• Nuclear Engineering and Technology
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• 제21권3호
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• pp.205-215
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• 1989

본 연구의 기초로 사용된 CET와 CET 정량화코드(EVNTREISS)는 WASH-1400 이후로 기 존 발전소 안전성평가에 적용되어온 어떠한 CET 보다도 상세하며 다양성을 지니고 있다. EVNTREISS 코드의 구성이 대단히 복잡하고, 코드 Validation이 철저히 수행되지 않았으며 또한 독립적 검토가 이루어지지 않음으로 인하여 코드와 CET의 한계점과 개선할 몇가지 문제점이 충분히 내포될 수 있었다. 본 연구는 BNL에서 수행된 Zion 격납용기 사건수목을 재구성하는 과정에서, 상기된 문제점과 개선분야를 파악하고 이전에 수행된 여러 PRA에서 사용된 CET와의 비교를 통하여 EVNTREISS코드를 개선시키고자 하였다. 결과로서, Zion에서 수행된 CET가 만족스럽게 재구성되었고, 코드에 대한 여러 개선분야가 파악되었으며 그중의 몇가지 문제점이 해결되었다. 이 개선된 코드는 PC에서 간단히 작업할 수 있으며 중대사 고시 대형건식 가압경수로형 격납용기반응의 분석에 효과적으로 사용될 수 있다.

• 대한화학회지
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• 제44권6호
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• pp.581-586
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• 2000

가압경수로형 사용후핵연료에 포함된 플루토늄을 분리하여 전기량 적정방벙으로 정량하였다. 플루토늄은 음이온 교환수지(AG MP-1)를 이용하여 분리하였으며 플루토늄의 정량은 조절전위전기량 적정방법을 이용하였다. 본 연구에서는 플루토늄 분리와 관련된 산화상태 조절, 분리 회수율 및 정량과 관련된 몇 가지 전기량 적정조건들에 대해 검토하였다. 실험결과 플루토늄은 산화상태를 조절하여 분리하는 것이 정량결과에 대한 정확도를 높였으며, 플루토늄의 전기량 적정결과에 미치는 몇 가지 금속이온들에 의한 영향은 나타나지 않았다. 플루토늄 표준용액을 이용하여 측정한 전기량 정량결과에 대한 정확도는 회수율로 나타냈을 경우 0.230∼3.02 mg 범위에서 99.36%이었다. 가압경수로형 사용후핵연료 용해용액들에 포함된 0.250∼0.450 mg의 플루토늄을 적정하여 얻은 전기량 정량결과에 대한 평균 정밀도(상대표준편차, RSD)는 0.38%이었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제28권2호
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• pp.206-215
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• 1996

원자로냉각재계통 기기 설계를 위한 구조해석 분야는 크게 세가지로 구분할 수 있는데, 첫번째는 원자로 냉각재계통내의 유체의 온도, 압력, 원자로냉각재계통 기기 및 유체의 자중 등을 고려하여 정적해석이 주가되는 정상운전해석, 두번째는 원자력 발전소 수명내에 부지에 발생 가능한 지진을 고려하는 내진설계를 위한 지진해석, 세번째는 원자력발전소를 다른 플랜트보다 한층 안전하게 설계할 수 있도록 원자력 발전소내의 모든 고에너지배관의 파단을 가상하는 가상배관파단해석으로 구분할 수 있다. 1986년 이전까지의 가압경수로발전소의 가상배관파단은 원자로냉각재주배관의 파단을 가상하여 동적구조해석을 수행하므로써, 극히 보수적인 결과를 얻었다. 그러나, 파괴역학의 발전은 파단전누설기법을 정립하였으며, 이에 따라 1987년 미국의 10 CFR Part 50 Appendix A GDC 4에서는 원자력발전소 내의 모든 고에너지배관에 파단전누설기법 적용을 허용하므로써, 이들 배관의 가상배관파단을 배제할 수 있도록 하였다. 한국형 표준원전인 울진원자력 3, 4호기의 참조발전소인 영광원자력 3, 4호기는 개정된 GDC 4를 적용한 최초의 가압경수로발전소로서, 원자로냉각재주배관과 12인치 이상의 일차측 분기관들의 가상배관파단을 배제하였다. 본 보고서에서는 영광원자력 3, 4호기의 참조발전소인 미국 Palo Verde발전소와 한국형 표준원전인 울진원자력 3, 4호기의 가상배관파단에 의한 원자로냉각재계통의 동적구조해석 결과를 서로 비교, 분석하므로써 개정된 GDC 4의 영향을 평가함은 물론 향후 분기관 가상배관파단해석의 방향을 모색하는데 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제18권2호
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• pp.71-77
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• 1986

원자로 노심을 축방향으로 일차원 해석을 하고, 가입경수로형원자로의 안전성 해석에 적용할 수 있는 중성자 동특성프로그램 BIK를 개발하였다. BIK프로그램내에서 공간변수에 대해서는 유한차분법이, 시간변수에 대해서는 $\theta$-시간적분법이 채택되었다. 또한 도플러 및 감속재 궤환과 제어봉구동 등을 자세히 묘사하는 모델들이 포함되었다 핵모델의 검증은 ANL검증문제를 통해 이루어졌고, 고리 1호기의 제어봉 인출사고시의 노심출력 변화를 계산하였다. 이상의 계산결과 BIK동특성프로그램이 노심의 중성자 속 변화를 일차원해석의 한계내에서 비교적 정착하게 묘사할 수 있으며, 가압경수로형 원자로의 안전성 해석에 유용하게 사용될 수 있다는 것이 증명되었다.

