• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.596-602
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• 1998

한국의 차세대 원자로 (Korean Next Generation Reactor; KNGR)에 처음 적용되는 격납건물내에 설치된 재장전수조 (In-Containment Refueling Water Storage Tank; IRWST)는 기존 재장전수조의 기능외에 주입모드에서 재순환 모드를 전환생략, 일차계통으로 방출된 고온, 고압 냉각수의 응축 및 냉각 격납용기 방사능 오염방지, 원자로 동공층수 등 여러 가지 추가 기능을 가진 한층 진보된 설계개념이다. 발전소 천이사고 시 발생하는 Pipe Clearing, 응축진동 현상(Condensation Oscillations), Chugging 등의 열수력 현상들이 방출증기의 유동 및 가속도와 관련해 항력과 응력, 압력진동 등을 일으켜 IRWST 구조물에 영향을 미칠 수 있기 때문에 IRWST를 처음으로 시도하는 우리 나라로서는 이와 관련된 제반현상에 대한 심도 깊은 연구가 요구된다. 따라서 본 연구에서는 원자력 발전소 과도로 인한 가압기 안전밸브(Pressurizer Safety Valve) 또는 안전감압밸브(Safety Depressurization Valve) 작동시 IRWST로 방출되는 유체로 야기되는 하중 예측 모델을 기존의 BWR의 응축수조(suppression Pool)에서 일어나는 각종 현상을 토대로 이론적으로 체계적으로 유도하여 이를 비교, 분석하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.33-39
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• 1998

기존 가압형 경수로에서 전체 반응도가의 상당부분을 제어하고 있는 붕산수를 사용하지 않고 가연성독봉 및 쟤어봉을 확대 사용하는 전략으로 1300MWe급 차세대원자로(KNGR)를 대상으로 무붕산 노심 개념설계를 수행하였다. 가연성독봉으로는 기존 PYREX 독붕의 독물질을 농축한 농축 PYREX 독봉을 도입하여 주기초 반응도 제어효과 및 전 주기동안 평평한 잉여반응도 유지에 매우 효과적인 결과를 도출하였다. 또한, 무붕산 노심이 필연적으로 갖게되는 축방향 출력분포의 노심 하단부치중현상을 제어하기 위하여 부분장 제어봉(Part Length Control Red)을 보조적으로 사용, 매우 간단한 형태의 핵연료집합체 축방향 zoning 설계를 수행하였다. 부분장 제어봉의 사용으로 모든 핵연료집합체를 축방향으로 zoning 하지 않고도 축방향 출력분포를 효과적으로 제어할 수 있었다. 제어봉으로는 큼 제어봉가를 확보하기 위하여 B$_4$C를 재질로하는 Checkerboard 형태의 제어봉 설계를 수행하였고, 효과적인 제어봉 운영을 통하여 무붕산 노심의 잉여반응도 및 출력분포 제어가 가능하였으며 제어봉이 운전중에 상당부분 삽입될지라도 약 7%$\delta$p 의 충분한 운전정지 여유도를 확보할 수 있다는 가능성을 확인할 수 있었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.205-211
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• 1998

차세대 원자로 설계개발에 사용되는 설계전산코드에는 원자로 계통설계, 주요 기기설계등을 포함하여 약 440여개에 달한다. 이들 전산코드에 사용되는 프로그래밍 언어는 FORTRAN, COBOL, C/C++를 비롯하여 BASIC등 그 종류가 다양하다. 특히 개발된 주요 설계코드들이 구동되는 플랫폼은 그 종류가 훨씬 다양하여 같은 유닉스를 기반으로 한 프로그램도 H/W 제작사에 따라 전혀 동작되지 않음은 물론 심지어는 같은 제작사라하더라도 서로 다른 OS를 가지는 경우에는 사용할 수 없게 되어있다. 이들 원전설계전산코드들이 갖는 안정성 및 신뢰성, 유니크한 보안특성을 어느 정도 인정한다. 하더라도 향후 이들을 유지보수하거나 성능향상을 꾀한다든지 이들과 어울리면서 새로운 전산프로그램을 추가 개발하려고 할 경우 여러 가지 예기치 않은 문제가 발생할 수 있다. 최근 인터넷의 확산과 더불어 각광을 받기 시작한 JAVA는 이것이 갖는 특유의 객체지향성, 플랫폼 독립성 및 견고성, 이식성등으로 견주어 볼때 이를 향후 원전 설레코드의 개발에 적용할 경우 매우 이상적일 것으로 예상된다. 더구나 원전설계와 같이 고도의 기술집약적이면서도 여러 설계관련사가 대응되는 다원화된 업무구조를 갖는 경우 다양한 플랫폼을 지원하는 JAVA 프로그래밍이야 말로 최선의 선택이라 할 수 있다.

