• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11b
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• pp.775-780
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• 1996

본 연구는 차세대원자로 기술개발의 일환으로 수행되고 있는 차세대원자로 안전규제기술개발 사업의 추진현황을 요건체계 구축 및 주요 구성요소 관점에서 논의하였다. 설정된 차세대원자로 안전규제요건 체계중 안전목표/원칙, 일반안전요건 등의 요건항목들이 가지고 있는 안전성 증진과 관련된 특징적인 요소들을 분석하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05b
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• pp.1055-1060
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• 1995

국내 차세대원자로 안전규제기술요건 개발방향 설정의 일환으로서 USNRC가 추진중인 각종 규제개선 프로그램의 중요내용들을 분석하고 향후 규제요건 개발 시 고려방향을 제시하였다. 안전에 여유가 있는 요전의 완화/제거, 규제평가그룹 권고이행, PRA 실무그룹 권고이행 및 안전심사지침 개정 프로그램 등 USNRC의 주요 규제개선 프로그램 분석을 통해 규제개선 대상 분야를 도출하고 향후 차세대원자로 안전규제기술요건 정립에 활용할 수 있도록 중요 개선항목에 대한 고려방향을 제시하였다.

• Nuclear industry
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• v.19 no.6 s.196
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• pp.42-47
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• 1999

원자력발전소의 안전성분분석보고서(SAR) 작성시 이용되어온 USNRC의 RG 1.70을 참고로 하고, 신형 원자로와 관련된 최신의 규제 정보와 차세대 원자로의 설계 특성에 근거하여, 차세대 원자로 표준 설계용 SAR 작성 지침(안)을 개발하였다. 개발된 지침(안)은 RG 1.70에 비해 상당히 많은 추가적인 안전 설계 정보를 제시하도록 구성하였으므로, 이 지침을 표준 설계에 대한 안전성 심사에 이용할 때 효율적이고 일관성 있는 안전성 판단을 할 수 있고, 이에 근거하여 향후 통합 허가(COL)용 SAR 작성 지침을 쉽게 개발할 수 있을 것으로 기대된다. 또한 일부 산업 기술 기준의 준용을 제외하고는 국산화를 실현함으로써 우리 고유의 지침 역할을 할 수 있게 되었다. 본 연구를 통해 개발된 지침(안)의 객관성과 일관성을 보장하기 위하여 향후전문가 검토가 수행될 예정이며, 검토 의견을 반영하여 내용을 보완한 후 차세대 원자로 표준 설계의 인$\cdot$허가 심사에 활용될 예정이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.731-737
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• 1998

차세대원자로의 붕산희석사고시 노심에 유입되는 저농도 붕산수 slug의 혼합현상에 대한 해석을 수행하였다. FLUENT V4.47을 이용하여 inherent event와 external event로 분류되는 SBLOCA시와 SIS 주입에 따른 급속붕산희석현상에 대해 인차원 축대칭을 가정하여 해석을 수행하였다. 각각의 경우에 대하여 사고시 노심에 추가되는 정반응도는 1.86 %$\Delta$$\rho$ 이하로 계산되었으며, 이 결과는 원자로정지여유도 6.5 %$\Delta$$\rho$다 작은 값을 가지므로 원자로의 안전성을 유지하기에 충분한 여유를 갖는 것으로 해석되었다.

• Journal of Energy Engineering
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• v.8 no.4
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• pp.525-532
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• 1999

The standardized Korea Next Generation Reactor (KNGR) NSSS has developed in the basis of the ABB-CE System 80+ design concept. In this study, several regulatory requirements for the KNGR shutdown cooling system (SCS) operation are investigated. The purpose of this study is to establish the technical self-reliance for SCS design by supporting fundamental data such as SDCHX effective area and reactor CCW flow rate. Thermal power of KNGR would be increased to about 4,000 $MW_{th}$ in comparison with thermal power 2.825 $MW_{th}$ of UCN 3&4, therefore, SCS design data shall b recalculated by using the KDESCENT Code, which could evaluate cooling capability of SCS. It is found that SCS minimum flow rate is able to remove the primary sensible heat. Reviewing the major components such as heat exchanger, pump, value, and operating procedure, it is concluded as follows.

• Nuclear industry
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• v.15 no.8 s.150
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• pp.74-79
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• 1995

NPI(Nuclear Power International)사와 그 모기업인 지멘즈(Siemens)사와 프라마톰(Framatome)사는 유럽의 주요 전력업체들의 지원을 받아 차세대원자로인 유럽형 가압경수로(European Pressurized Water Reactor : EPR)를 지금까지 개발해 왔다. EPR은 높은 안전성과 경제성, 평이성, 향상된 운전성 등의 차세대원자로의 당면과제를 만족스럽게 해결함으로써 앞으로 세계 원자력산업에 크게 기여할 것으로 본다. EPR의 개발현황을 살펴본다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.51-56
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• 1997

기존 가압형 경수로에서 전체 반응도가의 상당부분을 제어하고 있는 붕산수를 사용하지 않고 노심 잉여반 응도를 보상하기 위해 1300MWe급 차세대원자로(KNGR)를 대상으로 무붕산노심 반응도 제어기법 연구를 수행하였다. 다양한 종류의 가연성독봉에 대한 무봉산노심 적용가능성을 분석하고 새로운 개념의 Enriched WABA를 도입하였다. Enriched WABA는 전 주기동안 무붕산노심에 적합한 반응도 제어능력을 나타내었고, 18개월 주기의 무붕산 차세대원자로 개념설계에 효과적으로 사용되었다. 핵연료집합체 군정수 생산 및 노심해석에는 Westinghouse사의 APA(ALPHA/PHOENIX-P/ANC) 전산코드체계를 사용하였고, 본 연구로부터 한단계 높은 안전성을 제공하는 무붕산운전은 충분한 가능성이 있다고 판단된다.

• Ingenium
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• v.2 no.1
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• pp.40-44
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• 1995

• Nuclear industry
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• v.12 no.3 s.109
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• pp.15-17
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• 1992

• Nuclear industry
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• v.12 no.6 s.112
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• pp.10-14
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• 1992