• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 1994.11a
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• pp.150-154
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• 1994

본 연구는 원자력발전소용 시뮬레이션 언어인 DSNP 언어를 이용하여 CANDU-6 발전소 운전 모사 프로그램을 구성함으로써 핵심계통인 1차냉각재 계통(PHTS)과 2차 계통 일부가 정상 및 과도조건에서 보일 수 있는 운전 상태를 연구하였다. DSNP 프로그램은 원자로심과 증기발생기에서의 열전달 모델, 열수송계통 펌프 모델 및 가압기 열수력 모델을 포함하고 있으며, 파이프(pipe)라는 단위 구성체를 이용하여 1차 냉각재계통을 노드화하여 계통 모사가 실현된다. 정상상태 100% 전출력 운전시 대표적인 운전변수를 기준으로 DSNP 결과와 CANDU-6 발전소 설계치를 비교해본 결과 서로 매우 근사한 값을 나타내었으며, 이는 과도상태 모사의 초기조건으로 합당한 것으로 판단된다. 본 연구에서 선택된 과도상태 모사시 DSNP 프로그램은 매우 안정된 '최종정상상태'를 얻음에 따라 원자로의 기계 물리학적 변화를 합리적으로 모사하고 있음을 알 수 있었다. CANDU-6 단계감발 운전시 동적 거동을 원자로 설계자료인 '예비 안전성 평가 보고서(PSAR)'와 비교한 결과 단기적 거동은 PSAR 결과와 다소 다른 점이 있었으나 전체적으로 합리적인 운전변수 값을 얻을 수 있었다. 단기적 거동에 대한 입증은 원자로 운전자료를 통하여 가능할 것으로 사료된다. 이상과 같이 본 연구를 통해 구성한 DSNP 프로그램은 보완 및 개선의 여지가 있으나 현재의 수준으로도 CANDU-6 발전소의 일부 과도상태 모사가 가능한 것으로 판단된다

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 2000.11a
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• pp.163-171
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• 2000

AMBIDEXTER 원자력 에너지 시스템은 Th$^{233}$ /U 핵주기를 이용한 용융염 핵연료가 내장형 열교환기를 포함하는 일체형 원자로 시스템을 순환하면서 1차 냉각 계통을 이루고, 독립된 온라인 정화계통에 의해 액상 용융염 핵연료 일부를 연속 추출. 처리, 재주입 함으로 노심의 핵적 자활상태를 유지한다. 이와 같은 시스템 개념은 배관망 파손에 의한 중대사고 방지, 열수송 회로와 방사성 물질 회로의 독립적 구성을 통한 효과적인 원자력 에너지 이용과 고유 안전성을 확보하는 장점을 통해 현안 원자력 문제의 근본적인 해결 방안을 제시하고 있다.(중략)

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.13 no.4
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• pp.253-262
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• 2015

Radionuclide deposited on the surface of several internal and external systems in a nuclear power plant is created by the activation of corrosion products from nuclear reactor structural materials and fission products. Especially, the constant contact between water and the surface corrodes the inside where primary system makes coolants and corrosion products mixed. Also, these are circulated along the systems. For comparing models, CRUDTRAN, DISER, MIGA-RT and CPAIR codes are analyzed to predict the quantity of radionuclide and corrosion product of primary reactor that are used at the stage of designing. The corrosion products behavior of domestic PWR primary system was predicted by using CRUDTRAN. This study aims to increase the reliability of corrosion product evaluation model by comparing the actual values and calculated values with the data of a Westing House-type Nuclear Power Plant.

• The KSFM Journal of Fluid Machinery
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• v.13 no.5
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• pp.5-10
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• 2010

5MW, open pool type research reactor, is commonly used to education and experimental purpose. It is necessary to prepare a standardization of system designs for considering a demand. HANARO has prepared the standardization of 5MW research reactor system designs based on the design, installation, commissioning and operating experiences of HANARO. For maintaining an open pool type reactor safety, a primary cooling system (after below, PCS) should remove the heat generated by the reactor under a reactor normal operation condition and a reactor shutdown condition. For removing the heat generated by the reactor, the PCS should maintain a required coolant flow rate. For a verification of the required flow rate, a flow network analysis of the PCS was carried under a normal operating condition. Based on the flow network analysis result, this paper describes the PCS flow characteristics of a 5MW open pool type research reactor. Through the result, it was confirmed that the PCS met design requirements including design flow rate without cavitation.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.48-53
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• 1998