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
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• 한국에너지공학회 2002년도 추계 학술발표회 논문집
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• pp.117-122
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• 2002

중수형 원전은 국내 가압 경수로의 보완 원자로형으로 현재 4기가 운전되고 있다. 중수형 원전은 천연우라늄을 핵연료로 사용하기 때문에 연소도를 고려하여 운전 중 매일 핵연료를 교체하는 운전 특성을 갖고 있으며, 노심 내 출력분포 및 출력을 제어하기 위해 수위영역제어기의 수위가 계속 변하는 특성 또한 가지고 있다. 이 외에도 조절봉 등의 다양한 제어장치들이 출력제어를 위해 거동하게 된다.(중략)

• 한국막학회:학술대회논문집
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• 한국막학회 1997년도 춘계 총회 및 학술발표회
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• pp.50-51
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• 1997

가압경수로형(PWR) 원자력발전소에스는 원자로 출력조절을 위한 중성자 흡수체로 붕산(Boric Acid)을 사용하며, 불순물이 농축되는 것을 방지하기 위하여 이온교환수지로 수질 정화를 하고 있다. 그러나, 붕산으로 포화운전되는 이온교환수지에서 붕산보다 이온선택도가 낮은 실리카는 제거되지 않으므로, 원자력발전소의 운전년수 경과에 따라 1차계통수(원자로냉각재)의 붕산수중에 실리카 농도가 증가하게 된다. 한편, 실리카는 고온, 고압 운전조건에서 양이온불순물과 결합하여 핵연료피복재에 열전달을 방해하는 규석(Zeolite)층을 형성함으로서 국부가열(Hot Spot)에 의한 핵연료 손상을 일으킬 수 있으므로, 효율적인 실리카 제거기술이 요구된다. 따라서, 기존에 원전에서 사용하고 있는 Feed & Bleed에 의한 수질정화 방법은 다량의 폐기물 발생 및 붕산보충이 필요하므로, 역삼투막(RO)을 이용하여 붕소와 실리카의 최적 분리, 회수조건을 연구하고, 붕산저장 용량이 큰 SFP(Spent Fuel Pool)의 수질정화용 이동형 RO장치를 개발하기 위하여 붕산수중의 실리카에 대한 역삼투막의 선택적 제거특성을 검토하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.227-232
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• 1997

본 연구에서는 원자로의 충수 및 배기가 완료된 상태에서부터 원자로 출력 2%까지의 운전을 자동화한 원전 가열운전 자동화시스템을 개발하였다 본 시스템을 개발하기 위해 운전절차서와 운전원 업무경험을 바탕으로 운전모드, 자동화 범위, 자동제어대상 등을 선정하였고, 이를 기반으로 지능형 감독자시스템, 디지털 분산제어시스템, 그리고 신호연계시스템으로 구성된 가열운전 자동화시스템을 개발하였다. 개발된 시스템의 성능을 확인하기 위해 993 MWe급 가압경수로를 모의화한 계측제어 시험검증설비와 연계하여 검증 실험을 수행하였다.

• 원자력산업
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• 제30권3호
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• pp.72-78
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• 2010

KEPCO는 APR1000 원전을 개발 중에 있다. APR1000은 2루프 1000MWe급의 가압경수로로, 국내에 운영중이고 건설중인 검증된 OPR1000 설계를 기반으로 하고 있다. APR1000은 원전 수요자의 요구에 응하기 위해 안전성, 신뢰성 및 경제성을 설계에 고려하여 개발 중에 있다. APR1000의 대표적인 설계 특성으로는 60년 수명, 0.3g 내진 설계, MMICs, 저온 덮개 원자로(Cold Head Reactor), 안전 주입 탱크 내의 피동형 유량 조절 장치 등이 있다. 본고에서는 APR1000의 설계 요건과 안전 관련 설게 특징을 소개하고자 한다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.695-700
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• 1995

최근 일부 PWR 원전에서는 냉각수 유동유발에 의한 집합체 진동에 기인한 것으로 보이는 핵연료 손상이 잇달아 발생하고 있다. 본 시험에서는 모의 핵연료 집합체에 대해 원전운전시 유량(유속)에 따른 집합체외 진동특성을 규명하기 위해 모의 집합체에 대한 유동시험을 수행하였다. 시험결과 매져 모의 연료는 발전소 운전 유동영역 범위내에서 냉각수 유동에 기인한 집합체의 진동현상이 발생함이 확인되었다.

• 원자력산업
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• 제23권3호통권241호
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• pp.42-48
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• 2003

가압 경수로는 원통형의 원자로 용기 안에서 핵물질을 반응시켜 고온$\cdot$고압의 물을 생성하는데 이 원자로 용기는 환형 주조물들을 서로 용접하여 만들어진다. 이 원자로 용기의 건전성을 확인하기 위해서는 용접부위에 결함이 발생되었는지를 주기적으로 정확하게 검사해야 한다. 한국원자력연구소는 원자력발전소의 핵심 기기인 원자로 용기의 용접부 결함을 수중에서 자동으로 검사, 탐지할 수 있는 $\ulcorner$원자로 자동 탐상 시스템$\lrcorner$을 개발하여, 울진 원전 6호기용 원자로 용기에서 실증 실험을 수행하였다. 이 원자로 자동 탐상 시스템은 물방개처럼 생긴 수중 탐상 로봇이 그 핵심으로서 이 로봇은 원자로 용기의 내벽을 타고 다니면서 수중 초음파 검사를 수행할 수 있는 획기적인 시스템이다. 본고에서는 개발된 원자로 자동 탐상 시스템을 소개하고자 한다.