• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.05a
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• pp.334.1-334
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• 2001

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.10a
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• pp.163.2-163
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• 2001

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2002.05a
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• pp.189.1-189
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• 2002

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2004.05a
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• pp.151.1-151.1
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• 2004

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1999.10a
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• pp.165.2-165
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• 1999

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.519-524
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• 1996

울진 3,4호기 안전주입계통의 용량 변화가 가상적인 소형냉각재상실사고 거동에 미치는 민감도 해석을 수행하여 이를 System 80 설계발전소의 CESSAR-F 와 비교함으로써 후속호기 계통설계 및 사고해석을 위한 안전주입계통의 최적화에 활용코자 하였다. 본 논문에서 해석은 USNRC가 승인한 ABB-CE 평가 모델을 적용하여 수행하였으며, 이의 결과 소형 파단 사고시 안전주입탱크의 용량 및 고압 안전주입유량을 울진 3,4호기의 60% 까지 줄였을 때에도 경수로용 비상노심냉각계통 허용 기준$^{(1)}$ 을 만족함을 확인하였다.

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 2003.05a
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• pp.371-376
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• 2003

원자력 발전소에서 격납건물 계통의 건전성 유지는 냉각재상실사고(Loss of Coolant Accident: LOCA) 및 주증기관 파단(Main Steam Line Break : MSLB) 사고와 같은 설계기준사고 시 격납건물의 최대 온도/압력을 평가하는 격납건물 성능 평가는 격납용기 내에 방사능 물질을 효율적으로 가두어 방사능 피해로부터 공공의 안전을 확보할 수 있느냐 하는 관건이다.(중략)

• Computational Structural Engineering
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• v.8 no.1
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• pp.4-12
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• 1995

원자로 격납건물(Reactor Containment Bldg)은 정상가동시는 물론 냉각재상실사고(LOCA)를 포함하는 설계기준사고(DBA) 및 설계기준지진(DBE) 발생시 구조물 자체의 건전성 확보는 물론 주기기(NSSS Equipment)를 포함하는 안전관련 계통 및 기기를 안전하게 보호/지지하므로써 핵누출을 방지하여 발전소 종사자를 포함하는 국민의 재산과 생명을 보호하는 역할을 하는 원자력발전소에서 가장 중요한 구조물이다. 원자로 격납건물은 압력용기(Pressure Vessel : 설계내압 5 psi 이상인 용기)로 설계되는 격납용기와 1, 2차 차폐구조 등의 내부구조물로 구성되는데 이 중 본 소고에서는 격납용기의 해석 및 설계 그리고 구조건전성 시험 및 사용중검사에 대해서만 간략하게 기술한다.

• 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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.745-750
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• 1998

원자로 압력용기 대형 냉각재상실사고에 기인하는 노심용융사고시 노심용융물과 내벽사이의 간극 및 외벽의 열대류계수의 건전성에 대한 영향을 고찰하기 위하여 건전성평가를 수행하였다. 먼저 유한요소해석을 통해 간극 고려 여부와 외벽의 열대류계수 변화에 따른 원자로 압력용기의 온도 및 응력 분포를 결정하였으며, 결정된 온도 및 응력 분포, Larson-Miller 곡선과 손상 법칙을 이용하여 원자로 압력용기의 손상 정도와 파손 시간을 계산하였다.