• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.191-196
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• 1996

이 논문에서는 Gadolinia, Erbia, IFBA를 비교평가 대상 독물질로 선정하여, 영광 3/4호기 노심을 대상으로 주기길이별 독봉장전노심을 구성하여 노심핵특성인자들을 비교평가하였다. 주기길이측면에서 Gd 장전노심과 IFBA 장전노심이 비슷하게 예측되었으며 Erbia 장전노심이 약 10∼13일 정도 작게 예측되었다. 냉각재 온도계수 측면에서는 Erbia 장전노심의 타 독물질 장전노심에 비해 우수하게 평가되었다. 최대 Fr 인자 측면에서는 Erbia 장전노심과 IFBA 장전노심이 거의 비슷한 수준에서 우수하게 평가되었으며 Gd 장전노심은 이 측면에서 취약한 것으로 평가되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.389-395
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• 1995

기존의 천이노심 DNBR 벌점 평가 방법을 개선하여 불확실도를 줄이고 신뢰도를 향상시키며, 적용범위를 확대함으로써 보다 실제적인 DNBR 벌점 평가 방법을 제시하고자 하였다. 이를 위하여 영광 1호기 JDFA-V5H 의 천이노심을 대상으로 하는 일련의 분석이 수행되었다. 먼저 균일노심과 천이노심을 모형화 한 기준 제어군에서의 상대적인 물성치의 변화와 축방향에서의 DNBR 거동을 분석하였고 이에 따른 최소 DNBR 의 상대적 차이로부터 최대 럴점 조건 및 벌점이 적용되는 집합체를 선정하였다. 변수 민감도 분석 결과, 최대 벌점 조건은 과출력 (120% 출력), 고압 (2420 psia) 그리고 상부노심에서 상대출력이 많은 축방향 출력 분포를 갖는 조건이 선정되었고 천이노심 벌점은 V5H에만 부과된다. 천이노심 DNBR 벌점은 배열 민감도 분석을 통하여 노심내 V5H 분율의 함수로 표현됨을 알 수 있었으며, 기존의 보수적인 방법론에 비해 최소 3% 이상의 천이노심 벌점이 감소되는것으로 나타나 추가적인 여유도의 확보로 인한 설계의 탄력성을 기대할 수 있다. 이 결과는 IFM이 존재하는 원전연료 집합체 상부에 대하여 노심의 V5H 분율이 0.02 부터 1.0 까지의 정상 및 과도상태 노심에 대하여 적용할 수 있다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.303-308
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• 1996

영광 3,4호기 노심보호연산기(CPC)와 노심감시계통(COLSS)의 운전성 시험은 실시간 (on-line)으로 측정된 노심보호연산기 및 노심감시계통의 결과들(DNBR, LPD, DNBR 출력제한치, LHR 출력제한치)을 노심보호 연산기 및 노심 감시계통 각각의 시뮬레이터 시스템(CEDIPS/CPC FORTRAN, COLSS FORTRAN)의 계산 결과와 비교하여 그 타당성을 검증하는 것이다. 그러나 기존의 노심보호연산기 및 노심감시계통의 운전성 시험자료 취득 방법은 관측(CPC)과 상세 보고서(COLSS)에 의한 것으로 정확한 자료 취득에 어려움이 있고 많은 시간이 소요되며 또한 자료 취득시 실수유발 가능성이 높다. 따라서 본 연구에서는 발전소 전산계통(Plant Computer System)으로부터 발전소 운전 상황을 순간적으로 기록한 자료(Snapshot)를 취하여 노심보호 연산기 및 노심감시계통 운전성 시험에 필요한 자료를 자동으로 얻는 방법을 고안하였다. 또한 발전소 Snapshot으로부터 필요한 자료를 자동으로 얻어내기 위하여 컴퓨터 프로그램(CODAP)도 개발하였다. 본 연구에서 고안된 방법은 영광 3호기 1주기 CPC/COLSS 운전성 시험에서 검증이 되어 영광4호기 1주기에 적용하였고, 이후의 후속기에도 적용할 예정이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2004.10a
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• pp.99-100
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• 2004

