• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
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• pp.61.1-61
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• 2002

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제23권1호
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• pp.66-80
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• 1991

전형적 PWR 비상노심냉각계통에서의 12 inch 파단사고에 대응하는 LOFT 중형냉각재 상실사고 모사 실험 자료 L5-1을 이용하여 RELAP5/MOD2 Cycle 36.04 전산코드의 평가가 수행되었다. 평가 근거는 기준 코드와 nodalization에 의한 계산 결과가 L5-1 실험 결과와 잘 일치하는지, 추가적인 민감도 분석 연구로는 이중 노심 유로 및 열적 모델을 고려하고 model 민감도 분석으로는 reflood, gap conductance option 사용 여부에 따른 피복재 온도에 미치는 영향을 관찰하였다. 기준 계산 결과 기준 모델이 L5-1 현상을 대체로 잘 모사하였으나, 피복재가 천천히 가열되고 주변 부위의 피복재 온도가 과대하게 예견되었다. 민감도 분석 결과 단일 열적 모델이 피복재 가열 시작을 10초개선 하였고, 이중 유로 모델이 주변 온도를 20K 개선하였으나 최대 피복재 온도는 기준 계산시 보다 정확치 못하였으므로, 기준 모델인 단일 유로, 이중 열적 구조 그리고 reflood option은 사용하고 gap conductance option은 사용치 않는 것이 코드의 중형 냉각재 상실사고 해석시 피복재 온도 관찰의 관점에서 바람직하다.

• 전기저널
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• 12호통권120호
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• pp.44-46
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• 1986

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 추계학술발표회요약집
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• pp.276.2-276
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• 1999

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권6호
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• pp.1349-1359
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• 2016

Alternative control schemes for an Advanced High Temperature Reactor system consisting of a reactor, an intermediate heat exchanger, and a secondary heat exchanger (SHX) are presented in this paper. One scheme is designed to control the cold outlet temperature of the SHX ($T_{co}$) and the hot outlet temperature of the intermediate heat exchanger ($T_{ho2}$) by manipulating the hot-side flow rates of the heat exchangers ($F_h/F_{h2}$) responding to the flow rate and temperature disturbances. The flow rate disturbances typically require a larger manipulation of the flow rates than temperature disturbances. An alternate strategy examines the control of the cold outlet temperature of the SHX ($T_{co}$) only, since this temperature provides the driving force for energy production in the power conversion unit or the process application. The control can be achieved by three options: (1) flow rate manipulation; (2) reactor power manipulation; or (3) a combination of the two. The first option has a quicker response but requires a large flow rate change. The second option is the slowest but does not involve any change in the flow rates of streams. The third option appears preferable as it has an intermediate response time and requires only a minimal flow rate change.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권10호
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• pp.3559-3570
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• 2023

In the decommissioning of nuclear facilities, Derived Concentration Guideline Level (DCGL) derivation is necessary for the release of the facility after the site remediation, which also needs to be implemented in the stage of establishing a decommissioning planning. In order to derive DCGL, the dose assessment for the receptors can be conducted from residual radioactivity by using RESRAD code. When performing sensitivity analysis on probabilistic parameters, secondary evaluation is performed by assigning a single value for parameters classified as sensitive. However, several options may arise in the handling of nonsensitive parameters. Therefore, we compared the results of the first execution of RESRAD applying probabilistic parameters for each scenario with the results of the second execution applying a single value to sensitive parameters among the probabilistic parameters. In addition, we analyzed the effect of setting options for non-sensitive parameters. As a result, the effect on DCGL were different depending on the application scenario, the target radionuclides, and the input parameter selections. In terms of the overall evaluation period, the DCGL graph of the default option was generally shown as the most conservative except for some radionuclides. However, it will not necessarily be given priority in the aspect of the need to reflect site characteristics. The reason for selecting a probabilistic parameter is the availability of the parameter and the uncertainty of applying a single value. Therefore, as an alternative, it can be consistently applied to distribution as an option for non-sensitive parameters after sensitivity analysis.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제31권4호
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• pp.408-422
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• 1999

