• 전기의세계
• /
• v.16 no.2
• /
• pp.25-32
• /
• 1967

현재 기술적및 경제적으로 입증된 동력로로는 미국에서 연구개발된 비등수형 원자로(BWR)와 가압수형 원자로(PWR), 그리고 카나다에서 개발된 중수감속 비등경 수냉각로(CANDU-BLW)등 사종을 들 수 있다. 1970년대 중기에는 한국에서도 최초의 원자력발전소가 가동될 전망이므로 상기 제종의 기술성, 경제성, 안정성등을 조사연구해야 될 것이다. 우선 지면관계로 가장 우리의 흥미를 끄는 PWR에 대하여 그 기술적 개발현황과 앞으로의 전망에 관하여 분석 검토코저 한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1995.10a
• /
• pp.327-332
• /
• 1995

가압중수형 원자로의 원자로건물내 주중기관 파단사고는 냉각재 상실사고와는 달리 핵연료 건전성이 유지됨에도 불구하고 파단 부위를 통한 과도한 중기 방출에 따른 일차측 급냉 및 감압에 의하여 경수를 수원으로 사용하는 비상노심냉각 계통(Emergency Core Cooling System:ECCS)의 작동으로 인하여 일차측 중수의 규정농도가 규정치 98% 이하로 저하되어 교체 또는 승급을 요하는 막대한 경제적 손실을 초래 할 수 있다. 원자로건물내 주중기관 파단사고시 비상노심냉각계통의 작동을 방지 또는 지연시키기 위한 운전기법으로 이차측 급수의 차단을 고려하였다. 주증기관 파단크기 50% 이하 범위에서는 원자로 정지후 급수 차단을 통해 비상노심냉각계통 작동을 막을 수 있음이 평가되었다.

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
• /
• 1996.04a
• /
• pp.100-104
• /
• 1996

신형경수로의 설계 대안으로서 기존 가압경수로와 가압중수로의 단점들을 극복하고, 장점들을 채택한 새로운 중수감속 경수로의 노심 설계를 제안하였다. 기존 가압중수로의 압력관내에 경수를 냉각제로 순환시키며 중수를 감속재로서 압력관 외부에 배치하였으며, 핵연료로서 농축우라늄을 사용하는 설계 개념은 많은 설계 장점을 갖는다. 본 연구에서는 시스템은 기존 CANDU의 설계를 입증기술로서 가능한 그대로 채택하고, 핵연료와 냉각재에 대해 핵설계를 수행하여 핵적 타당성을 검토하였다. 핵연료다발은 월성 2호기 사양을 그대로 사용하여 37봉 핵연료 다발로 하였으며, 농축도, 봉간간격, 핵연료다발간 간격들을 변형시켜 높은 연소도를 확보하면서 냉각재 온도계수와 감속재 온도계수가 음의 안전성을 갖는 원자로가 설계될 수 있음을 확인하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1996.05a
• /
• pp.112-116
• /
• 1996

신형경수로의 대안으로서 가압경수로의 단점을 보완하고, 가압중수로의 장점을 채택한 중수감속 경수로의 핵적 개념설계를 제안하였다. 냉각재와 감속재가 서로 다른 채넬을 통해 흐르는 기존 가압중수로의 Pressure-Tube 설계의 장점을 채택하여, 냉각재는 경수를 감속재는 중수를 사용하는 중수감속 가압경수로(DPWR, Deuterium-moderated PWR)의 설계 타당성을 검토하였다. 기본적으로 CANDU의 system설계를 Proven Technology로서 가능한 많이 채택하고, CANFLEX 핵연료 설계도 기존 연구 결과로서 최대한 활용하였다. 월성 2,3,4호기 FSAR의 사양을 그대로 사용하여 기존 중수로의 37봉 핵연료 다발을 6$\times$6 직각 배열 등가 핵연료집합체로 재구성한 후, SEU $UO_2$ 핵연료에 대해 HELIOS코드를 사용하여 핵적 특성을 검토하였다. 냉각재 온도계수가 음의 안전성을 갖고 있으며, 기존 중수로보다 연소도가 훨씬 큰 원자로가 설계될 수 있음을 확인하였다. 또한 발전소 이용률의 증대, 사용후 핵연료 발생량의 감소를 기대할 수 있었다.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
• /
• v.36 no.1
• /
• pp.60-67
• /
• 2016

A pressurized heavy water reactor (PHWR) designed to refuel in service produces the energy required by nuclear fission. The fuel channel consists of components such as a pressure tube which directly contacts the fuel and is a passage for the reactor coolant, a calandria tube which contacts the moderator and is rolled joint with calandria, and a spacer which is not to contact the pressure tube and a calandria tube. As the fuel channel is one of the most important equipments, it requires accurate and periodic inspections to assess the integrity of a reactor in accordance with CSA N285.4. A fuel channel inspection system is developed to inspect fuel channels during in-service inspection in Wolsong unit. In this paper, the results and considerations of a field test are presented in order to show the effectiveness of the developed fuel channel inspection system.

