• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권12호
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• pp.2821-2835
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• 2020

The phenomenon identification and ranking table (PIRT) is an important basis in the nuclear power plant (NPP) thermal-hydraulic analysis. This study focuses on the importance ranking of the input parameters when lacking the PIRT, and the target scenario is the small break loss of coolant accident (SBLOCA) in a pressurized water reactor (PWR) CPR1000. A total of 54 input parameters which might have influence on the figure of merit (FOM) were identified, and the sensitivity measure of each input on the FOM was calculated through an optimized moment-independent global sensitivity analysis method. The importance ranking orders of the parameters were transformed into the Savage scores, and the parameters were categorized based on the Savage scores. A parameter importance ranking table for the SBLOCA scenario of the CPR1000 reactor was obtained, and the influences of some important parameters at different break sizes and different accident stages were analyzed.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제30권2호
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• pp.99-111
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• 1998

Chemical composition of the insoluble residue in a simulated spent PWR fuel(SIMRJEL) were studied. SIMFUELS were prepared by adding calculated amount of FP(fission product) elements with a burnup of 3.6% FIMA(fission per initial metal atom) to uranium in nitrate solution, evaporating the mixed solution to dryness, calcining at 90$0^{\circ}C$ in a stream of 4% H$_2$ + 96% He, and heating the pellet at 140$0^{\circ}C$ under high and low oxygen potentials. Insoluble residue was obtained from the dissolution of the SIMFUEL with HNO$_3$(1 : 1). The chemical composition of the SIMFUELs and the insoluble residues was determined by EPMA(electron probe microanalysis), XPS(X-ray photoelectron spectroscopy) and by XRD (X-ray diffraction) measurements. All of the insoluble residues suspended and precipitated were composed mainly of Mo, Ru with a small amount of Zr, Rh, Pd and Cd. The amount of insoluble residue(<1 wt.%) and a Mo/Ru ratio decreased with increasing oxygen potential. Formation of the zirconium molybdate precipitate, ZrMo$_2$O$_{7}$(OH)$_2$($H_2O$)$_2$, was observed in the residues. The possible role of Mo on the phase formation was discussed in regard to oxygen potential.l.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권7호
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• pp.1443-1451
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• 2020

The objective of this study is to design a robust power control system for a small pressurized water reactor (PWR) to achieve stable power operations under conditions of external disturbances and internal model uncertainties. For this purpose, the multiple-input multiple-output transfer function models of the reactor core at five power levels are derived from point reactor kinetics equations and the Mann's thermodynamic model. Using the transfer function models, five local reactor power controllers are designed using an H infinity (H_∞) mixed sensitivity method to minimize the core power disturbance under various uncertainties at the five power levels, respectively. Then a multimodel approach with triangular membership functions is employed to integrate the five local controllers into a multimodel robust control system that is applicable for the entire power range. The performance of the robust power system is assessed against 10% of full power (FP) step load increase transients with coolant inlet temperature disturbances at different power levels and large-scope, rapid ramp load change transient. The simulation results show that the robust control system could maintain satisfactory control performance and good robustness of the reactor under external disturbances and internal model uncertainties, demonstrating the effective of the robust power control design.

• 한국소음진동공학회논문집
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• 제16권2호
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• pp.163-168
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• 2006

The PWR Nuclear Fuel assembly consists of more than 250 fuel rods that are supported by leaf springs in the cells of more than 10 Spacer Grids (SG) along the rod length. Since it is not easy to conduct mechanical tests on a full-scale model basis, the small-scaled rod bundle $(5\times5)$ which is called partial fuel assembly is generally used for various performance tests during the development stage. As one of the small-scaled tests, a flow test should be carried out in order to verify the performance of the spacer grid to obtain the Flow-Induced Vibration (FIV) characteristics of the scaled fuel assembly over the specified flow range. A vibration test should be also performed to obtain the modal parameters of the assembly prior to the flow test. In this study, we want to develop the estimation procedure of the damping ratio for the scaled test assembly. For the damping factor of the partial fuel assembly and the grid cage at the first vibration mode, as one of the vibration tests, a so-called pluck testing has been performed in air as a preliminary test prior to in-flow damping measurement test. Logarithmic decrement method is used for calculation of the damping ratio. Estimated damping ratio of the partial fuel assembly is about $0.7\%$ with reasonable error of $2\%$ for the previous results. Nonlinear behavior of the partial fuel assembly might be stem mainly from the rod-grid support configuration.

