• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05d
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• pp.327-332
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• 1996

대구경유압식스너버의 잠재적 기능상실은 미국원자력규제위원회(USNRC)에서 인정한 주요안 전성 문제중의 하나이다. 본 보고서는 한국표준형원전의 증기발생기와 원자로냉각재펌프에 설치되어있는 대구경유압식스너버 중 단일 스너버의 기능상실에 대하여 지진과 가상분기관파단의 시간이력해석을 수행하여 구조적영향을 보였다. 지진 입력은 SRP 3.7.1 에 따른 가상적 시간이력이며, 분기관파단 입력은 파단전누설기법(Leak Before Break) 적용에 의하여 배제되지 못한 분기관파 단인 증기발생기 주증기배관과 증기발생기 주급수배관의 가상파단을 이용하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.1
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• pp.112-120
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• 1995

최적 열수력 안전해석 계산코드의 검증에 이용될 수 있는 열수력 실험데이터, 실험데이터 관련 설명자료, 데이터베이스 운영체계 및 인터페이스 등으로 구성되는 단순화된 열수력 실험 데이터 뱅크 (Simplified Organization of Thermalhydraulic Experiment Databank, SORTED)를 개발하였다. 이를 위하여 USNRC와의 국제 연구 협력을 통해 ENCOUNTER실험데이터를 도입하였고, 이를 기본으로 코드 평가 목적에 적합하도록 단순화된 데이터베이스 운영관리 체제 및 사용자 편이성을 강조하는 인터페이스 등을 개발하였다. 개발된 SORTED의 이용성, 사용자 편이성 등이 검증되었으며, 코드 평가에 적절히 이용될 수 있음을 알 수 있었다.

• Journal of the Earthquake Engineering Society of Korea
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• v.15 no.4
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• pp.33-43
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• 2011

This paper addresses a fundamental study that is necessary to complement and improve the current domestic design specifications for the strong motion duration criterion and the envelope function of artificial accelerograms that can be applied to the earthquake-proof design of nuclear structures. The criteria for the design response spectra and strong motion duration suggested by USNRC and ASCE Standard 4-98 are commonly being used in the profession, and they are first compared with each other and reviewed. By applying 209 real strong earthquake records that are greater than 5 in magnitude at rock sites to the strong motion duration criterion in ASCE 4-98, an empirical regression model that predicts the strong motion duration as a function of the earthquake magnitude was then developed. Using synthetically generated earthquake time histories for the 10 cases whose strong motion durations varied from 6 to 20 seconds, extensive seismic analyses were finally conducted to identify the effects of the strong motion durations on the seismic responses of the nuclear power plant containment structures.

• Nuclear industry
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• v.19 no.6 s.196
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• pp.42-47
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• 1999

원자력발전소의 안전성분분석보고서(SAR) 작성시 이용되어온 USNRC의 RG 1.70을 참고로 하고, 신형 원자로와 관련된 최신의 규제 정보와 차세대 원자로의 설계 특성에 근거하여, 차세대 원자로 표준 설계용 SAR 작성 지침(안)을 개발하였다. 개발된 지침(안)은 RG 1.70에 비해 상당히 많은 추가적인 안전 설계 정보를 제시하도록 구성하였으므로, 이 지침을 표준 설계에 대한 안전성 심사에 이용할 때 효율적이고 일관성 있는 안전성 판단을 할 수 있고, 이에 근거하여 향후 통합 허가(COL)용 SAR 작성 지침을 쉽게 개발할 수 있을 것으로 기대된다. 또한 일부 산업 기술 기준의 준용을 제외하고는 국산화를 실현함으로써 우리 고유의 지침 역할을 할 수 있게 되었다. 본 연구를 통해 개발된 지침(안)의 객관성과 일관성을 보장하기 위하여 향후전문가 검토가 수행될 예정이며, 검토 의견을 반영하여 내용을 보완한 후 차세대 원자로 표준 설계의 인$\cdot$허가 심사에 활용될 예정이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.321-327
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• 1996

울진 3,4호기 안전주입계통의 용량 변화가 가상적인 대형파단 냉각재상실사고 거동에 미치는 현상을 파악하여 이를 후속호기 계통설계 및 사고해석을 위한 안전주입계통의 최적화에 활용하고자 하였다. 본 논문에서 해석은 USNRC 가 승인한 ABB-CE 평가 모델을 적용하여 수행하였으며, 이의 결과 대형파단 사고시 안전주입탱크 용량을 울진 3,4호기의 60% 까지 줄였을 때에도 경수로용 비상노심냉각계통 허용기준$^{(1)}$ 을 만족하였다. 또한 저압 안전주입계통을 고려하지 않았을 경우, 안전주입탱크 용량을 울진 3,4호기의 60%, 고압 안전주입유량을 울진 3,4호기의 175%로 가정했을 때 경수로용 비상노심냉각계통 허용기준을 만족함을 확인하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.363-368
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• 1998

