• 원자력산업
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• 제10권10호통권92호
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• pp.70-75
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• 1990

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제17권3호
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• pp.185-192
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• 1985

가압경수로에서 나오는 사용후 핵연료의 fissile 양은 CANDU형 원자로에 쓰는 천연우라늄의 농축도 보다 높다. 따라서 핵연료 활용을 다양화하고 점차 누적되고 있는 가압경수로의 사용후 핵 연료의 저장문제를 부분적으로나마 해결하기 위하여, 가압경수로의 사용후 책 연료를 CANDU 형 원자로에 사용하는 방안을 검토 하였다. 가압경수로에서 나온 사용후 핵 연료에서 가공되는 혼합핵연료(Mixed Oxide Fuel)를 CANDU형 원자로에 장전하였을 경우, WIMS/D 코드를 이용하여 핵적특성을 분석하였다. 그리고 본 분석에서는 현 CANDU형 원자로의 반응도 조절장치를 변경시키지 않고 혼합핵 연료를 CANDU형 원자로에 사용할 수있는 방안만 조사하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권2호
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• pp.269-279
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• 1995

가압경수로에서 증기발생기와 같은 주기기를 원자로 내부에 위치하도록 설계한 원자로를 일체형 원자로라고 분류하며, 기존 상용원자로와 같이 모든 주기기가 별도의 압력용기로 설계되어 배관계통에 의해 원자로 외부에 순환회로를 갖는 형태의 원자로를 분리형원자로라고 한다. 최근에 개발되고 있는 한 부류의 신형원자로에서는 원자로 및 계통의 단순성 추구와 계통의 높은 신뢰성으로 안전성 향상을 위해 동력원 사용 등의 능동적 안전개념 보다는 자연현상을 이용하는 피동안전개념이 널리 도입되고 있다. 본보고서에서는 이러한 신형원자로의 노형으로서 일체형원자로의 특성을 전통적인 분리형원자로와 비교, 분석, 평가하였다. 일체형원자로의 가장 큰 장점은 모든 주기기가 단일 압력용기 내에 위치하므로 일차계통이 매우 단순하고 대구경 배관이 없기때문에 대형 냉각재 상실사고가 근본적으로 방지되어 안전계통이 매우 단순하다는 것이다. 이 외에도 일체형원자로는 대단히 많은 일차냉각재 용량, 매우 큰 가압기 용량및 긴 운전원 조치시간등의 설계특성을 보유하고 있어 안전성이 탁월하다는 장점을 지니고 있다. 그러나, 일체형원자로는 모든 주기기가 단일 압력용기 내에 설치되므로 대형 원자로 용기가 요구되며, 원자로 압력용기의 제작성 및 운송 능력이 원자로의 용량을 제한하는 주된 요인이 된다. 일체형원자로의 활용으로 열병합 발전, 지역난방 및 선박용 원자로등의 중소형 원자로에 매우 적합하다고 판단되며, 뛰어난 안전성으로 인하여 사회적 수용성 이 강조되는 상용발전로로서도 적합한 노형이 될 수 있을 것으로 분석되었다.

• 원자력산업
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• 제16권5호통권159호
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• pp.72-83
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• 1996

한국원자력안전기술원은 최근 가압경수로형 원자로에서 발생하는 잔열제거펌프의 정지사고를 예방하는 방법을 개발하였다. 이 연구개발은 가압경수로형 원자로의 부분충수운전시 운전의 안전성을 위하여 냉각수의 최대 허용수위를 높이고 최저 요구수위를 낮출 수 있는 방안으로서, 우회유로를 이용한 획기적인 부분충수운전 개선방안이다. 한국원자력안전기술원은 이의 개발과 함께 미국 특허를 취득하였는데, 이는 외국의 기술을 받아들이면서 그의 문제점을 파악하여 해결책을 제시함으로써 국내 원전 관련 기술능력을 크게 제고시킨 것으로 평가된다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 추계학술발표회요약집
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• pp.344.2-344
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• 1999

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 추계학술발표회요약집
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• pp.180.1-180
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• 1999

