• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.317-322
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• 1997

앞으로 건설되는 원전의 계측제어계통은 디지털 기술로 설계될 전망이다. 그러나 디지털 기술을 원전 계측제어계통에 적용하는데 있어서 디지털 기술이 원전의 안전성이나 신뢰도에 영향을 미치지 않는다는 사실을 보증하여야 하며, 디지털계통의 기능과 성능에 대한 확인/검증은 원전에 설치되기 전에 수행되어야 한다. 계측제어 시험검증설비의 목적은 새롭게 개발되는 디지털 제어 및 보호 알고리즘, 경보축약 알고리즘 또는 운전지원계통등의 성능을 검증하기 위함이다. 시험검증설비의 소프트웨어는 웨스팅하우스형 993 MWe 가압경수로를 모델링한 수학적 모델링과 시험검증설비를 운용하기 위하여 필요한 종합운용프로그램으로 구성된다. 하드웨어는 공학용 워크스테이션, 시험용 패널, 개발되는 계통과의 인터페이스를 위한 VXI 인터페이스 모듈, 그리고 공유메모리의 값을 시험대상 시작품으로 전송하는 Ethernet 모듈 등으로 구성된다. 사용자 인터페이스로 할덴 원자로 프로젝트에서 개발된 Picasso 그래픽 도구를 이용한 화면과 60개의 주요변수의 값을 CRT에 표시하는 기능을 제공한다. 계측제어 시험검증설비를 응용한 계측제어계통 시작품은 정상운전 및 과도상태에서 적절한 시험결과를 제공하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.33-39
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• 1998

기존 가압형 경수로에서 전체 반응도가의 상당부분을 제어하고 있는 붕산수를 사용하지 않고 가연성독봉 및 쟤어봉을 확대 사용하는 전략으로 1300MWe급 차세대원자로(KNGR)를 대상으로 무붕산 노심 개념설계를 수행하였다. 가연성독봉으로는 기존 PYREX 독붕의 독물질을 농축한 농축 PYREX 독봉을 도입하여 주기초 반응도 제어효과 및 전 주기동안 평평한 잉여반응도 유지에 매우 효과적인 결과를 도출하였다. 또한, 무붕산 노심이 필연적으로 갖게되는 축방향 출력분포의 노심 하단부치중현상을 제어하기 위하여 부분장 제어봉(Part Length Control Red)을 보조적으로 사용, 매우 간단한 형태의 핵연료집합체 축방향 zoning 설계를 수행하였다. 부분장 제어봉의 사용으로 모든 핵연료집합체를 축방향으로 zoning 하지 않고도 축방향 출력분포를 효과적으로 제어할 수 있었다. 제어봉으로는 큼 제어봉가를 확보하기 위하여 B$_4$C를 재질로하는 Checkerboard 형태의 제어봉 설계를 수행하였고, 효과적인 제어봉 운영을 통하여 무붕산 노심의 잉여반응도 및 출력분포 제어가 가능하였으며 제어봉이 운전중에 상당부분 삽입될지라도 약 7%$\delta$p 의 충분한 운전정지 여유도를 확보할 수 있다는 가능성을 확인할 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.19 no.3
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• pp.198-204
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• 1987

A plant simulation code, MCSIM (Micro-Computer SIMulator), has been developed to simulate plant transient accidents for pressurized water reactors. Reactor coolant system is modeled using decoupled energy and momentum equations, drift flux two-phase flow model and integral momentum equation. A two-fluid pressurizer model is used to simulate the pressurizer dynamics. Pot Boiler model is used for steam generator, steady-state decoupled energy and momentum equations for secondary side system, and point kinetics equations for nuclear power calculation. For test of the present version of MCSIM, complete loss of flow and RCCA withdrawal accidents are calculated with MCSIM. The results are compared with those in FSAR of KNU 5 & 6.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.213-218
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• 1996

가압 경수로의 노심설계에 있어서 제한된 우라늄 자원의 효율적인 이용을 위한 다양한 방안으로 장주기 운전, 고 방출연소도 및 저누출 장전모형 등을 강구하고 있는 추세이다. 이러한 노심들은 원자로 운전주기 전반에 걸친 공간적 출력 분포 제어와 잉여반응도 제어를 위해 가연성 흡수봉을 사용하고 있으며 이와 관련 하여 가연성 흡수봉에 대한 전략등이 다 각도로 검토되고 있으며 다양한 노심에 대한 최적의 가연성 흡수봉 혹은 그 전략에 대해 많은 연구가 진행되고 있다. 본 연구에서는 웨스팅하우스형 3-Loop 발전소에 대해, 장주기 (18 개월-480 EFPD), 저누출 장전 모형 전략을 채용하여, Er$_2$O$_3$, Gd$_2$O$_3$, ZrB$_2$의 일체형 가연성 흡수봉에 대한 노심특성 및 경제성을 평형노심개념을 적용, KNFC가 노심설계에 사용하고 있는 APA(ALPHA/PHOENIX-P/ANC) 8.0.0 코드 체계를 이용하여 평가하였다. 노심특성에 대해서는 감속재 온도계수, 첨두출력인자, 잔존흡수봉효과 및 노심 연소거동에 대한 평가가 수행되었고, 동일한 주기길이(480 EFPD) 에 대한 우라늄 적재량에 대해 원광비, 변환비, 농축비, 가공비 그리고 이자율 등을 고려하여 핵주기 경제성 평가 코드인 POCO 코드를 이용하여 경제성을 평가하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.392-397
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• 1998

