• Nuclear industry
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• v.19 no.1 s.191
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• pp.70-74
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• 1999

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.25 no.3
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• pp.361-370
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• 1993

Low power physics tests should be peformed for the domestic pressurized light water reactors (PWRs) after refueling. The tests are peformed to ensure that operating characteristics of the core are consistent with predictions and that the core can be operated as designed. But in some low power physics tests, slow but steady reactivity increasing phenomena were noticed after step reactivity insertion by the control rod movement. These reactivity increasing phenomena are due to the low flux level and the gamma background because an uncompensated ion chamber (UIC) is used as the ex-core neutron detector. The gamma background may affect the results or the lour power physics tests. The aims or this paper are to analyze the grounds of such phenomena, to simulate a reference bank worth measurement test and to present a resolution quantitatively. In this study, the gamma background level was estimated by numerically solving the point kinetics equations accounting the gamma background effect. The reactivity computer check test was simulated to verify the model. Also, an appropriate neutron flux level was determined by simulating the reference bank worth measurement test. The determined neutron flux level is approximately 0.3 of the nuclear heating flux. This level is about 3 times as high as the current test upper limit specified in the test procedure. Then, the findings from this work were successfully applied to Kori unit 4 cycle 7 and Yonggwang unit 1 cycle 7 physics tests.

• Nuclear industry
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• v.14 no.12 s.142
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• pp.8-13
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• 1994

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2003.05a
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• pp.363.2-363.2
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• 2003

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1999.05a
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• pp.246-246
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• 1999

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1999.05a
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• pp.72-72
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• 1999

• Journal of Energy Engineering
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• v.16 no.1 s.49
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• pp.46-52
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• 2007

The piecewise constant angular approximation is developed to replace the conventional angular quadrature sets in the solution of the second-order, multi-dimensional $S_{N}$ neutron transport equations. The newly generated quadrature sets by this method substantially mitigate ray effects and can be used in the same manner as the conventional quadrature sets are used. The discrete-ordinates and the piecewise-constant approximations are applied to both the first-order Boltzmann and the second-order form of neutron transport equations in treating angular variables. The result is that the mitigation of ray effects is only achieved by the piecewise-constant method, in which new angular quadratures are generated by integrating angle variables over the specified region. In other sense, the newly generated angular quadratures turn out to decrease the contribution of mixed-derivative terms in the even-parity equation that is one of the second-order neutron transport equation. This result can be interpreted as the entire elimination or substantial mitigation of ray effect are possible in the simplified even-parity equation which has no mixed-derivative terms.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.173-178
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• 1996

특정한 방향성분에 대한 방향중성자속을 정의하는 방향차분 수송 방정식(discrete ordinates or S$_{N}$ transport equation)과 달리 방향변수를 구분된 방향영역에 대하여 적분하고, 해당 방향영역 내에서의 방향중성자속이 일정하다고 가정하는 영역상수법(piecewise constant method)을 이용하여 유사방향차분방정식(discrete ordinates-like equation)을 유도하여, 이를 Boltzmann 수송식과 2계 우성수송식(even-parity transport equation)에 적용하여 기존의 방향차분법의 단점인 광첨두현상(ray effects)을 감소시키고, 우성수송식의 교차미분항을 제거한 단순우성방정식(simplified even-parity equation)을 사용하여 광첨두현상을 제거하였다. 이는 단순우성방정식의 또 다른 장점을 제시한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.53-58
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• 1996

국내의 17$\times$17형 원전연료는 종전의 KOFA 연료로부터 Westinghouse(WH)사 Vantage-5H (V5H) 연료로 대체중에 있으며, 울진 1,2호기의 경우 8주기부터 V5H 연료를 장전한다. V5H 연료는 연료 상하부를 천연우라늄으로 구성함으로써 축방향 농축도가 균일하지 않으므로 기존 FRAMATOME사의 2차원 노심운전분석코드체계 (CEDRIC-CARIN-ESTHER)로는 정확한 노심 분석이 불가능하다. 따라서, 본 연구에서는 V5H 연료가 장전되는 울진 1,2호기에 대한 3차원 노심분석을 위하여 WH사의 INCORE-3D와 TOTE 코드를 PC-Version으로 개발하여 기존 코드체계를 대체하였다. 또한 WH형 원전과는 상이한 형식을 갖는 울진 1,2호기의 중성자속 측정 자료를 INCORE 코드에 적합한 형태로 변환하기 위한 C2I 코드를 개발하고 울진 1호기 6주기의 실제 중성자속 측정 자료를 이용하여 검증하였다. 이들 개발 코드들을 울진 원전에 설치하고, 1호기 8주기 출력상승중 노심출력분포 측정시험(75% 및 100% 출력시험)에 적용한 결과 기술지침서 상의 모든 제한사항이 만족되며 코드성능 또한 만족함을 확인하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.543-548
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• 1996

이 연구의 목적은 고리 3/4호기 및 영광 1/2호기의 음의 중성자속 변화율에 의한 원자로 트립(NFRT) 설정치를 제거하여 불의의 제어봉 낙하 사고시에 원자로 트립을 방지하는 것이다. 현재의 인허가된 안전해석 방법론에 의하면 제어봉 낙하사고시에 NFRT에 의하여 원자로가 트립되고 결국 발전소의 이용율이 감소하게 되는데 본 연구에서 적용된 새로운 방법론으로는 이 NFRT 보호신호 없이도 제어봉 낙하사고시에 발전소의 안전성을 입증할 수 있다. 안전분석은 주기별로 다른 핵설계 자료 즉, 냉각재 온도상수, 전출력에서의 제어봉가 및 제어봉 삽입한계 등을 이용하여 수행되었다. 웨스팅하우스형 연료인 OFA 및 V5H에 대하여 고리 4호기 6주기외 3개 주기에 대하여 분석되었다. 분석된 주기들에 대해서 NFRT 신호 없이도 핵비등 이탈률(DNBR) 설계기준을 모두 만족하였다. 그러므로 고리 3/4호기 및 영광 1/2호기의 NFRT 신호는 제거할수 있고 이로써 제어봉 낙하사고시의 발전소 불시정지를 방지할수 있다.