• 방사성폐기물학회지
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• 제2권2호
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• pp.125-133
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• 2004

최대 선출력 61 ㎾/m 및 평균 연소도 1,770 ㎿d/tU의 조건으로 하나로에서 조사한 DUPIC(Direct Use of Spent PWR Fuel in CANDU Reactors) 핵 연료를 EPMA (Electron Probe Micro Analyzer)를 이용하여 핵분열 생성물을 분석하였다. EPMA의 정확한 분석 방법을 확립하고자, 핵분열생성물 대신 시약을 첨가하여 제조한 모의 DUPIC 핵연료로 EPMA 분석을 수행하였고, 그 결과를 습식 화학 분석의 결과와도 비교하여 평가하였다. 모의 DUPIC 핵연료 중심부의 금속 석출물은 약 1 $\mu\textrm{m}$ 정도의 크기로 관찰되었으며, 이들의 조성은 Mo-53.89 at.%, Ru-37.40 at.% 및 Pd+Rh-8.71 at%이었다. 모의 DUPIC 핵연료 시험에서 정립한 시험방법으로 조사한 DUPIC 핵연료 시편의 금속 석출물 특성을 분석하였다. 핵연료 중앙부에서 관찰된 금속 석출물들의 크기는 2∼2.5 $\mu\textrm{m}$ 정도이었으며, Mo-47.34 at.%, Ru-46 at.%, Pd+Rh-6.65 at.%의 조성임을 확인하였다. 이 실험을 위하여, 특별히 시료의 전도성을 향상시키기 위한 처리를 하였으며, 작은 금속 석출물에 EPMA의 전자빔을 정확히 조사할 수 있는 실험 조건을 제시하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제24권4호
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• pp.215-223
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• 1999

PWR 원전 증기발생기 수실의 방사선장 특성과 그곳에서 작업하는 종사자의 유효선량을 몬테칼로 시뮬레이션으로 평가하였다. 선원항으로는 고리1호기 증기발생기 방사화물 분석결과가 사용되었으며 유효선량 평가에는 MCNP4A코드와 MIRD형 성별 수학적 인형 모의피폭체가 사용되었다. 수실 내부 방사선장은 U튜브 영역에서 내려오는 방사선이 지배적이었으며 극각에 대해 근사적으로 코사인 분포를 나타내었다 유효선량률은 표준성인과 체격이 작은 성인(이 목적으로 15세 모의피폭체가 사용되었다.)의 경우 각각 36.22$mSvh^{-1}$와 37.06$mSvh^{-1}$로서 체격의 영향은 경미했다. 한편, 모의피폭체의 머리, 가슴 및 하복부에 해당하는 위치에서 평가된 조사선량률과 에너지스펙트럼에 대해 ICRU47에서 주어진 주위선량당량 환산계수를 이용해 평가한 등가선량률은 각각 119, 71, 및 58 $mSvh^{-1}$로 나타났다. 따라서 개인선량계 판독에서 얻는 심부선량 또는 유효선량은 앞서 계산한 유효선량률의 2배 정도가 될 것으로 보인다. 이 사실은 일반적인 개인선량계의 경사입사 방사선에 대한 과대/과소 평가 특성과 함께 비정규, 고선량률 방사선장에 종사하는 작업자의 선량계측 계획 및 결과의 해석에 매우 신중해야 함을 알려준다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제17권4호
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• pp.413-421
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• 2004

본 논문에서는 깊은 지하 500m에 처분된 가압경수로(PWR) 고준위폐기물 처분용기에 지하수압과 벤토나이트 팽윤압이 가해지는 동안 처분용기에 발생하는 크립변형을 예측하기 위하여 처분용기에 대한 구조해석을 수행하였다. 보통 이러한 크립변형은 처분용기에 추가적인 외력이 작용하지 않더라도 처분용기에 작용하는 압력과 내부의 높은 열에 의하여 발생될 수 있다. 처분용 기내부의 열분포의 복잡성 덴 시간의존성으로 인하여 일단 외부 지하수압 및 팽윤압만 고려하여 크립해석을 수행하였다. 이를 위하여 적당한 크립함수를 사용하였으며, 해석은 1억$(10^8)$초 동안 수행하였다. 해석결과 1억초 동안 발생하는 크립 변형률은 매우 작으며 주희 처분용기의 위아래 덮개에 발생함을 알 수 있었다. 그러나 처분용기의 구조강도에 중요한 내부 주철삽입물에는 훨씬 더 작은 미소한 변형률만 발생하여 처분용기에 발생하는 크립변형은 처분용기의 구조적인 안전성에는 큰 영향을 미치지 않음을 알 수 있었다. 해석 초기에 처분용기 내에 급격히 응력이 증가하여 최고치에 도달한 후 잠깐동안 이 응력 값을 유지하다가 그 이 후에는 급격히 응력 값이 감소하는 응력이완현상을 보이고 있기 때문에 발생 응력 측면에서도 전혀 처분용기의 구조적인 안전성에 문제가 없음이 확인되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권3호
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• pp.336-343
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• 1995