• Nuclear industry
• /
• no.9_10 s.9
• /
• pp.33-37
• /
• 1982

현재 우리나라는 고리원자력발전소 1호기 1기를 운전중에 있으며 8기를 건설하고 있는데 월성원자력발전소 (CANDU-PHW) 1기를 제외하면 모두 가압경수형원자로 (PWR)인바, 유일한 중수로인 월성원전의 상업운전개시가 금년말로 예상되고 있어 CANDU형원자로의 역사와 특성을 대략적으로 알아보고자 한다.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• v.29 no.3
• /
• pp.187-196
• /
• 2004

The health effects resulting from severe accidents of typical 1,000MWe KSNP(Korea Standard Nuclear Plant) PWR and typical 600MWe CANDU(CANada Deuterium Uranium) plants were estimated and compared. The population distribution of the site extending to 80km for both site were considered. The releaese fraction for various source term categories(STC) and core inventories were used in the estimation of the health effects risks by using the MACCS2(MELCOR Accident Consequence Code System2) code. Individuals are assumed to evacuate beyond 16km from the site. The health effects considered in this comparative study are early and cancer fatality risk, and the results are presented as CCDF(Complementary Cumulative Distribution Function) curves considering the occurrence probability of each STC's. According to the results, the early and cancer fatality risks of PHWR plants we lower than those of PWR plants. This is attributed the fact that the amount of radioactive mateials that released to the atmosphere resulting from the postulated severe accidents of PHWR plants are smaller than that of PWR plants. And, the dominating initiating event of STC that shows maximum early and cancer fatality risk is SGTR(Steam Generator Tube Rupture) for both plants. Therefore, the appropriated actions must be taken to reduce the occurrence probability and the amounts of radioactive materials released to the environment in order to protect the public for both PWR and PHWR plants.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 2002.05a
• /
• pp.131.1-131
• /
• 2002

• 한국IT서비스학회:학술대회논문집
• /
• 2006.05a
• /
• pp.470-475
• /
• 2006

원자력발전소를 안정적으로 운전하기 위해서는 현재 원자로 상태를 파악하고 향후 상태를 예측하기 위해 데이터를 추출하고 가공하는 기술이 필수적이다. 또한 현재 월성 원자력발전소에서 사용하고 있는 클라이언트 서버 기반이 노심관리 업무 프로그램은 향후 도입될 웹 기반 시스템과 상호운용성을 보장함과 동시에 표준화된 계측 데이터를 생산, 제공하여 유지보수 및 생산성을 높이는 것도 요구된다. 이런 요구에 부합하기 위해 웹서비스를 이용하는 것을 고려한 결과, 원자로 계측 시스템에서 만들어진 바이너리 파일을 파싱하여 .NET 기반의 웹애플리케이션에서 사용할 수 있도록 XML형태의 데이터셋으로 전송하는 시스템을 개발하였다. 본 논문에서는 원자력발전소의 데이터 처리 방법과 웹서비스를 이용한 원자로 계측 데이터 전송 시스템 구현에 관한 사례를 소개한다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2004.06a
• /
• pp.247-247
• /
• 2004

가압 중수로형 원자력발전소에서는 원자로의 감속재 및 냉각재로 사용하는 중수(heavy water)로 인한 삼중수소(tritium)의 생성이 전체 방사선 준위 상승의 가장 중요한 원인이 되고 있다. 따라서 4기의 중수로가 운전 중인 우리나라에서도 월성원자력 발전소에 삼중수소 제거 설비(Tritium Removal Facility)가 건설 중에 있다. 이 시설로부터 99% 이상의 순도인 삼중수소가 회수되며, 회수된 삼중수소는 장기적인 저장을 위하여 안전하게 포장되어야 한다.(중략)