To reduce the fast neutron fluence which deteriorates the RPV integrity, additional shields were assumed to be installed at the outer core structures of the Kori Unit 1 reactor, and its reduction effects were examined. Full scope Monte Carlo simulation with MCNP4A code was made to estimate the fast neutron fluence at the RPV. An optimized design option was found from various choices in geometry and material for shield structure. It was expected that magnitude of fast neutron fluence would be reduced by 39% at the circumferential weld of the RPV, resulting in extension of plant lifetime by 4.6 EFPYs based on the criterion of PTS requirement It was investigated that the nuclear characteristics and thermal hydraulic factors at the internal core were only negligibly influenced by the installation of additional shield structure.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제23권1호
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• pp.20-29
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• 1991

본 연구에서는 2030년까지의 전력수요, 전력생산중 원자력발전의 비중, 기존 원전표준화 계획, 국내제작 능력을 반영하여 개량형 경수로와 중수로 (CANDU)에 대한 참조 시나리오를 도출하고 각 참조 시나리오와 핵연료주기 전략별 핵연류주기 비용, 원자력 발전 단가, 우라늄 소요량, 인력 소요량을 계산하였다. 참조 시나리오들에 대한 분석을 한 결과 우라늄 자원활용, 원전안전성, 인력활용 측면이 노형 전략수립의 주요 인자로 작용하며 발전단가는 전략별로 큰 차이가 없는 것으로 나타났다.

• 융합보안논문지
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• 제16권3_2호
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• pp.13-23
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• 2016

북한은 최근 4차 핵실험과 대륙간탄도미사일 발사 실험을 실시하며, 한반도와 국제사회를 대상으로 핵 도발을 감행하였다. 북한에서 진행 중인 핵과 미사일 실험은 핵전력의 기술적 수준에 있어서 표준화, 경량화, 다종화의 완성단계에 도달하였다고 판단된다. 이에 북한은 한반도와 국제사회를 대상으로 조만간 핵도발이 현실이 될 것이라는 예상된다. 핵폭탄은 그 엄청난 파괴력으로 인하여 상대방의 제1격을 허용한 다음에 반격을 하겠다는 논리가 적용될 수 없는 절대무기이다. 따라서 핵을 보유하게 된 북한을 상대로 하는 우리는 최소한의 생존권을 보장하기 위해서 '선제적 자위권' 행사는 선택이 아닌 필수적인 대응개념일 수밖에 없다. 조만간 북한의 핵도발이 예상되는 현시점에서 선제타격 시행에 대한 국민적 공감대를 형성하여 도발의 원점지역을 타격할 있는 역량을 구비해야 한다. 또한 향후 예상되는 북한의 5차 핵실험에 대비하여 '핵무장 선택권' 확보할 수 있도록 국가적 역량을 결집해야 한다.

• 에너지공학
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• 제23권4호
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• pp.123-129
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• 2014

국내에서도 에너지절약성과 보증계약 방식 위주의 역량강화를 위한 측정 검증(M&V)이 중요한 과제로 부각됨에 따라 선진국과 같은 M&V 방법의 선택과 적용이 필요하다. 국내 ESCO 산업의 역량강화를 촉진하기 위해 에너지절약성과에 대한 M&V를 위해서, 적합한 M&V 선택 및 적용방안의 제시가 요청되고 있다. 본고에서는 IPMVP, 미국 및 일본 사례를 참조하여 국내의 M&V 적용목표 및 적용방향을 설정하고, 적용절차 및 유의사항을 설명한 뒤 M&V 방안(A, B, C, D)의 선택 및 검증방안을 제시하였다. 향후 연구과제로 앞에 제시된 M&V 선택 및 적용방안을 기초로 한 M&V 계획서 및 결과서 작성을 위한 가이드라인 제시방안이 마련될 필요가 있다.