원자력 발전소 배관계통에 파단전 누설 (LBB) 설계개념의 적용을 위해서는 원자로 가동온도에서의 재료의 파괴저항성 평가가 필수적이다. 본 연구에서는 국내 원자로의 1차 냉각계통배관의 엘보우 소재로 사용되는 SA516-Gr.70 강의 파괴저항성에 미치는 DSA (Dynamic Strain Aging, 동적변형시효) 영향을 고찰하였다. 파괴저항성 평가를 위해 원자로 가동온도를 포함한 상온~50$0^{\circ}C$ 온도영역에서 준정적 하중에서부터 지진 하중 정도의 동적 하중까지 하중속도를 달리하여 직류전위차법 (DCPD) 이용하여 J-R 시험을 행하였다. J-R 시험결과, SA516-Gr.70 강은 특정한 온도와 하중속도의 조합에서 파괴저항성이 크게 떨어지는 양상을 보였으며, 낮은 파괴저항성을 나타내는 온도는 하중속도가 증가함에 따라 높은 온도쪽으로 이동하는 전형적인 DSA 감수성을 보였다. 인장시험을 통해서도 큰 폭의 serration 이 관찰되었으며 SA516-Gr.70 강에서 파괴저항성의 변화와 DSA 현상과의 연관성을 고찰하였다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2000.07d
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• pp.2501-2503
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• 2000

본 연구는 윈자력발전소 원자로 냉각재 계통의 가압기 밀림배관내에서 서로 다른 온도의 유체가 밀도차에 의해 분리된 채 존재하는 열성층의 온도를 감시할 수 있는 시스템을 개발한다. 개발된 온도 감시 시스템은 국내원자력발전소 중 가장 오래된 고리원자력발전소 1호기의 수명연장과 관련하여 가압기 밀림배관의 열성층 온도를 측정하므로써 열성층화에 따른 배관의 건정성 여부를 평가하는데 사용한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.21 no.4
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• pp.308-320
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• 1989

The objective of this work is to investigate the effects of diminished primary coolant inventory and the presence of noncondensible gas during single- and two-phase natural circulation in a PWR loop model. The test model was composed of two loops with a U-tube heat exchanger in each loop. Through a series of tests, it has been confirmed that the two-phase natural circulation flow rates were greatly dependent on primary coolant inventory as previous investigators observed. The primary coolant inventory limit to maintain two-phase natural circulation was found to be the amount of the coolant necessary to keep the waterline of the coolant nozzle hole center in this model. The presence of noncondensible gas impede the single-phase natural circulation, but it did not affect the two-phase natural circulation significantly.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.21 no.4
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• pp.259-266
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• 1989

An improved version of RELAP5/MOD2 Cycle 36.04 code is assessed for LOFI LBLOCA Test L2-5. Minor modifications to the original version have been done to avoic reflood related errors. Based on the modified version, one base case and two cases for sensitivity study on downcomer and core channel modelling are calculated. The calculation results are compared with the experimental data for primary system pressure, break mass How rate and cladding temperature at hot spot According to the comparison, it is found that the hydraulic system behaviors are well predicted, excessive core cooling exist in blowdown phase for a single core channel and a combined downcomer case, and a better result can be obtained for a two core channel case.

• Computational Structural Engineering
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• v.8 no.1
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• pp.4-12
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• 1995

원자로 격납건물(Reactor Containment Bldg)은 정상가동시는 물론 냉각재상실사고(LOCA)를 포함하는 설계기준사고(DBA) 및 설계기준지진(DBE) 발생시 구조물 자체의 건전성 확보는 물론 주기기(NSSS Equipment)를 포함하는 안전관련 계통 및 기기를 안전하게 보호/지지하므로써 핵누출을 방지하여 발전소 종사자를 포함하는 국민의 재산과 생명을 보호하는 역할을 하는 원자력발전소에서 가장 중요한 구조물이다. 원자로 격납건물은 압력용기(Pressure Vessel : 설계내압 5 psi 이상인 용기)로 설계되는 격납용기와 1, 2차 차폐구조 등의 내부구조물로 구성되는데 이 중 본 소고에서는 격납용기의 해석 및 설계 그리고 구조건전성 시험 및 사용중검사에 대해서만 간략하게 기술한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.267-272
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• 1998

TMI-2 사고는 2차 냉각계통의 이상을 발단으로 해서 노심이 용융되는 중대사고로 진행하였는데, 노심의 손상이 실제 예상한 것보다 심하게 나타났다. 따라서 이 사고를 계기로 하여 원자로 안전성에 대해 큰 문제점이 제기되어 안전성의 재평가의 필요성이 크게 대두되었다. 이와 같은 필요성에 따라 TMI-2 원자로에서 채취한 노심재 시료에 대한 광범위한 핫셀시험이 수행되었는데, 이 연구에서는 노심 상부에서 채취한 데브리스 시료에 대한 핫셀시험을 수행하여 그 결과를 검토 분석하였다.