고리 1호기 주요기기들에 대한 수면평가 과정에서 원자로 압력용기의 중성자 조사취화에대한 잔여수명평가를 정량적으로 수행하였다. 그 결과 가압열충격 기준온도(R $T_{PTS}$)가 운전년수 34년경에 심사기준온도를 초과할 것으로 예측되어 연장운전 추진 시 선결되어야 할 과제로 인식되었다. 이에 따라 USNRC 가압열충격 규제지침서에 의한 상세 가압열충격 평가연구를 수행하고 있다. 본 논문에서는 원자로 압력용기 가압열충격 현상에 대해 간략히 설명하고 가압열충격 평가의 목적과 방법에 대하여 소개하였다. 더불어 현재 수행중인 고리 1호기 원자로 압력용기 가압열충격 평가의 일부로 수행한 계통 열수력해석과 확률론적 파괴역학 해석의 결과를 제시하고 가압열충격 위험도를 완화하기 위한 조치사항들에 대하여 검토하였다.다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.30 no.6
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• pp.617-627
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• 1998

A technically more direct Statistical Combination of Uncertainties (SCU) method, extended SCU (XSCU), was developed to statistically combine the uncertainties associated with the DNBR alarm setpoint and the DNBR trip setpoint of digital nuclear power plants. The Modified SCU (MSCU) method is currently used as the USNRC approved design method to perform the same function. In this study, the MSCU and XSCU methods were compared in terms of the total uncertainties, and the thermal margins to the DNBR alarm and trip setpoints. The MSCU method resulted in small total uncertainties due to large negative biases which are unphysical. The XSCU method gives virtually unbiased total uncertainties which are physically meaningful in order to represent the actual magnitude of the total uncertainties associated with the DNBR alarm and trip setpoints. But the thermal margins to the DNBR alarm and trip setpoints by the MSCU method agree with those by the XSCU method within allowable statistical Variations.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.43 no.2
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• pp.105-132
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• 2011

The concept of improved performance indicators (PIs) for use in the KINS Safety Performance Indicator (SPI) program for reactor safety area is proposed in this paper. To achieve this, the recently developed PIs from the USNRC that use risk information were investigated, and a feasibility study for the application of these PIs in Korean NPPs was performed. The investigated PIs are Baseline Risk Index for Initiating Events (BRIIE), Unplanned Scrams with Complications (USwC), and Mitigating System Performance Index (MSPI). Moreover, the thresholds of the existing safety performance indicators of KINS were evaluated in consideration of the risk and regulatory response to different levels of licensee performance in the graded inspection program.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers B
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• v.35 no.3
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• pp.255-262
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• 2011

In a loss-of-coolantaccident, considerable debris may be generated and transported to the recirculation sump. The accumulation of debris will reduce the netpositivesuctionhead and threaten the safety of thenuclear power plant. Both NEI 04-07 and USNRC SER suggesteda CFD methodology. However, additional investigation is needed to consider the unique characteristics of nuclear power plants. The transport of the generated debris is strongly influenced by the break location and the plant characteristics, including the configuration.In this paper, a CFD methodology for blow-down transport evaluation is proposed and applied to an OPR1000 nuclear power plant. The results show that the percentage of small debris transported to the upper containment is 32%, which is 7% larger than the valuegiven in the NEI 04-07 baseline analysis. This result may be used as a point of reference in future analytical studies.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.24 no.3
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• pp.131-142
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• 1999

By using the Korean demographic data and the modified relative risk projection model given in the Committee on the Biological Effect of Ionizing Radiation (BEIR) report-V under the U.S. National Academy of Science, the radiogenic excess risk in Korean population has been evaluated. On the basis of this risk, a safety goal for the safe operation of domestic nuclear power plants has been further derived in terms of personal dose. The baseline risk of death due to all causes in Korea and the trivial risk level, which the society considers safe, were estimated to be $5.2{\times}10^{-3}$ and $5.2{\times}10^{-6}$, respectively. The radiogenic excess cancer risk in Korea has been estimated to be $5.2{\times}10^{-3}$ for tie case of acute exposure to 0.1 Gy and $3.7{\times}10^{-3}$ for the case of chronic lifetime exposure to 1.0 mGy/y. On the basis of these risks estimate, the resulting safety goal for one year opeation of a reactor was 0.05 mSv, which is quite identical with the ALARA guideline prescribed by the USNRC in the Appendix I, 10CFR50.