• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권5호
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• pp.687-700
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• 1995

제안된 CANDU-9 원자로의 열수력 과도변화상태가 해석되었으며 주요한 몇개의 과도변화가 열수송 계통의 설계요건을 만족시키는지에 대해 평가되었다. 열수송계통의 과도변화시 핵연료의 건전성과 계통압력상승의 제한 측면에서 분석된 본 해석결과에 따라서 제안된 열수송계통형상과 열수송계통기기의 예비 크기가 확정 및 검증되었다. AECB R-77 요구조건에 대한 CANDU-9 원자로의 만족여부를 평가하였다. 해석결과, 각 과도변화시 원자로 모관의 고압첨두치가 ASME코드의 요구조건에 따른 허용범주내에 있었으며 핵연료의 건전성이 확인되었다. 원자로 가동운전시 제안된 CANDU-9 원자로의 고유적인 핵연료채널을 통한 역류현상을 규명하기 위하여 한개의 펌프가 시동될때의 과도변화현상을 해석하였다.

• 에너지공학
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• 제20권4호
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• pp.259-266
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• 2011

원자로 정지냉각계통은 원자로 정지 시 핵연료 잔열 제거를 위하여 냉각수가 충분히 공급하고 원자로기기들을 보호할 수 있는 냉각율을 유지할 수 있도록 설계되어야 한다. 경수로 정지냉각계통을 분석하기 위한 KDESCENT코드를 중수로 정지냉각계통에 적용하여 보았으며 기존의 중수로형 해석코드인 SOPHT, SDCS 코드 결과와 비교분석하였다. 정지냉각펌프 모드와 열수송펌프 모드에서 정상냉각 운전상태는 계통의 설계 요건을 만족시켰으며 정지냉각 열교환기를 열제거원으로 사용하였을 때 냉각률은 설계요건에서 규정하고 있는 제한치인 $2.8^{\circ}C/min$ 이하의 값을 얻었다. 전반적인 냉각능력 분석 결과 월성 2, 3, 4호기 정지냉각계통은 핵연료로부터 핵분열 생성물의 방출을 충분히 제한하고 핵연료채널의 건전성을 유지시키기 위한 충분한 냉각을 핵연료에 제공하였다.

• 비파괴검사학회지
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• 제21권5호
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• pp.526-531
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• 2001

공통축 형태로 배치된 비자성체 이중관에 있어서 유한요소해석 상용 소프트웨어와 실험적인 방법을 각각 이용하여 원격장 와전류 에너지의 전달 경로를 연구하였다. 연구결과 이중관에 있어서 원격장 와전류 에너지는 두 관 사이의 공간을 따라 흐르는 것이 아니라, 단일 튜브의 경우와 마찬가지로 외측 튜브의 외면을 따라 흐름을 확인하였다. 이는 원격장 와전류 효과의 관벽투과 특성이 이중관에 있어서도 유효함을 보여주는 것이다. 따라서, 중수로형 핵연료 채널과 같은 이중관 형태를 대상으로 내관 및 외관의 내 외부 결함 탐상, gap 분포 및 지지대의 위치 확인 등에 원격장 와전류 방법의 관벽투과 특성이 응용될 수 있음을 보였다.

• 기계저널
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• 제33권5호
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• pp.449-455
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• 1993

지금까지의 CANDU 사고이력과 관련된 문제점을 살펴보면 핵연료 채널의 부적절한 설계 및 설치 그리고 부적절한 압력관 가동조건 등에 많은 문제점이 있었다. 이러한 의미에서 CANDU의 안전성은 압력관의 건전성으로부터 확보된다 하여도 과언이 아니다. 그러나 CANDU에서 차지 하는 중요성에 비추어 압력관의 사용환경은 매우 열약하다. 따라서 가동중 압력관 건전성 위협 요인에 대한 정기적인 검사, 시험 및 평가는 CANDU 안전성확보의 첫걸음이 된다. 특히 건전 성평가에 필요한 주요자료가 압력관 인출시험결과로부터 확보됨을 고려할 때 압력관 인출시험을 국내에서 수행할 수 있는 능력을 확보하는 것 또한 우리에게 부과된 과제라 할 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권1호
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• pp.19-31
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• 1994