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(4)
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• pp.275-282
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• 1996

일체형 원자로는 증기발생기 및 가압기를 압력용기 내에 설치한 것으로서 연결배관이 없기 때문에 배관의 파단에 의한 대형 냉각재 상실사고를 근원적으로 배제하고 전체계통을 단순화 시킬 수 있다. 증기발생기는 대부분 관류식으로서 일체식과 모듈식이 사용되고 있다. 본 연구에서는 모듈식 나선형 증기발생기를 사용한 일체형 신형경수로의 예비 개념설계를 수행하였다. 가압기는 원자로 내에 별도의 용기를 설치하는 내장형 자기가압기를 채택하였다. 제어봉 구동장치는 핵분열 반응열을 이용한 원자로 기동을 위하여 반응도를 미세하게 조정하는 것이 가능하고 지진하중과 같은 동하중의 영향을 최소화하기 위하여 원자로용기 외부로의 돌출부분을 최소화하는 설계개념을 채택하였다. 냉각재 펌프는 Canned Motor Pump를 원자로용기 상부에 수직으로 직접 부착하는 개념을 사용하였다.

• 비파괴검사학회지
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• 제17권2호
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• pp.114-121
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• 1997

가압경수로 원자로 압력용기 비파괴검사를 위해 지금까지 계속 사용하여 온 기존의 고정식 매니플레이터 방식의 원자로 자동초음파검사장비는 최근 급속도로 발전한 전자산업 및 컴퓨터 등으로 인해 기본 설계 개념부터 달리하는 소형.경량화된 수중 이동형 원자로 검사 장비 형태로 바뀌어 가고 있다. 따라서, 본 해설에서는 현재까지 국내외 알려진 각종 소형 원자로 압력용기 자동초음파검사장비 및 고정식 매니플레이터 방식의 원자로 압력용기 자동초음파검사장비를 분석하여 기술하였으며, 현재 국내 원자로 압력용기 용접부검사를 위해 개발중인 RYSIS 장비 및 검사 기술 수준을 진단해보고 앞으로의 방향을 제시하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권2호
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• pp.165-175
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• 1995

가압경수로의 과압보호계통은 가장 심각한 비정상 과도운전시 원자로냉각재계통의 압력을 설계압력의 110% 이내로 유지시킬 수 있는 충분한 용량으로 설계되어져야 한다. 본 연구에서는 ABB-CE 설계의 2825 MWt 가압경수로에 기존의 스프링 탑재형 가압기 안전밸브 대신 SEBIM-POSRV를 채택할 경우 과압보호 기능 수행의 가능성을 연구하였다. 과압보호 기능을 수행하기 위한 SEBIM POSRV의 크기 및 작동 설정치를 영광 3, 4호기의 과압보호 해석에 사용했던 LTC 전산코드를 이용한 분석을 통해서 결정했다. 분석 결과 monobloc SEBIM POSRV를 이용한 과압보호계통은 원자로냉각재계통의 압력을 설계 압력의 110% 이내로 유지시킴으로써 ABB-CE 형태의 2825 MWt급 가압경수로에서 과압보호 기능을 수행할 수 있음이 입증되었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제10권1호
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• pp.41-49
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• 1985

1,300 MWe 가압경수로 공동내에서 중성자의 흐름해석이 수행되었다. 중성자의 흐름을 해석하는데는 1차원 수송코드인 ANISN, 2차원 수송코드인 DOT3.5, 3차원 Monte Carlo 코드인 TRIPOLI-02와 이들을 접속시켜주는 DOTTRI 등의 전산코드가 이용되었고, 본 계산에 사용된 전산기는 IBM 3033형이었다. 계산된 선속 및 선량율은 900 MW 가압경수로의 공동내에서 측정한 측정치와 비교검토 되었고, 그 결과 중성자 군별로 약간의 오차는 있었으나 전체적으로 큰 오차는 없었다. 이 결과는 대용량의 원자로 차폐설계, 원자로보수시, 기타 원자로 공동내에 출입할 경우에 방사선방어상 필요한 방어수단을 제공하는데 기여하였다.