으로 판단되었다.