• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2003.05a
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• pp.169.2-169.2
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• 2003

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.286-292
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• 1995

국내 최초의 한국표준원전 가압경수로인 울진 3,4 호기의 운전 특성을 정확하게 실시간으로 모사할 수 있는 한국표준원전 NPA가 개발되고 있다. 동 NPA는 발전소의 정상 및 비정상 운전 상태를 Desk-top 소령 컴퓨터에서 모사하여 그 결과를 그림화면(mimic)에 나타내고 운전원 조치 사항을 Interactive하게 수용할 수 있는 능력을 갖추고 있다. 한국표준원전 NPA의 개발을 위하여 울진 3,4 호기 한국표준원전의 설계 자료를 기준으로 그래픽사용자 인터레이스의 새로운 mimic 및 해석모델에서 사용하는 데이타베이스를 성공적으로 작성하였다. 향후 한국표준원전 NPA는 새로운 모형 개발을 완료한 후 발전소 운전자료와의 비교분석을 통해 성능 검증을 거치면 교육을 및 엔지니어링 작업에 유용하게 사용될 수 있을 것이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2002.10a
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• pp.155.2-155
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• 2002

A visual environment for system analysis codes (hereinafter called "ViSA") has been developed to support code users in their input preparations, code executions, and output interpretations. ViSA provides a more convenient way for base input data generation and modification on a user-friendly basis. It also provides on-line graphical displays to give an in-depth understanding of transient thermal-hydraulic behaviors in nuclear power plants. This paper presents the main features of ViSA.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.641-646
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• 1998

In order to enhance the dynamic and interactive simulation capability of a system thermal hydraulic code for nuclear power plant, applicability of flow network models in SINDA/FLUIN $T^{™}$ has been tested by modeling feedwater system and coupling to DSNP which is one of a system thermal hydraulic simulation code for a pressurized heavy water reactor. The feedwater system is selected since it is one of the most important balance of plant systems with a potential to greatly affect the behavior of nuclear steam supply system. The flow network model of this feedwater system consists of condenser, condensate pumps, low and high pressure heaters, deaerator, feedwater pumps, and control valves. This complicated flow network is modeled and coupled to DSNP and it is tested for several normal and abnormal transient conditions such turbine load maneuvering, turbine trip, and loss of class IV power. The results show reasonable behavior of the coupled code and also gives a good dynamic and interactive simulation capabilities for the several mild transient conditions. It has been found that coupling system thermal hydraulic code with a flow network code is a proper way of upgrading simulation capability of DSNP to mature nuclear plant analyzer (NPA).

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 2003.05a
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• pp.473-483
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• 2003

본 논문은 안전해석 등에 사용되는 RETRAN-3D 등 최적해석 코드를 기반으로 하면서도 복잡한 하드웨어 없이 간편한 GUI (Graphic User Interface)를 이용하여 광범위한 발전소 과도상태를 해석하기 위한 다양한 기능을 통해 시뮬레이션 조작을 쉽게 할 수 있는 웨스팅하우스형 950MW급 최적 원전운전분석기 (Nuclear Plant Analyzer)를 다루고자 한다. WH형 950MW 원전 운전최적분석기는 기존의 단순한 Point Kinetics 모델이 아닌 정교한 3D 실시간 노심모델과 RETRAN 코드를 기반으로 하는 실시간 NSSS 열수력 모델 (ARTS)이 통합된 모델을 갖추고 있으며, 해당형식발전소 (WH 3 Loop PWR Plant : 고리 3,4호기, 영광1,2호기 원전)의 여러 가지 과도사고를 실시간으로 정상, 비정상, 비상운전 등으로 모의할 수 있도록 개발되었다. 모의결과 주요 과도 상태의 결과가 해석한 결과와 잘 일치하였으며, 해당형식 발전소 과도 분석이나 규제요원 훈련에 이용될 계획이다.