• International Journal of Fuzzy Logic and Intelligent Systems
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• 제3권1호
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• pp.112-120
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• 2003

This paper reports the development work carried out in respect of a proposed application of Neural Network approach for the Korean Next generation Reactor (KNGR) now referred as APR-1400. The emphasis is on establishing the methodology and the approach to be adopted towards realizing this application in the next generation reactors. Keeping in view the advantages and limitation of Artificial Neural Network Approach, the role of ANN has been limited to plant status or to be more precise plant transient monitoring. The simulation work carried out so far and the results obtained shows that artificial neural network approach caters to the requirements of plant status monitoring and qualifies to be incorporated as a part of proposed operator support systems of the referenced nuclear power plant.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2000년도 하계학술대회 논문집 D
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• pp.2498-2500
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• 2000

차세대 신형원전에서는 디지털 기술의 적용을 기본 설계 요건으로 제시하고 있다. 차세대 원전의 노심보호계통 (Core Protection Calculator Systems; CPCS)은 원전의 안전성을 보장하기 위한 부분으로 이 부분이 올바르게 작성되고, 검증되어야 함은 분명하다. 현재 이부분은 소프트웨어로 개발 중에 있으며 개발 단계에 있어서 시작단계인 요구명세 단계에 있다. 요구 명세 단계의 오류는 소프트웨어 개발 단계 중 소프트웨어의 품질에 가장 영향을 많이 미치는 단계로 알려져 있으므로 이 단계를 정확하게 수행하여야 한다. 안전성이 중요한 소프트웨어를 명세하는 데 있어서 우선 정의되어야 하는 것은 어떤 절차를 통해서 어떤 방법으로 할지를 결정하여 그 절차를 정하여야 한다. 기존에 소프트웨어 요구 명세에 대한 표준안이 존재하기는 하지만, 이러한 표준안들은 개념적인 언어들로 쓰여져 있기 때문에 실제 소프트웨어의 개발 과정에 사용하기 위해서는 구체적인 언어들로 다시 작성하여야 한다. 따라서, 소프트웨어 명세를 작성하기 위해서 절차와 방법에 대해서 정의하여야 한다. 본 논문에서는 개략적인 명세 절차와 명세 방법등을 기술하였다.

• 한국전산유체공학회:학술대회논문집
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• 한국전산유체공학회 1999년도 춘계 학술대회논문집
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• pp.205-212
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• 1999

Safety Depressurization System of the Korean Next Generation Reactor prevents the Reactor Coolant System from over-pressurization by discharging the coolant with high pressure and temperature into the In-containment Refueling Water Storage Tank(IRWST) during an accident. If temperature in the IRWST rises above the temperature limit of $200\;^{\circ}F$ due to the discharged coolant, an unstable steam condensation may occur and cause large load on the IRWST wall. To investigate whether this condition can be reached or not for the design basis accident, the flow and temperature distributions of water in the IRWST wire calculated by using CFX 4.2 computer code. The results show that the local water temperature does not exceeds the temperature limit within the transient time of 5 seconds.

• 대한전기학회논문지:시스템및제어부문D
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• 제54권9호
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• pp.567-569
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• 2005

NARX(Nonlinear AutoRegressive with eXogenous input) neural network was used for prediction of nuclear reactor behavior which was influenced by control rods in short-term period and also by the concentration of xenon and boron in long-term period in load following operations. The developed model was designed to predict reactor power, xenon worth and axial offset with different burnup states when control rods and boron were adjusted in load following operations. Data of the Korea Next Generation PWR were collected by ONED94 code. The test results presented exhibit the capability of the NARX neural network model to capture the long term and short term dynamics of the reactor core and the developed model seems to be utilized as a handy tool for the use of a plant simulation.

• Journal of Mechanical Science and Technology
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• 제17권8호
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• pp.1120-1132
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• 2003

A problem of a circular elastic inhomogeneity interacting with a crack under uniform loadings (mechanical tension and heat flux at infinity) is solved. The singular. integral equations for edge and temperature dislocation distribution functions are constructed and solved numeric-ally, to obtain the stress intensity factors. The effects of the material property ratio on the stress intensity factor (SIF) are investigated. The computed SIFs are used to predict the kink angle of the crack when the crack grows.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.333-339
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• 1996

최근에 개량형 또는 수동형 발전소의 디지탈 보호계통에서 소프트웨어의 역할이 증가함에 따라 공통원인고장의 가능성이 중요한 관심사항이 되었다. 아날로그 보호계통에서는 공통원인고장 가능성이 없었으며, 비록 공통원인고장이 발생하더라도 부식과 조기마모와 같은 과정은 천천히 진행되므로 이제까지 큰 문제가 되지 않았다. 이러한 아날로그 설계의 특징은 컴퓨터를 이용한 소프트웨어를 포함하고 있는 디지탈계통에는 적용되지 않는다. 본 논문에서는 소프트웨어의 공통원인고장을 고려하여 원자로 보호계통의 적합성을 다양성 및 심층방어 측면에서 해석할 수 있는 방법론에 대하여 논의한다. 본 논문의 결과는 추후에 한국형 차세대 원자로(KNGR)의 계측제어계통 설계를 위하여 수행하여야 할 다양성 및 심층방어 해석의 방법론 정립에 도움이 될 것으로 예상된다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2001년도 춘계학술대회논문집D
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• pp.127-132
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• 2001

An experimental study on penetration integrity of the reactor vessel has been performed under external vessel cooling during a core melt accident. In this study a series of experiments are performed for the verification of the effects of coolant in the annulus between the ICI(In-Core Instrumentation) nozzle and the thimble tube and also the effects of external vessel cooling on the integrity of the penetration using the test section including only one penetration and $Al_{2}O_{3}$ melt as a corium simulant. The experimental results have shown that penetration is more damaged in the case of no external vessel cooling compared with the case of external vessel cooling. It is preliminarily concluded that the external vessel cooling is very effective measure for the improvement of the penetration integrity. Also it is confirmed from the experimental results that the coolant in the annulus reduces the melt penetration distance through the annulus and enhance the integrity of the reactor vessel penetration in the end.