기사용 핵연료 저장조에 대한 열수력 해석과 관련된 인자들이 열수력 해석에 미치는 영향에 대한 분석을 수행하였다. 기사용 핵연료에서 발생하는 붕괴열(decay heat)을 제거하기 위해 일어나는 자연 순환(natural circulation)현상을 모사하기 위해 단순화된 유동망(simplified flow network)해석 모델을 사용하였다. 기사용 핵연료 저장조의 각 셀에 저장되는 연료 집합체에서 발생하는 붕괴열을 제거하기 위해 흐르는 유량의 압력 손실량이 자연순환을 일으키는 밀도차이에 의해 생성되는 구동력(driving force)과 평형을 이루는 관계를 이용하여 지배 방정식을 유도하였다. 그러나 유량, 저항 계수, 붕괴열, 밀도 등의 변수들이 서로 종속 관계를 갖기 때문에 반복 계산을 통해 해를 얻게 된다. 본 해석을 적용한 영광 3, 4호기의 경우, 12채널을 고려하였고 사용되는 입력 (저항 계수, 붕괴열)을 보수적으로 결정하였다. 본 연구를 통해 영광 3, 4호기 기사용 핵연료 저장조의 열수력 특성을 구하였다. 또한 유동로를 따라 형성되는 유동 저항중에 기하학적 요인에 의한 압력 손실은, 기사용 핵연료 저장조의 경우 압력 용기내의 유동과 달리 천이 영역(transition region)이 존재하게 되므로 Reynolds수에 민감한 것을 알 수 있다. 간극 유동은 조밀화된 연료 집합체 (consolidated fuel assembly)가 아닌 경우 무시할 수 있었다.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2001년도 하계학술대회 논문집 B
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• pp.690-692
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• 2001

A FEM model of the remote-field eddy current effect is presented for zirconium-2.5percent niobium(Zr-2.5%Nb) nuclear reactor pressure tubes to demonstrate the important electromagnetic field. Phenomena that describe this effect. This model is applied to evaluate the optimal operating frequency and detector position. There are many ambiguous experimental results connected with this technique. Finite element calculations can be used in the interpretation of these experimental results even though the electromagnetic fields measured in the remote-field technique are very small.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2003년도 추계학술대회논문집
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• pp.345-349
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• 2003

The dynamic behavior of CANDU nuclear fuel channel was analyzed by the use of 3-dimensional finite element method, under the various fault conditions such as a fault in the end fitting support and the removal/migration of the garter spring in the fuel channel, in order to predict the dynamic behavior for a degraded symptoms of CANDU nuclear fuel channel. Moreover, the frequency response analysis for possible fault conditions was also peformed considering the effects of the pressure tube vibration and flow-induced vibration by the coolant flow. From the analysis of the frequency responses, defects in the garter spring have influenced the changes of 2nd and 3rd modes and all the important modes are varied for the failure in the journal bearing in the end fitting body.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제18권2호
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• pp.37-42
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• 2022

An influence analysis on multiple steam generator tube rupture (mSGTR) followed by an unmitigated station blackout is performed to compare the plant responses according to the number of ruptured u-tubes under the assumption of a total of 10 ruptured u-tubes. In all calculation cases, the transient behaviour of major thermal-hydraulic parameters, such as the discharge flow rate through the ruptured u-tubes, reactor header pressure, and void fraction in the fuel channels is found to be overall similar to that of the base case having a single SG with 10 u-tubes ruptured. Additionally, as the conditions of low-flow coolant with high void fraction in the broken loop continued, causing the degradation of decay heat removal, the peak cladding temperature (PCT) would be expected to exceed the limit criteria for ensuring nuclear fuel integrity. However, despite the same total number of ruptured u-tubes, because of the different connection configuration between the SG and pressurizer, a difference is foud in time between the pressurizer low-level signal and reactor header low-pressure signal, affecting the time to trip the reactor and to reach the PCT limit. The present study is expected to provide the technical basis for the accident management strategy for mSGTR transient conditions of CANDU-6 plants.

