• 대한기계학회논문집 C: 기술과 교육
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• 제3권4호
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• pp.257-264
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• 2015

원자력 발전이 중요한 에너지 공급역할을 담당하기 위해서는 안전성을 확보하고, 사용 후 핵연료 문제를 해결하여야 한다. 이와 같은 문제를 해결하기 위한 방안으로 소듐이나 납비스무스 공융합금 등과 같은 액체금속을 냉각재로 이용하는 방안이 연구되고 있다. 본 논문에서는 액체금속 유동모사 실증 설비 개발을 위한 설계변수 검토, 설계 해석, 구조재의 선정 및 설비 개발 결과를 서술하였다. 설비의 개발은 열수력 해석코드의 해석을 통해 수행되었고 충분한 자연순환 유량을 갖는 설비제작 기술을 확보하였다.

• 시스템엔지니어링학술지
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• 제14권1호
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• pp.63-71
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• 2018

This paper discusses decommissioning procedure requirements management using requirement engineering to systematically manage the technical requirements and criteria that are required in decontamination and decommissioning activities, and the regulatory requirements that should be complied with in a decommissioning strategy for research reactors and nuclear power plants. A schema was designed to establish the traceability and change management related to the linkage between the regulatory requirements and technical criteria after classifying the procedures into four groups during the full life-cycle of the decommissioning. The results confirmed that the designed schema was successfully traced in accordance with the regulatory requirements and technical criteria required by various fields in terms of decontamination and decommissioning activities. In addition, the changes before and after the revision of the Nuclear Safety Act were also determined. The dismantling procedure requirement management system secured through this study is expected to be a useful tool in the integrated management of radioactive waste, as well as in the dismantling of research reactor and nuclear facilities.

• 에너지공학
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• 제11권3호
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• pp.237-246
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• 2002

한국형차세대원자로 APR-1400의 안전감압계통이 작동하면 물, 공기 및 증기가 sparger를 통해 격납건물 내 핵연료재장전 수조로 차례로 방출된다. 방출 과정 중 생기는 여러 현상 중에서 수조 내의 공기 기포군은 저주파, 고진폭의 진동 하중을 발생하며, 주파수가 침수 구조물의 고유 주파수와 거의 같은 경우에는 구조물에 심각한 영향을 줄 수 있다. 이러한 현상은 복잡하기 때문에 주파수와 하중에 대한 규명은 주로 실험에 의존해 왔으며 수치해석적 연구는 이루어지지 않았다. 본 연구에서는 sparger를 통해 수조 내로 방출되는 공기 기포군의 거동에 대한 수치해석을 상용 열수력 해석 코드인 FLUENT Version 4.5를 사용하여 수행하였다. 다상유동 해석모델중 VOF(Volume Of Fluid)모델을 사용하여 물, 공기 및 증기 등의 다상유동을 모의하였다. 해석결과를 sparger 개발을 위해 ABB-Atom이 수행하였던 실험결과와 비교하여 만족할만한 결과를 얻었다.

• 정보과학회 컴퓨팅의 실제 논문지
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• 제22권3호
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• pp.145-150
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• 2016

프로그램 내에서 오류의 정확한 위치를 찾아내는 것은 많은 시간과 노력을 필요로 하는 작업이다. 이러한 문제를 해결하기 위하여 프로그램의 제어 흐름을 이용한 자동화된 오류 위치 추정 기법이 오랫동안 연구되어 왔으나, 데이터 흐름 기반 언어로 작성된 프로그램에 대해서는 적용될 수 없다는 한계가 있다. 최근 개발된 뮤테이션(mutation) 기반 오류 위치 추정 기법의 경우 프로그램의 제어 흐름 대신 뮤턴트(mutant)라 불리는 인공 오류를 활용하기 때문에 데이터 흐름 기반 언어로 구현된 프로그램에 대해서도 활용될 수 있을 것으로 기대되나, 오류 위치 추정 효과성에 대한 연구는 이루어지지 않았다. 본 연구는 데이터 흐름 기반 언어인 Function Block Diagram (FBD)로 구현된 프로그램을 대상으로 뮤테이션 기반 오류 위치 추정 기법이 실제 오류의 위치를 얼마나 정확하게 추정할 수 있는지에 대한 사례 연구를 수행한다. 실제 원자로 보호 시스템 대상 초기 버전에 사용되었던 FBD 프로그램에서 발견된 오류들을 수집하고, 각 오류별 위치 추정의 효과성을 분석한다.

• 한국가스학회지
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• 제22권2호
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• pp.84-89
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• 2018

최근 환경문제로 인해 폭발성 폐기물을 안전하게 소각 처리하는 방법에 대한 연구가 활발히 진행되고 있다. 유동층 소각로를 이용한 처리 공정은 기존 방법보다 연소 가스 배출량이 현저하게 낮으며, 운전의 효율 또한 높다. 본 연구에서는, 폐 추진제 중 가장 많은 양이 폐기되고 있는 Double-based Propellant를 유동층 소각로에서 소각하는 공정을 전산유체역학 프로그램으로 모사하였다. Cylindrical Bed 내부에서 일어나는 7개의 연소 반응이 안전하게 모사되는 것을 확인하였다. 이를 바탕으로 실제 공정 설계를 진행하면, 앞으로 폭발성 폐기물 처리 공정 연구에 새로운 연구 방향을 제시할 것이라 사료된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권2호
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• pp.204-214
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• 1993