PWR 원전의 냉각재 화학 및 체적제어 계통(CVCS) 정화 탈염기는 핵연료에서 방출된 핵분열 생성물질과 방사성 부식생성물을 제거하여 계통 내 방사능 준위를 낮추고, 부식을 유발하는 불순물을 제거하여 계통의 건전성을 유지하며, pH 조절제인 리튬($^{7}$ Li$_3$)의 농도조절을 통해 냉각계 수화학 환경을 최적으로 유지시킨다. 이를 위해 CVCS에는 정화용 혼상 탈염기와 $^{7}$ Li$_3$ 조절용 양이온 탈염기가 설치되었으며, 각각의 탈염기는 독립적인 기능을 수행한다. 이는 원전 운전 중 중성자와 붕소($^{10}$ B$_{5}$ )의 핵반응으로 생성된 $^{7}$ Li$_3$3 의 회수가 불가능하기 때문에 정화 탈염기에는 값비싼 $^{7}$ Li$_3$ 포화형 수지를 충전하여야 한다. Pn 원전은 연료교체를 위해 주기적으로 연료계장전 기간을 갖으며 이에 따라 원자로 기동 수화학, 운전중 B/Li 농도조절에 의한 pH 화학, 원자로 정지화학 등의 주기적인 냉각재 수화학 관리를 해오고 있다. 본 연구에서는 효율적인 정화탈염기의 운영방안을 제시함으로 운전중 붕소의 핵분열로 생성되는 $^{7}$ Li$_3$ 의 회수가 가능하고 수지의 사용량 절감으로 수지폐기물 발생량 저감화를 이를 수 있을 것으로 기대된다.

• Journal of Energy Engineering
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• v.14 no.1
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• pp.54-61
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• 2005

The APR1400 is an Advanced Pressurized Water Reactor with 3983 MWt power, 2×4 loops, and direct vessel injection system. The Fluidic Device (FD) is adopted to regulate the safety injection flow rate in a Safety Injection Tank (SIT) of APR1400. The performance of a newly designed fluidic Device is evaluated by analyzing a Large Break Loss-of-Coolant Accident (LBLOCA) using TRAC-M/F90, version 3.782. The analysis results show that the TRAC-M code reasonably predicts the important phenomena of blowdown, refill and reflood phases of LBLOCA. The sensitivity studies about gas/water volume changes in a SIT and K factor changes in a SI system were also done to understand the important phenomena with a Fluidic Device in APR1400.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.11 no.2
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• pp.91-103
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• 1986

Experimental study for the leaching behavior of Cs-137 was carried out using the simulated evaporator bottom product of PWR plant. The method of leach test proposed by the IAEA was partially modified using ANS method. The effect of various factors, i.e., sampling method, curing temperature, curing time, leachant temperature, vermiculite addition and volume-to-surface ratio, was considered in this experiment. Diffusion model in semi-infinite slab was in a good agreement with the data obtained from 4-weeks cured specimens. The effective diffusion coefficient of the specimens which were cured at the temperature of $24^{\circ}C$ for 4 weeks was found to be $1.20{\sim}1.47{\times}10^{-11}cm^2/sec$. With the experimentally obtained diffusion coefficient ($1.47{\times}10^{-11}cm^2/sec$), long-term prediction for the leaching of Cs-137 was carried out using finite-slab approximation. The estimated fraction of Cs-137 which remains in the environment is found to be less than 0.25 percent of initial amount after 100 years. About 25 years after the beginning of leaching, its fractional amount in the environment reachs the maximum value, 0.66 percent of initial amount.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.13 no.1
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• pp.22-35
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• 1981

The U$_3$O$_{8}$ requirements are estimated for the high, intermediate, and low growth projections of nuclear power in Korea. To each projection, four illustrative reactor-mix strategies and four fuel cycle options are applied for estimating the requirements. The reactor types considered are PWR, PHWR. and FBR. The fuel cycles considered are once-through cycle, U/Pu recycle, and improved once-through cycle. Also the amount of Pu-fissile recovered from U recycle is estimated. The maximum cumulative (to the year 2000) requirements of U$_3$O$_{8}$ occupy about 4 to 5 percent of the WOCA requirements and are about 23 times larger than the U$_3$O$_{8}$ resources in Korea. For the high nuclear power growth projection, the cumulative amount of Pu-fissile recovered from U recycle is sufficient for the startup of 2 units of 1200 MWe fast reactors by the year 2000. 2000.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.35 no.10
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• pp.1337-1345
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• 2011

In pressurized water reactors (PWRs), the reactor pressure vessel (RPV) upper head contains numerous control rod drive mechanism (CRDM) nozzles. In the last 10 years, the incidences of cracking in alloy 600 CRDM nozzles and their associated welds has increased significantly. Several axial and circumferential cracks have been found in CRDM nozzles in European PWRs and U.S. nuclear power plants. These cracks are caused by primary water stress corrosion cracking (PWSCC) and have been shown to be driven by welding residual stresses and operational stresses in the weld region. Therefore, detailed finite-element (FE) simulations for the Korea Nuclear Reactor Pressure Vessel have been conducted in order to predict the magnitudes of the weld residual stresses in the tube materials. In particular, the weld residual stress results are compared in terms for nozzle location, geometry factor$r_o$/t, geometry of fillet, and adjacent nozzle.

• Journal of the Korean Chemical Society
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• v.27 no.4
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• pp.262-267
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• 1983

A study has been carried out for a scheme of the selective extraction and determination of cesium, sodium and nuclides by the ion association with dicyclohexyl-24-crown-8 and sodium tetraphenylborate from primary coolant of a pressurized water reactor. For that purpose, the effects of hydrogen, cesium and borate ions on the extraction have been investigated. Interferences of iodine and xenon nuclides were found but could be removed by reducing with sodium thiosulfate and back extraction with 1 N hydrochloric acid solution, respectively.