• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 Proceedings of the 4th Korea-China Joint Workshop on Nuclear Waste Management
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• pp.12-27
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• 2004

Pretreatment process consisted of submerged hollow-fiber microfiltration(HMF) membrane and spiral-wound nanofiltration(SNF) membrane has been developed by NETEC, KHNP for the purpose of improving the impurities of liquid radioactive waste before entering Selective Ion Exchange System(SIES). The lab-scale combined system was installed at Kori NPP #2 nuclear power plant and demonstration tests using actual liquid radioactive waste were carried out to verify the performance of the combined system. The submerged HMF membrane was adopted for removal of suspended solid in liquid radioactive waste and the SNF membrane was used for removal of particulate radioisotope such as, Ag-l10m and oily waste because ion exchange resin can not remove particulate radioisotopes. The liquid waste in Waste Holdup Tank (WHT) was processed with HMF and SNF membrane, and SIES. The initial SS concentration and total activity of actual waste were 38,000ppb and $1.534{\times}10_{-3}{\mu}Ci/cc$, respectively. The SS concentration and total activity of permeate were 30ppb and lower than LLD(Lower Limit of Detection), respectively.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제41권3호
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• pp.287-294
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• 2009

Due to thermal hydraulics phenomena, such as thermal stratification, various events occur to the parts of a nuclear power plant during their lifetimes: e.g. cracked and dislocated pipes and thermally fatigued, bent, and damaged supports. Due to the operational characteristics of the parts of the steam generator feedwater inlet horizontal pipe, thermal stratification takes place particularly frequently. However, the thermal stress due to thermal stratification at the steam generator feedwater inlet horizontal pipe was not reflected in the design stage of old plants(Kori Unit No.1, 2, 3 and 4, Yeonggwang Unit No. 1 and 2, and Uljin Unit No. 1 and 2; referred to as old-style power plants hereinafter). Accordingly, a verification experiment was performed for thermal stratification in the horizontal inlet nozzle steam generator of old-style plants. If thermal stratification occurred in the horizontal pipe of an old-style power plant, numerical analysis of the temperature distribution of the pipes and fluids was conducted. The temperature distributions were compared at the curved part of the pipe and the horizontal pipe before and after the installation of the improved thermal sleeves designed to alleviate thermal stress due to thermal stratification. The thermal stress reduction measure was proven effective at the steam generator inlet horizontal pipe and the curved part of the pipe.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제28권1호
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• pp.36-43
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• 1996

본 논문은 원자력발전소 열성능 감시 시스템의 PC기반 구현에 관한 연구 내용이다. 이 시스템은 열성능 감시와 진단을 플랜트 운전중에 실시간으로 수행할 수 있다. 고리 원전2호기를 목적호기로 원형 시스템을 구성하여 시험해 보았다. 원자력발전소의 열 주기 시스템은 대단히 복잡하고 구성 요소간에 상호 영향이 커서, 그 분석과 고장 진단에 어려움이 많다. 본 연구에서는 열 주기를 효율적으로 표현하고, 계산시간을 단축하기 위해 성능 진단 변수를 설정하였다. 비정상 상태에서의 진단 변수의 특성 패턴 변화를 인식하기 위해 자기학습 신경망의 일종인 퍼지아트맵을 이용하였다. 시험을 통해 이 알고리듬이 비정상 상태를 감지하고 고장 원인을 성공적으로 규명하는 것을 보였으며, 운전원의 편의를 위해 그래픽 사용자 인터페이스를 구축하였다.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2014년도 추계학술대회 논문집
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• pp.110-115
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• 2014

The nuclear power plant was launched by Kori unit 1 in 1978 years. Currently, 23 nuclear power plants have been operating in Korea since 1978 years. The localization was completed for most of the reactor facility from Hanbit(Youngkwang) unit 3&4. However, RCP(Reactor Coolant Pump) and MMIS(Man Machine Interface System) is an important technology that has been excluded from the scope of the technical transfer has been dependent on a specific overseas vendor. Recent success in RCP development through co-operation with government and industries. Developed RCP will be applied to Shin-Hanul unit 1&2 nuclear power plants. The RCP operates in high speed and high pressure condition and only rotating component in the NSSS(Nuclear Steam Supply System). Therefore, the problem of vibration has arisen caused by the hydraulic forces of the working fluid. These forces can influence on the stability characteristics for entire RCS(Reactor Coolant System) loop, and can act as significant destabilizing forces. In this study, vibration evaluation of the pump shaft of development RCP estimated under normal operation and over speed conditions. In order to predict the vibration characteristics and dynamic behavior, modal analysis, critical speed analysis and unbalance response spectrum analysis were performed.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제30권3호
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• pp.121-130
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• 2005

