• 한국에너지공학회:학술대회논문집
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• 한국에너지공학회 1996년도 춘계학술발표회 초록집
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• pp.100-104
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• 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.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.112-116
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• 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.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 대한방사선방어학회 2011년도 춘계 학술발표회 및 심포지엄
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• pp.96-97
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• 2011

• 대한기계학회논문집B
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• 제36권3호
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• pp.363-369
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• 2012

CANDU형 원전의 칼란드리아 내부 감속재 열유동은 입구 노즐에서 나온 제트 유동에 의해 발생하는 관성력과 감속재로 전달되는 열부하에 의해 발생하는 부력의 상호작용으로 인해 복잡한 난류 특성을 나타낸다. 본 연구에서는 이러한 복잡한 감속재 열유동을 정확히 예측하기 위한 난류모델의 성능을 평가하기 위해 상용 유동해석 프로그램인 FLUENT에 탑재된 난류모델들을 사용해서 계산한 결과를 Sheridan Park Engineering Laboratory (SPEL)의 실험값과 비교하였다. 결론적으로 CANDU형 원전의 칼란드리아 내부 감속재 열유동을 신뢰할 수 있게 예측하기 위해서는 부력이 난류 유동에 미치는 영향을 고려해주는 생성항을 포함한 난류 모델이 사용되어야 한다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.525-530
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• 1996

1000 MWe 국내 표준발전소의 증기관 파단사고에 대한 초기 노심 유량의 영향과 감속재 반응도 값의 영향을 증기관 파단사고시의 핵연료 건전성 관점에서 고찰하였다. 최대 핵연료 손상은 원자로 정지 후 약 2.5초 정도에 발생하였으며, 초기 노심 유량이 클수록 더 많은 핵연료 손상이 예측되었다. 또한, 감속재 반응도 값에 대한 분석 결과, 최소 핵비등이탈률 발생 싯점에서의 감속 재 반응도 계수를 사용한 해석 방법이 타당한 것으로 나타났다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.505-512
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• 1996

CANDU에서 감속재온도제어기는 칼란드리아 출구에서의 감속재온도를 일정하게 유지하기 위한 제어 프로그램이다. 본 연구에서는 강속재온도제어 알고리즘의 성능을 분석하기 위하여 주감속재계통의 동특성모델식을 적용하여 모의실험을 수행하였다. Setback 모의실험에 대하여는 설정온도를 적절히 유지하였으나, Stepback 모의실험에 대하여는 설정온도를 크게 벗어나는 오버슈트를 나타내었다. 되먹임제어기의 PID 파라메타를 최적화하고, 정상상태모델에 근거하여 앞먹임제어기의 설계를 개선함으로써 Stepback 모의실험에서 나타난 오버슈트를 줄일 수 있었다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제36권2호
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• pp.189-196
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• 2012

현 운행중인 중수로의 안전장치인 감속재는 원전사고시 최종 열침원의 역할을 감당한다. 감속재 연구 수행을 위해 CANDU6 의 축소화 모델인 HUKINS 는 최대출력 10kW 로, 칼란드리아 직경은 원모델의 1/8 에 해당하는 0.95m 이며 축방향 길이가 38.4mm 의 열원 88 개가 삽입되어 있다. HUKINS 내 감속재 유동패턴의 발생 여부를 판단하고자 화학처리기법을 활용하였고 그 결과 출력파워 약 7.7kW 에서 각입력유량을 4,7,11L/min 으로 유입시 감속재의 유동패턴이 부력기조유동, 혼합양상유동, 모멘텀 기조유동의 양상을 나타났다. 3 가지 유동패턴에 대해 육면체 격자를 기본으로 구성된 약 190 만개의 격자수 내에서 난류모델 $k{\varepsilon}$의 예측결과와 실험결과간에 유사성을 보임으로써 HUKINS 가 CANDU6 감속재 유동의 실험적 연구에 사용 가능함을 입증했다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.220-224
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• 1997

하나로에 설치할 냉중성자원은 물리, 화학 및 재료과학 분야에 폭넓게 활용되는 기반 장치이며 4 $\AA$ 이상의 중성자 파장에서 높은 중성자속을 얻기 위해서는 감속재의 선택이 중요하다. 이 보고에서는 감속재로 액체 수소와 액체 중수소를 사용하는 경우를 비교하였다. 계산은 몬테칼로 코드인 MCNP를 이용하고 액체 수소와 액체 중수소에 대한 산란법칙을 적용했다. Semi-analytic 방법과 MCNP 해석을 통해 중성자온도와 이득을 계산하였으며 전체적으로는 Semi-analytic 방법과 MCNP 해석이 근접함을 확인하였다.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2009년도 제38회 동계학술대회 초록집
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• pp.337-337
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• 2010

하나로 반사체의 수직공 안에 설치된 냉중성자원 시설계통의 수조내기기는 원자로에서 생성되는 열중성자를 약 22K의 감속재로 감속시켜 0.1~10 meV 범위에서 높은 선속을 갖는 냉중성자를 생산한다. 냉중성자를 생산하기 위한 냉중성자원 시설계통의 구성은 감속재인 수소를 포함하고 있는 수소계통, 수소의 외부누출을 방지하기 위한 가스블랭킷계통, 극저온의 액체수소를 생산하기 위한 헬륨냉동계통, 극저온인 액체수소 층을 감속재용기 내에 유지하기 위한 진공계통 등으로 되어있다. 이들 계통 중 진공계통은 냉중성자원 시설계통의 정상운전 시 액체수소 열사이펀, 감속재용기 등의 냉중성자원 극저온 부품의 단열을 위하여 진공용기의 내부 진공도를 공정진공도 이하로 유지하기 위한 계통이다. 정상운전 시 진공계통으로부터 발생되는 배기 가스는 배기 수집탱크에 포집된다. 냉중성자원 시설계통으로부터 발생되는 배기가스는 배기수 집탱크를 통하여 수소의 누출여부를 확인한 후 원자로홀로 배기되도록 되어 있으며, 만일의 경우 탱크내부의 배기가스 수소 농도가 기준치인 3.5%이상일 때는 유입 원을 자동으로 차단하고, 희석용 가스인 고압의 질소를 주입하여 수소의 농도를 기준치 이하로 낮춘 후 원자로 홀로 자동 배출하도록 되어 있다. 본 논문에서는 냉중성자가 생산되는 냉중성자원 시설계통의 운전과정에서 진공계통으로부터 배출되는 배기가스를 배기수집탱크로 포집하고, 이 가스에 대해 수소가스의 농도를 분석하여 원자로 홀로 안전하게 배기할 수 있도록 수행된 수소가스 분석에 대해 기술하였다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2008년도 학술논문요약집
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• pp.313-314
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• 2008