본 논문은 원자력발전소의 배관설계에 파단전 누설(leak-before-break : LBB) 개념이 적용됨에 따라 새롭게 해석대상이 된 분기관파단에 의한 노심지지배럴의 쉘응답을 계산한 것이다. 앞으로 직경 10인치 이상의 고에너지 배관에 대해 LBB 개념이 적용될 것으로 예상되는 바, 이 경우 LBB 적용대상에서 제외되는 유일한 1차측 배관인 3인치 가압기 분무관의 파단을 가정하였고 이때 노심 지지배럴에 가해지는 쉘응답을 구하였다. 이들 응답을 직경 10인치 이상인 배관파단시의 응답과 비교한 결과 앞으로 직경 10인치 이상의 배관에 대해 LBB 개념이 적용될 경우 배관파단에 대한 노심지지배럴의 쉘응답은 무시할 수 있음을 보였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권8호
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• pp.1964-1969
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• 2019

The safety and efficiency of nuclear reactors largely depend on the monitoring and control of nuclear radiation. Due to the unique nuclear-physical characteristics, Hf is one of the most promising materials for the manufacturing of the control rods and the emitters of neutron detectors. It is proposed to use the Compton neutron detector with the emitter made of Hf in the In-core Instrumentation System (ICIS) for monitoring the neutron field. The main advantages of such a detector in comparison the conventional β-emission sensors are the possibility of reaching of a higher cumulative radiation dose and the absence of signal delays. The response time of the detection is extremely important when a nuclear reactor is operating near its critical operational parameters. Taking Hf as an example, the general principles for calculating the chains of materials transformation under neutron irradiation are reported. The influence of ^179m1Hf on the Hf composition changing dynamics and the process of transmutants' (Ta, W) generation were determined. The effect of these processes on the absorbing properties of Hf, which inevitably predetermine the lifetime of the detector and its ability to generate a signal, is estimated.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권1호
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• pp.84-96
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• 2022

In the worst case, a temporary ignition source (also known as transient combustibles) between two electrical panels can damage both panels. Mitigation strategies for electrical panel fires were previously developed using fire modeling and risk analysis. However, since they do not comply with deterministic fire protection requirements, it is necessary to analyze the boundary values at which combustibles may damage targets depending on various factors. In the present study, a sensitivity analysis of input variables related to the damage threshold of two electrical panels was performed for dimensionless geometry using a Fire Dynamics Simulator (FDS). A new methodology using a damage evaluation map was developed to assess the damage of the electrical panel. The input variables were the distance between the electrical panels, the vertical height of the fuel, the size of the fire, the wind speed and the wind direction. The heat flux was determined to increase as the vertical distance between the fuel and the panel decreased, and the largest heat flux was predicted when the vertical separation distance divided by one half flame length was 0.3-0.5. As the distance between the panels increases, the heat flux decreases according to the power law, and damage can be avoided when the distance between the fuel and the panel is twice the length of the panel. When the wind direction is east and south, to avoid damage to the electrical panel the distance must be increased by 1.5 times compared to no wind. The present scale model can be applied to any configuration where combustibles are located between two electrical panels, and can provide useful guidance for the design of redundant electrical panels.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권3호
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• pp.763-775
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• 2021

The thermal hydraulic performances of Steam Generator (SG) under both steady and transient operation conditions are of great importance for the safety and economy in nuclear power plants. In this paper, based on our self-developed SG thermal hydraulic analysis code STAF (Steam-generator Thermalhydraulic Analysis code based on Fluent), an improved new version STAF-CT (fully Coupling and Transient) is developed and introduced. Compared with original STAF, the new version code STAF-CT has two main functional improvements including "Transient" and "Fully Three Dimensional Coupling" features. In STAF-CT, a three dimensional energy transferring module is established which can achieve energy exchange computing function at the corresponding position between two sides of SG. The STAF-CT is validated against the international benchmark experiment data and the results show great agreement. Then the U-shaped SG in AP1000 nuclear power plant is modeled and simulated using STAF-CT. The results show that three dimensional flow fields in the primary side make significant effect on the energy source distribution between two sides. The development of code STAF-CT in this paper can provide an effective method for further SG high fidelity research in the nuclear reactor system.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권11호
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• pp.4195-4208
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• 2022

In this study, operator habitability was numerically evaluated in the event of a fire at the main control bench board (MCB) in a reference main control room (MCR). It was investigated if evacuation variables including hot gas layer temperature (HGLT), heat flux (HF), and optical density (OD) at 1.8 m from the MCR floor exceed the reference evacuation criteria provided in NUREG/CR-6850. For a fire model validation, the simulation results of the reference MCR were compared with existing experimental results on the same reference MCR. In the simulation, various input parameters were applied to the MCB panel fire scenario: MCR height, peak heat release rate (HRR) of a panel, number of panels where fire propagation occurs, fire propagation time, door open/close conditions, and mechanical ventilation operation. A specialized-average HRR (SAHRR) concept was newly devised to comprehensively investigate how the various input parameters affect the operator's habitability. Peak values of the evacuation variables normalized by evacuation criteria of NUREG/CR-6850 were well-correlated as the power function of the SAHRR for the various input parameters. In addition, the evacuation time map was newly utilized to investigate how the evacuation time for different SAHRR was affected by changing the various input parameters. In the previous studies, it was found that the OD is the most dominant variable to determine the MCR evacuation time. In this study, however, the evacuation time map showed that the HF is the most dominant factor at the condition of without-mechanical ventilation for the MCR with a partially-open false ceiling, but the OD is the most dominant factor for all the other conditions. Therefore, the method using the SAHRR and the evacuation time map was very useful to effectively and comprehensively evaluate the operator habitability for the various input parameters in the event of MCB fires for the reference MCR.