적응제어의 한 방식인 자기동조제어(STR) 방식이 비선형 노심 모델의 출력 조정에 적용된다. 적응제어는 비선형, 시변 및 확률(Stochastic) 시스템을 위한 준최적 제어기를 설계하기 위한 적절한 제어 방식이다. 제어계통은 미지의 시변 파라메타를 갖는 3차 선형 모델에 기초한다. 파라메타는 가변 망각계수를 도입한 늑장 최소자승법에 의하여 매시간(Time Step) 순환적으로 평가된다. 평가된 파라메타를 이용하여 한 스텝 먼저 냉자재 평균온도가 예측되고 이 예측된 값과 Setpoint 값과의 차이를 최소화함은 물론, 제어봉의 움직임을 막고자 가중(Weighted) One-step-ahead 제어기가 설계된다. 또한 적분동작이 첨가되어 정상상태 에러가 제거된다. 넓은 운전영역을 포괄하는 비선형 PWR 모델이 원자로 출력 조정을 위한 본 제어기를 시뮬레이션하는데 이용되었다. 시뮬레이션 결과로부터 본 제어기의 성능이 우수한 것으로 판명되었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제4권1호
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• pp.1-4
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• 1979

중성자(中性子) 수송이론(輸送理論)을 써서 기사용(旣使用) 핵연료(核燃料) 저장조(貯藏槽)에 있는 한 개(個)의 PWR용(用) 핵연료집합체(核燃料集合體)에 대(對)한 유효증배계수(有效增倍係數)($k_{eff}$)를 산출(算出)하였다. 이때 중성자(中性子) 수송방정식(輸送方程式)을 Sn-근이법(近以法)이라고 부르는 각분해법(角分害法)(Discrete ordinates method)으로 풀어서 유효증배계수(有效增倍係數)를 구했으며 이것이 핵임계(核臨界) 안전성(安全性) 결정(決定)이 된다. 본(本) 연구(硏究)에서는 각(角)과 에너지를 각각(各各) 4구간(區間)과 16군(郡)으로 분할(分割)하고 공간구간(空間區間)은 27구간(區間)으로 나누되 상이(相異)한 물질(物質)의 경계면근처(境界面近處)에서 세분(細分)하였다. 이와같은 방법(方法)으로 구한 유효증배계수(有效增倍係數)는 0.6145였는 데 이는 타연구자(他硏究者)가 계산(計算)한 반무한배열(半無限配列) 핵연료집합체(核燃料集合體)에 대한 유효증배계수(有效增倍係數)에 비(比)하여 상당히 낮은 값이었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권5호
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• pp.937-946
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• 2020

The aim in the present work is to simulate accident scenarios of AP1000 during the small-break loss-of-coolant accident (SBLOCA) and investigate the performance and behavior of automatic depressurization system (ADS) during accidents by using MIDAC (The Module In-vessel Degradation severe accident Analysis Code). Four types of accidents with different hypothetical conditions were analyzed in this study. The impact on the thermal-hydraulic of the reactor coolant system (RCS), the passive core cooling system and core degradation was researched by comparing these types. The results show that the RCS depressurization becomes faster, the core makeup tanks (CMT) and accumulators (ACC) are activated earlier and the effect of gravity water injection is more obvious along with more ADS valves open. The open of the only ADS1-3 can't stop the core degradation on the basis of the first type of the accident. The open of ADS1-3 has a great impact on the injection time of ACC and CMT. The core can remain intact for a long time and the core degradation can be prevent by the open of ADS-4. The all results are significant and meaningful to understand the performance and behavior of the ADS during the typical SBLOCA.