• 비파괴검사학회지
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• 제34권3호
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• pp.254-259
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• 2014

중수로 원자로는 한 개의 원자로용기로 구성된 경수로와는 달리 약 380여개의 연료채널(fuel channel)로 구성되어 있다. 연료채널을 구성하는 압력유지 기기인 압력관(pressure tube)은 지르코니움 합금(Zr-2.5wt% Nb) 재질로서 치수는 내경이 103.4 mm, 두께가 약 4.19 mm, 길이가 6.36 m인 튜브 형태의 관이다. 압력관은 내부에 핵연료 다발과 냉각재가 내장되며 압력관의 기능은 연료를 지지하고 열수송 유체인 중수($D_2O$)를 이송한다. 압력관의 단순한 기하학적인 형상으로 인하여 자동화 비파괴검사가 가능하고 접근성이 우수하다. 연료채널은 경수로형 원전과 동일하게 설치전과 운전중에 원자력안전위원회 법령 요건에 따라 주기적으로 엄격한 비파괴검사를 수행하여 건전성을 확인한다. 연료채널의 주기적 비파괴검사에는 초음파탐상 및 와전류탐상검사 기법을 적용한 체적 비파괴검사 기술이 적용된다. 이중에서 와전류탐상검사 기법은 초음파탐상검사에서 검출된 결함의 확인을 위한 보충검사기술로 적용되고 있지만 표면결함에 대한 검출능이 초음파탐상검사 기법보다 우수한 장점을 가지고 있다. 본 논문에서는 압력관 내부 표면 비파괴검사에 적용되고 있는 와전류탐상검사 기술의 압력관 내면에 발생할 수 있는 결함의 검출 및 깊이 측정 특성에 대한 연구결과를 기술하였다. 즉, 와전류검사 기술은 압력관 내면에 발생할 수 있는 아주 미세한 결함을 매우 우수한 분해능으로 검출할 수 있으므로 초음파탐상검사 결과 확인을 위한 보충기술로서 매우 유용하지만, 결함의 깊이 측정은 오차가 매우 크게 발생하므로 결함 깊이 측정에는 적합하지 않고 오직 표면결함 검출에만 적용하는 것이 바람직하다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권1호
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• pp.21-34
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• 2015

원자력발전소 해체를 준비하기 위해서는 해체대상 발전소에 대한 선원항 평가가 선행되어야 한다. 해체전략 수립단계에서 선원항 평가 결과를 토대로 해체 폐기물을 분류하고 비용평가를 수행한다. 본 연구에서는 월성 1호기의 예비 선원항 계산을 수행할 수 있도록 MCNP/ORIGEN-2 모델의 타당성 평가를 수행하였다. 연소도가 다른 핵연료 다발의 악티나이드 계열과 핵분열 생성물의 핵종 수밀도는 싱글 채널 모델을 이용하여 MCNPX 코드로 연소 계산하여 구하였다. 선원항의 정확도에 영향을 미치는 두가지 요인에 대해 조사하였다. 첫번째 요인으로 선원항 계산에 영향을 미치는 중성자 스펙트럼을 MCNP로 계산하여 해당 핵종의 1군 미시 핵단면적에 반영하였다. 중성자 스펙트럼이 반영된 라이브러리로 계산한 선원항과 ORIGEN-2 코드 package에 내장된 library (CANDUNAU.LIB)로 구한 선원항을 비교하였다. 두번째 요인으로 선원항에 대한 출력이력의 영향을 조사하였다. 해체 폐기물의 저준위 폐기물 처분 가능성을 살펴보기 위해, 2010년도 교체된 압력관, 칼란드리아관과 기존 칼란드리아 동체에 대하여 중성자 스펙트럼을 반영한 library를 적용하여 MCNP/ORIGEN-2로 선원항 평가 계산을 수행하였다.