• Nuclear Engineering and Technology
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• 제24권3호
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• pp.236-242
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• 1992

노심의 과온도 Delta-T보호식에 설정된 동적보정함수들의 시정수 변화에 따른 특성이 조사되었으며, 출력운전 중 제어봉집합체의 비통제된 인출사고의 경우에 있어서 위 동적보정함수들의 과온도 Delta-T보호식에 대한 영향을 시스템 코드인 NLOOP및 노심열수력 코드인 PUMA를 사용하여 연구하였다. 위 연구를 바탕으로, 과온도 Delta-T 보호식의 동적보정함수에 대한 최적화 절차가 제시되었으며, 고리 3&4 호기 친이노심의 경우에 대해 최적화된 동적보정함수를 구하였다. 그 결과, 시스템의 최소 DNBR에 가장 영향을 줄 수 있는 동적보정함수는 노심평균온도에 대한 lead-lag항으로 판명되었으며, 이때 최적화된 시정수값은 lead시간 21초, lag시간 4초로 나타났다. 이러한 동적보정함수의 최적화를 통하여 안전한계치를 변경하지 않고서도 노심의 운전영역을 개선할 수 있을 것으로 기대된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권5호
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• pp.1698-1711
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• 2022

A combined safety approach, which uses a best-estimate computer code and adopts conservative assumptions for safety systems availability, is developed and applied to the safety margin evaluation for the Loss of Condenser Vacuum (LOCV) of the 1000 MWe Korean Nuclear Power Plant. The Multi-dimensional Analysis of Reactor Safety-KINS standard (MARS-KS) code is selected as a best-estimate code and the PAPIRUS program is used to obtain different initial operational conditions through random sampling of control variables. During an LOCV event, fuel integrity is not threatened by the increase in Departure from Nuclear Boiling Ratio (DNBR). However, the high pressure in the primary coolant system and the secondary system might affect the system integrity. Thus, the peak pressure becomes a major safety concern. Transient analyses are performed for 124 cases of different initial conditions and the most conservative case, which results in the highest system pressure is selected. It is found the suggested methodology gives similar peak pressures when compared to those predicted from existing methodologies. The proposed approach is expected to minimize the time and efforts required to identify the conservative plant conditions in the existing conservative safety methodologies.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권7호
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• pp.1537-1546
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• 2017

Many thermal-hydraulic tests have been conducted at the Korea Atomic Energy Research Institute for verification of the SMART (System-integrated Modular Advanced ReacTor) design, the standard design approval of which was issued by the Korean regulatory body. In this paper, the contributions of these tests to the standard design approval of SMART are discussed. First, an integral effect test facility named VISTA-ITL (Experimental Verification by Integral Simulation of Transients and Accidents-Integral Test Loop) has been utilized to assess the TASS/SMR-S (Transient and Set-point Simulation/Small and Medium) safety analysis code and confirm its conservatism, to support standard design approval, and to construct a database for the SMART design optimization. In addition, many separate effect tests have been performed. The reactor internal flow test has been conducted using the SCOP (SMART COre flow distribution and Pressure drop test) facility to evaluate the reactor internal flow and pressure distributions. An ECC (Emergency Core Coolant) performance test has been carried out using the SWAT (SMART ECC Water Asymmetric Two-phase choking test) facility to evaluate the safety injection performance and to validate the thermal-hydraulic model used in the safety analysis code. The Freon CHF (Critical Heat Flux) test has been performed using the FTHEL (Freon Thermal Hydraulic Experimental Loop) facility to construct a database from the $5{\times}5$ rod bundle Freon CHF tests and to evaluate the DNBR (Departure from Nucleate Boiling Ratio) model in the safety analysis and core design codes. These test results were used for standard design approval of SMART to verify its design bases, design tools, and analysis methodology.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권3호
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• pp.499-507
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• 2020

Research reactors for radioisotope production, fuel and material testing and research activities are designed, constructed and operated based on the society's needs. In this study, neutronic and thermal hydraulic design of a high neutron flux research reactor core for radioisotope production is presented. Main parameters including core excess reactivity, reactivity variations, power and flux distribution during the cycle, axial and radial power peaking factors (PPF), Pu₂₃₉ production and minimum DNBR are calculated by nuclear deterministic codes. Core calculations performed by deterministic codes are validated with Monte Carlo code. Comparison of the neutronic parameters obtained from deterministic and Monte Carlo codes indicates good agreement. Finally, subchannel analysis performed for the hot channel to evaluate the maximum fuel and clad temperatures. The results show that the average thermal neutron flux at the beginning of cycle (BOC) is 1.0811 × 10¹⁴ n/㎠-s and at the end of cycle (EOC) is 1.229 × 10¹⁴ n/㎠-s. Total Plutonium (Pu₂₃₉) production at the EOC evaluated to be 0.9487 Kg with 83.64% grade when LEU (UO₂ with 3.7% enrichment) used as fuel. This designed reactor which uses LEU fuel and has high neutron flux and low plutonium production could be used for peaceful nuclear activities based on nuclear non-proliferation treaty concepts.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제23권3호
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• pp.316-320
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• 1991

