• Proceedings of the KSME Conference
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• 2005.11a
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• pp.104.1-104.1
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• 2005

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.850-855
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• 1998

소형 냉각재상실사고 발생 후 고압안전주입이 작동하지 않는 경우, 국내 원자력발전소의 확률론적 안전성평가 (Probabilistic Safety Assessment: PSA) 에서 고려한 일차측 급속냉각 (Aggressive Cool Down of Reactor Coolant System)의 수행 가능성에 대한 논란이 있다. PSA분석 결과에 의하면, 일차측 급속냉각을 위해서는 운전원 조치가 전체 노심손상빈도에 큰 영향을 주고 있음을 보여주지만, 현재 작성되어 있는 국내 원자력발전소의 비상 운전절차서에 따르면 PSA 모델시 가정된 성공기준으로 일차측 급속냉각의 수행에 실패할 가능성이 매우 높은 것으로 판단된다. 이에 따라 본 논문에서는 소형 냉각재상실사고로 인한 노심 손상빈도 측면에서 PSA에서 사용한 일차측 급속냉각 성공기준과 인간오류에 대하여 민감도분석을 수행하였다. 또한 열수력학적 분석을 통해 일차측 급속냉각의 타당성과 성공기준을 재검토했다. 이 결과 일차측 급속냉각의 수행 가능성 여부와 노심 손상빈도에 미치는 영향을 도출하였고 일차측 급속냉각의 성공적 수행을 위한 새로운 성공기준을 제시한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.20 no.2
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• pp.80-87
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• 1988

Predicted in this paper are flow distributions in average and hot channels of the reactor core during small and large break LOCAs. Also estimated based on REALP5/MOD2 calculations are the effects of cross flow between channels on LOCA analysis results. It has been so far generally accepted that a single average channel is sufficient for small break LOCA core hydraulic modelling. However, based on these calculation results, hot channel modeling (two channel modeling) is found necessary in order to guarantee more reliable and conservative results. In large break LOCA blowdown phase, the hot channel thermal hydraulics is worse than that of average channel in both cases with the without consideration of cross flow.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.534-541
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• 1997

1000MWe급 피동형원자로기 안전계통 성능 및 RELAP5 코드의 적용성 평가를 목적으로 AP600을 참조노형으로 설정된 1000MWe급 대용량 피동형원자로에 대한 냉각재 상실사고를 모의 해석하였다. 대형냉각재상실사고시 발생되는 현상들은 기존 원자로와 큰 차이가 없고, 이들 현상을 모의하기 위한 모델링 요건들이 피동형계통 분석에 동일하게 요구되었으며, 계산된 PCT가 규제기관의 허용치에 충분한 여유도를 갖고 있어 대형냉각재상실사고시 충분한 노심냉각 능력을 갖는 것으로 평가되었다. 또한 안전주입 배관이 파단되는 소형냉각재 상실사고를 해석한 결과 KP1000의 피동안전계통은 ADS의 작동에 의하여 노심을 노출시키지 않고 적절한 사고완화 기능을 수행할 수 있는 것으로 분석되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.423-428
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• 1996

피동형원자로 AP600을 참조발전소로하여 설정된 1000MWe급 대용량 피동형원자로의 계통개념에 대한 안전계통 성능 평가 및 코드의 적용성 평가를 목적으로 RELAP5/MOD3코드를 사용하여 대형냉각재상실사고를 모의 해석하였다. 피동형 안전계통으로 축압기, CMT IRWST를 모델하였으며 가압기에 연결된 1단계부터 3단계까지의 자동감압밸브계통을 모델링 하고 4단계 자동감압밸브계통은 각 루프의 고온관에 연결되어 있는 것으로 모델링 하였다. 피동형 안전계통의 모델이 향상된 RELAP5/MOD3.2와 그 이전의 코드인 RELAP5/MOD3.1의 냉각재상실사고 모의계산결과 원자로내의 압력변화, 노심냉각수 주입유량 및 핵연료 피복재 온도 거동이 거의 유사하게 나타났으며 1000MWe급 대용량 피동형원자로의 안전계통은 냉각재 상실사고시 충분한 노심냉각능력을 가지는 것으로 분석되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.441-447
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• 1996

보수적 방법론(Evaluation Model)으로 계산된 냉각재상실사고 해석의 결과는 너무 비현실적이고 보수적이라는 문제점이 제기되어 왔으며, 이를 해결할 수 있는 방안으로 미국 원자력규제위원회(USNRC)에서는 1988년에 최적 방법론(Best Estimate Model)을 적용할 수 있도록 규정을 개정하였다. 이에 따라, 한국원자력연구소에서는 수정된 RELAP5/MOD3를 근간으로 대형냉각재 상실사고 최적 방법론을 개발하였다. 개발된 최적 방법론을 울진 3,4호기에 적용하여 해석을 수행하였으며 그 결과를 보수적 방법론으로 계산된 결과와 비교하여 주요 변수들의 거동을 분석하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2003.10a
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• pp.156-156
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• 2003

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.701-706
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• 1997

원자로 압력용기 대형 냉각재상실사고에 기인하는 노심용융물사고의 영향을 검토하기 위하여 기초적인 건전성평가를 수행하였다. 먼저 유한요소해석을 통해 노심용융물양과 경계조건 변화에 따른 원자로 압력용기의 온도 및 응력 분포를 결정하였으며, 결정된 온도와 응력 분포와 Larson-Miller 곡선과 손상 법칙을 이용하여 원자로 압력용기의 손상 정도와 파손 시간을 계산하였다. 이때 재료물성치는 기존 문헌에 제시된 온도 의존적인 값을 선정하여 사용하였으며, 노심용융물양과 경계조건이 원자로 압력용기의 건전성에 미치는 영향을 비교 고찰하여 향후 연구방향을 도출하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2004.10a
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• pp.423-424
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• 2004

• Proceedings of the SAREK Conference
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• 2003.07a
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• pp.215-215
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• 2003