• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.479-483
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• 1997

CANDU형 발전소의 사고해석 검증을 위한 계통분석 코드는 별도로 개발되어 있지 않으며, PWR 사고해석 검증용으로 널리 사용되고 있는 RELAP5 코드를 CANDU형 발전소의 사고해석 검증용으로 개발하려는 연구가 현재 진행되고 있다. CANDU형 발전소를 묘사한 RD-14 실험장치에서의 실험결과를 RELAP5 코드로 평가한 연구는 있으나, 실제 CANDU형 발전소의 사고해석에 적용한 예는 없다. 본 연구에서는 RELAP5 코드를 이용하여 CANDU형 발전소의 주증기관 파단사고를 분석하고, 그 결과를 월성 2,3,4 FSAR의 분석결과와 비교하여, CANDU형 발전소에 대한 RELAP5 코드의 적용 타당성을 평가하는데 그 목적이 있다. 연구결과, RELAP5 코드는 CANDU형 발전소의 주증기관 파단사고를 잘 모사하고 있으며, CANDU형 발전소의 사고해석 검증용 코드로서 적절함을 보여주고 있다.

• Nuclear industry
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• no.9_10 s.9
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• pp.33-37
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• 1982

현재 우리나라는 고리원자력발전소 1호기 1기를 운전중에 있으며 8기를 건설하고 있는데 월성원자력발전소 (CANDU-PHW) 1기를 제외하면 모두 가압경수형원자로 (PWR)인바, 유일한 중수로인 월성원전의 상업운전개시가 금년말로 예상되고 있어 CANDU형원자로의 역사와 특성을 대략적으로 알아보고자 한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.376-380
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• 1996

RD-14은 CANDU형 발전소를 묘사하기 위한 실험장치로서 여러 초기조건에서 자연순환 실험이 수행되었다. 본 연구에서는 RD-14 실험장치의 자연순환 실험을 RELAP5 코드로 모사하여 결과를 비교·평가하였다. 본 연구는 CANDU형 발전소 사고해석의 검증용 코드로서 RELAP5 코드의 적용 타당성을 평가하기 위한 과정으로 수행되었다. 계산결과, RELAP5 코드는 RD-14 실험장치의 자연순환 실험을 잘 예측하고 있음을 보여주고 있어 CANDU형 발전소의 자연순환 평가에 유용하다는 결론을 얻었다.

• Nuclear industry
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• no.1_2 s.11
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• pp.10-16
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• 1983

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2002.10a
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• pp.446.1-446
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• 2002

• Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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• v.24 no.3
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• pp.343-351
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• 2011

Nuclear containment building is the last barrier for being secure from any nuclear power plant accident. Therefore, it is very important to understand the ultimate capacity of nuclear containment building to loads associated with severe accidents. LOCA (loss of coolant accident) is considered as the basic accidental load and CANDU-type containment building is considered as a target structure in order to conduct the numerical analysis for the structural safety of a containment building. The CANDU-type containment building is a prestressed concrete shell structure which has the dome and the cylindrical wall and is reinforced with bonded tendons. In this paper, the evaluation of ultimate internal pressure capacity was carried out by nonlinear analysis of a prestressed concrete containment building using 3-dimensional structural analysis system.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.19 no.1
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• pp.23-35
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• 1994

A computer code DRL was developed to calculate the derived release limits at CANDU type nuclear power plants. The derived release limits resulting from DRL code is to set guidelines for the release of radionuclides in airborne and water-borne effuents during normal operations of a CANDU type nuclear power plant. The DRL code generally follows the methodology Prescribed in the CSA standard N288.1-M87 and uses the Parameter values recommended in the same standards. The DRL code was used to calculate a set of preliminary derived release limits for the Wolsong NPP.

• Nuclear industry
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• v.16 no.1 s.155
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• pp.70-84
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• 1996

시뮬레이터를 기반으로 하는 CANDU 설계분석시스템 구축을 장기목표로 한 플랜트-제어모사해석기는, 단기적으로는 플랜트의 동적 성능 분석에 의한 원자력 엔지니어들의 개념교육, 발전소 운전원들에 대한 현상학적 발전소 거동이해, 종합적 엔지니어링 시뮬레이터 개발을 위한 R&D 도구로서의 역할이 기대되며, 장기적으로는 엔지니어링 데이터베이스의 공유를 통한 CADD, 시뮬레이터를 이용한 플랜트설계분석시스템의 통합을 이룰 수 있는 기반기술로 자리잡게 될 것이다. 특히 가상현실이라는 개념을 도입해 값비싼 실제 플랜트시설 없이 다양한 운전상황하에서의 플랜트의 성능과 상태를 현장감 있는 환경을 구성해서 모니터링하고 예측할 수 있는 기술의 개발에 활용될 것이다.

• ICROS
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• v.2 no.5
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• pp.56-62
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• 1996

캐나다 원자력공사(AECL)에 의하여 1960년대 초에 개발되어 상업운전중이거나 건설중인 CANDU 6 발전소는 중앙집중제어방식을 채택하여 계통의 성능 및 신뢰성이 입증되었으나 경제성 및 유지보수의 어려움으로 인하여 현재 개발이 진행중인 CANDU3과 CANDU9 발전소에서는 프로그래머블 콘트롤러를 이용한 분산제어방식을 기반으로 하여 계측제어계통이 설계되고 있다. 분산제어계통은 우수한 확장성과 신뢰성으로 인하여 이미 일반 산업 분야에서 널리 활용되고 있으며 최근에는 원자력발전소에도 적용범위가 계속해서 확대되고 있다. 본 보고서는 최신의 계측제어기술을 적용하여 차세대 대용량 원자력발전소로 개발중인 CANDU9 발전소의 발전소 전제어계통과 핵연료취급제어계통 등 계측제어계통에 대한 주요 계통설계 방안과 분산제어계통의 설계개념을 소개하고 CANDU 발전소에 분산제어방식을 적용한 장점을 고찰하고자 한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.6
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• pp.932-937
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• 1995

1990년 12월 카나다의 Darlington 2호기에서 발생한 핵연료 다발의 양쪽 지지판에 있는 지지 금속판의 파손은 펌프 날개 통과 압력 충격파가 Acoustic 성격으로 중폭되어 연료봉지지판의 파손을 일으킨 것으로 추정되었고 이에 따른 주열수송계통에 대한 ABAQUS를 이용한 Acoustic 해석과 수많은 실험을 거쳐 Acoustic 압력 충격파가 핵연료 다발의 연료봉 지지판 파손 원인임이 입증되었다. 이러한 Acoustic 해석과 실험의 결과로써 Darlington 발전소의 열수송 펌프를 5 날개 펌프에서 7 날개 펌프로 교체시키게 되었으며 그 결과 핵연료 스트링의 축방향 진동을 감소시켜 연료봉 지지판의 파손을 방지하게 되었다. 이러한 사례로 인하여 최근 CANDU형 원자로 열수송 계통의 Acoustic 해석에 대한 연구가 AECL의 Chalk River Laboratory와 COG(CANDU Owners Group)에서 활발하게 진행되고 있다. 이 기고문에서는 매우 새로운 분야로써 현재 이루어지고 있는 CANDU형 원자로 열수송 계통의 Acoustic 해석을 위한 해석 이론과 해석 방법을 간단히 요약 정리하였다.