COLSS는 정상 운전시 DNBR 및 LHR의 운전 제한 조건을 감시하는 디지탈 노심감시계통이다. 영광 3, 4호기 COLSS는 현재 노내 계측기 신호를 입력으로 하여 5차의 Fourier 합성법에 의해 노심의 축방향 출력분포를 계산한다. 그러나 5차의 Fourier 합성법은 특정의 축방향 출력 형태, 특히 말안장 모양의 출력분포에 대해서 그 정확성이 떨어져 노심의 운전 여유도를 감소시키는 요인이 되고 있다. 본 연구에서는 축방향 출력분포 계산의 정확성을 증대 시키기 위해 COLSS에 Cubic Spline합성법을 적용하였다. 그 결과, Fourier합성법을 적용한 기존의 COLSS보다 RMS오차의 관점에서 최고 5%까지 그 정확도가 향상되었다.

• Molecules and Cells
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• 제37권3호
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• pp.220-225
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• 2014

Suppression of bone morphogenetic protein (BMP) signaling induces neural induction in the ectoderm of developing embryos. BMP signaling inhibits neural induction via the expression of various neural suppressors. Previous research has demonstrated that the ectopic expression of dominant negative BMP receptors (DNBR) reduces the expression of target genes down-stream of BMP and leads to neural induction. Additionally, gain-of-function experiments have shown that BMP downstream target genes such as MSX1, GATA1b and Vent are involved in the suppression of neural induction. For example, the Vent1/2 genes are involved in the suppression of Geminin and Sox3 expression in the neural ectodermal region of embryos. In this paper, we investigated whether PV.1, a BMP downstream target gene, negatively regulates the expression of FoxD5b, which plays a role in maintaining a neural progenitor population. A promoter assay and a cyclohexamide experiment demonstrated that PV.1 negatively regulates FoxD5b expression.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권4호
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• pp.518-531
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• 1995

단일수로 해석 모형을 다수로 해석 모형으로 대체할 경우 얻을 수 있는 열적 여유도 향상에 대한 연구를 수행하였다. 이를 위하여 17$\times$17 국산핵 연료 장전 노심에 적용할 수 있는 새로운 임계열속 상관식을 개발하였으며, 여기에 사용된 부수로 국부 조건은 다수로 해석 코드인 TORC로 계산하였다. 그리고, 고온부구로 DNBR 분석을 위하여 전 노심에 대한 단일단계 해석 모형을 개발하였다. 분석 결과 다수로 해석 모형인 TORC/KRB-1 체제를 사용할 경우 단일수로 해석 모형인 PUMA/ERB-2 체제에 비하여 약 5% 이상의 열적 여유도를 회복할 수 있는 것으로 나타났다. 이러한 열적 여유도의 증가는 두 코드간의 고온부수로 국부조건 예측 성능 차이와 임계열속 상관식의 특성 차이에서 기인한 것이다.

• 에너지공학
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• 제24권1호
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• pp.149-163
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• 2015

본 연구에서는 전산유체역학(Computational Fluid Dynamics, CFD) 해석코드를 사용하여 마스트집합체의 열수력적 안전성에 대한 연구를 수행하였다. 이를 위해 자연대류 벤치마크 문제를 선정하여 CFD 코드의 물리모델을 선정 및 해석 능력을 검증하고 이를 이용하여 마스트집합체에 대한 자연대류 열전달 해석을 수행하였다. 본 연구에서는 Betts et al.의 사각 수직공동에서 난류 자연대류 실험결과를 대상으로 CFD 해석을 수행하여 자연대류 조건에 적용하기 위한 난류 모델로 표준 $k-{\omega}$ 모델을 선정하였다. 이렇게 도출된 난류모델을 CFD코드에 적용하여 Bates et al.에 의해 수행된 PNL(Pacific Northwest Laboratory)의 $2{\times}6$ 번들 실험과 이에 대한 Kwon et al.의 MATRA, Fluent 코드의 해석과 비교 계산을 수행하여 CFD코드의 부수로조건 자연대류 열전달 해석 능력을 검증하였다. 최종적으로 도출된 $k-{\omega}$ 난류 모델을 사용하여 마스트집합체 및 핵연료 집합체에 대한 자연대류 해석을 수행하였다. 해석 결과 수조 내부 및 부수로 내에서 안정적인 자연대류 유동이 발생함을 확인하였으며, 본 유동 조건에서 핵비등이탈비를 계산함으로써 열수력적 안전성을 정량적으로 평가하였다.