고리 원전 주변 지역에서 가상사고 시에 발생하는 핵종 방출 후 토양 또는 농작물에서 시간 경과에 따라 변화하는 핵종 농도분포를 도식적으로 표현하기 위한 GIS를 구축하였다. 이를 위해 ESRI 사의 GIS 구축용 상용 프로그램인 ArcView를 도입하였다. 미리 고리원전 주변의 북서방향 $20km{\times}20km$ 구역에 대한 1:5000 축적의 지도 데이터를 구축하였다. 표현 대상 농작물 및 방출핵종은 주민의 주식인 쌀과 $^{131}I$로 정하였다. 총 100개의 cell에서 $^{131}I$의 침적량으로부터 토양 및 농작물 부분에 대한 $^{131}I$의 시간에 따른 양을 ECOREA-II코드를 통해 계산하였다. 계산결과를 ArcView에서 미리 준비된 polygon cell의 속성 자료에 각각의 cell id와 일치시켜 데이터 병합(join) 작업을 수행하였다. 시간이 경과됨에 따라 낮아지는 $^{131}I$ 농도값을 일관성있는 색상 변화로 나타내기 위해 ArcView의 color lamp에 대한 RGB 값을 조절하였다. 이 방법을 이용하여 고리주변의 북서방향 $10km{\times}10km$ 지역에서 $^{131}I$의 침적 후 쌀에서 시간에 따라 변하는 $^{131}I$ 농도분포를 일관성있는 색상 변화로 쉽게 구분이 되도록 나타낼 수 있었다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제12권1호
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• pp.1-10
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• 2016

The number of nuclear power plants operating in Korea was 24 as of year 2015. Nine units out of 24 units have been operated for a period over 20 years. Kori unit 1 has been in operation for 40 years, and an extended operation for Wolsong unit 1 was decided in 2015. There has been reported some crackings in reactor internals in PWR have been reported in Europe, USA, Japan and Korea, and some of them were replaced with new one. Repair and replacement technologies for the reactor internals have been developing in order to meet the regulatory requirements for long term operation in Korea. The technologies will also be used for the exported nuclear units. It is required to review degradation history of the reactor internals worldwide as a part of the degradation management program development. Schematics of reactor internals designed and supplied by Westinghouse, Framatome and Combustion Engineering are described herein. Materials degradation history of reactor internals of PWR plants in USA, Japan and Europe is surveyed and summarized. Some events from Korean plants are also described. Aging management strategy for the internals is suggested.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제9권2호
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• pp.118-128
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• 1984

1978년(年) 4월(月) 29일(日) 상업운전을 개시한 원자력(原子力) 1 호기(號機)의 방사선관리실태放射線管理實態)를 방사선피폭(放射線被爆), 방사성폐기물(放射性廢棄物) 및 환경관리(環境管理)로 구분고찰(區分考察) 하였다. 그 결과(結果) 방사선피폭(放射線被爆)과 방사성폐기물(放射性廢棄物)은 발전소(發電所) 운전년수(運轉年數)에 따라 점차(漸次) 증가현상(增加現象)을 나타내더니, 1983 및 1982 년도(年度)를 정점(頂點)으로 감소(減少) 또는 안정추세(安定趨勢)를 나타냈다. 그리고 발전소 가동후(稼動後)의 주변환경방사능(周邊環境放射能)도 발전소 가동전(稼動煎)보다 높지 않은것으로 나타났다.

• 한국시뮬레이션학회:학술대회논문집
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• 한국시뮬레이션학회 2003년도 춘계학술대회논문집
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• pp.101-105
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• 2003

본 논문은 고리 1호기 원자력발전소를 기준발전소로 하여 개발된 PRE-MARK 소개 및 PRE-MARK을 기반으로 개발된 노심모델의 결과를 제시하고자 하는 것을 주된 목적으로 하고 있다. 노심 모델개발에는 REMARK 모델 프로그램을 기반으로 개발된 PRE-MARK를 이용하였으며, PRE-MARK의 주요 특징으로는 노심모델 입력자료를 노심설계코드 및 Lattice 코드로부터 자동으로 생성하며여 GUI 기반으로 변경된 REMARK으로 입력하여 노심모델을 구동함과 동시에 실시간으로 중요 변수의 현재 값들을 그래프로 도시해줌으로 조율 (Tuning) 상수를 용이하게 결정할 수 있도록 하는 것이다. 또한 BOL 및 EOL에서 HFP 평형 Xenon조건에서의 제어봉 위치에 따른 제어봉가(Rod worth)를 고리 1호기 20주기 NDR (Nuclear Design Report)과 비교하고, 원자로정지 이후 BOL, MOL 및 EOL에서의 시간에 따른 Xenon의 반응도 영향을 비교함으로 개발된 모델의 건전성을 입증하였다.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2008년도 추계학술대회 논문집 전력기술부문
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• pp.59-61
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• 2008

본 논문에서 개발된 TSDAP(Transient Stability Dynamic Analysis Program)을 이용하여 신고리1호기 건설에 따른 과도 안정도 채석을 수행하였다. 개발된 TSDAP파 PSS/E프로그램을 비교하여 프로그램의 유용성을 입증하였고, 2011년 765kV건설지연에 따라 임시로 운용되는 345kV 송전망의 과도 안정도를 살펴 보았다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제29권3호
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• pp.186-195
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• 1997

When asymmetric thermal-hydraulic conditions occur between cold legs, the core inlet temperature will be nonuniform if the coolant is not mixed perfectly in the lower plenum. These uneven core inlet conditions may induce the change in core power distribution. Thus realistic prediction of thermal mixing is important in such abnormal conditions. In this study, reactor internals, which are scaled down as to conserve the flow area ratio, are set up in the model of KORI Unit 1 with the scaling factor of 1/710 by volume and coolant temperatures are measured beneath the lower core plate. Based on experimental results, the ability of COMMIX-1B code to simulate the coolant mixing phenomena in the lower plenum is estimated. The results show that complete mixing never occurs in any conditions and the mixing pattern is characterized according to the plant type.