AMBIDEXTER-NEC의 천이노심은 $^{Nat}Th$과 $^{Nat}U$의 주입만으로 전 출력의 Break-even 노심에 도달하기위한 중간 단계이다. 선행연구에서 수행한 전 출력노심인 평형노심의 핵종수밀도에 도달하기 위해서 평형노심에서의 기저물질, 잠재핵분열성물질, 핵분열물질의 수밀도를 각 SEU-기반, Pu-기반, ADS-기반에서 그대로 유지하여 초기노심을 구성하였다. 또 각 시나리오에 대해 최대첨두출력과 원자로의 안전성을 고려해 Excess Reactivity를 5mk 내에서 초기노심을 결정하였다. 각 노심은 주 핵분열성물질 $^{235}U$, $^{239}Pu$ 및 $^{233}U$의 핵반응단면적 특성에 따라 평균 전환율이 각각 0.95, 0.83 및 1 .21 로서 핵연료물질의 적절한 선택만으로도 전환로, 연소로 및 증식로로 설계할 수 있음을 보여준다. 이러한 $Th/^{233}U$, U/Pu 핵연료주기를 사용하는 AMBIDEXTER-NEC 용융염핵연료 원자로의 초기노심에서 시작한 천이노심은 평형노심에장전할 충분한 $^{233}U$ 양을 확보해야 하므로 천이노심의 목표는 평형노심 $^{233}U$의 요구량에 최소한의 기간에 가장 적은 외부주입을 통해 도달하는 것이다. 천이노심에서 임계가 유지되는 AMBIDEXTER-NEC 원자로시스템의 3군 핵종변환 코드인 HELIOS-SQUID-AMBIBURN 체제를 개발하였고 그림 1.에 나타내었다. 이 알고리즘은 각 초기노심 중원소의 미시단면적, 중원소를 제외한 원소들의 거시단면적, 임계도를 만족하는 중성자속 및 외부주입율을 계산하여 SQUID 및 AMBIBURN 입력자료를 제공한다. 또한 일정시간 중원소의 핵종농도, 외부주입율과 중성자속이 일정하다는 가정 하 에 반복수행 하고 SEU-기반과 Pu-기반의 경우에는 각각 핵변환을 거쳐 재순환되는 $^{233}U$ 및 $^{239}Pu$의 양을 바로 주입하는 최대재순환 경우와 평형노심 요구 장전량에 이를 때까지 시설 내 저장하는 최소재순환 경우로 상황을 모사하였다. 그림 2 는 각 시나리오별 초기노심에서부터 200FPD까지 단위 용융염 체적당 $^{233}U$의 수밀도 시간변화를 나타낸 것이다. 그림을 보면 50일 이후부터는 수밀도의 변화가 일정한 기울기를 보이고 있고 재처리공정에서 $^{233}Pa$를 분리하는 최소재순환의 경우에는 최대재순환보다 2-3%정도에 지나지않아 그림에서 나타내지않았다. SEU-기반 및 Pu-기반에서 $^{233}U$의 증가율이 각각 2.54E+13, 2.81E+13 #/cc/d 로 Pu 기반이 조금 더 큰 증가율을 나타내고 있지만 평형노심 농도 1.04E+20 #/cc/d 에 도달하기 위해서는 두 경우 모두 매우 긴 시간이 걸릴 것을 예상할 수 있다. 요컨대 250MWth AMBIDEXTER-NEC가 평형노심을 이루기 위해 필요로 하는 $^{233}U$을 생산하는데 제안한 SEU-기반, Pu-기반 시나리오는 천이노심주기기간이 전형적인 원자로 수명 3-40년 보다 매우 큰 것으로 나타났다. 따라서 장전될 $^{233}U$의 확보를 위한 최적옵션은 초기노심부터 ADS와 같은 외부생산시설로부터 전량을 공급 받아 운전하는 것이라 판단된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.135-140
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• 1997

국내개발 액체금속로 KALIMER 노심설계 개발의 일환으로 전기출력 333 MWe(열출력 840 MWth)의 노심설계를 수행하고, 이에 대한 핵ㆍ열수력 특성을 분석하였다. 설계노심은 2농축 U-Zr(14.0/l8.9%) 이원 합금핵연료의 균질노심으로 구성하였다. 핵연료 재장전주기는 18개월, 평균증식비는 0.64로서 평형주기에서의 최대연소도는 125.2 MWD/kg이며, 특히 음의 소듐 void 반응도가를 가짐으로써 노심안전성 확보측면에서 매우 양호함을 보였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.29 no.6
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• pp.8-16
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• 1997

ONED94는 노심추적계산, 부하추종모사, 출력증감발 및 재기동 운전전략, 제논진동모사 및 제어봉 이동전략수립 등을 위한 전산 코드로, Westinghouse 형 노심에 대해서는 적용절차 및 방법이 이미 검증되어 노심관리용으로 사용되고 있으며, CE형 노심에 대해서는 CE형 노심핵설계체계를 이용한 단면적 자료생산에서 적응계산에 이르기까지 ONED94 모델 생산 방법과 절차는 확립된 상태에 있다. 이 보고서에서는 영광3호기 초기노심의 시운전 자료를 토대로 50, 80 및 100% 출력에서의 제논진동 및 출력증감발 모사계산을 수행하여 CE형 노심에 대하여 ONED94코드를 검증하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.91-96
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• 1997

원자력연수원 시뮬레이터 2호기의 노심모델은 도입초기 WH사가 제공한 영광 1호기 노심 데이터를 그대로 사용하고 있어 기준 발전소 노심 반응(제어봉가, 붕소가, 감속재온도계수 등)과 차이를 보이고 있다. 본 논문에서는 발전소 주기 경과에 따른 노심특성 면화를 시뮬레이터 노심 모델에 반영하여 훈련원들이 실제 발전소와 유사한 상황에서 모의운전을 할 수 있도록 WH사의 핵설계 전산체계인 APA(ALPHA-PHOENIX-ANC) 시스템을 이용하여 영광 1호기 제9주기 노심모델 상수를 생산하고, 개선된 노심모델의 교정을 지원하는 윈도우 프로그램을 개발하였다. 또한 검증 계산결과를 핵설계 보고서와 비교하여 생산된 노심모델이 ANSI/ANS-3.5 성능기준을 만족함을 확인하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.516-521
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• 1997

국내개발 액체금속로 KALIMER 노심으로 설계한 전기출력 150 MWe (열출력 392 MWth)의 U-Zr이원합금핵연료 사용 소형노심에 대하여 열수력 특성을 분석하고, 그 결과를 전기출력 333 MWe (열출력 840 MWth)의 중형노심설계 특성과 비교ㆍ분석하였다. 분석에는 국내개발 액체금속로 KALIMER 노심설계기술 개발의 일환으로서 개발한 개념설계 초기 단계에서의 노심 열수력 특성 분석 방법을 사용하였다. 열수력 특성 분석은 먼저 각 집합체의 최고 선출력에 따라 유량그룹을 설정하고, 각 집합체의 최고온도 연료봉에 대하여 냉각재 온도, 피복관 중심온도, 핵연료 중심온도 등을 계산하는 방식으로 수행하였다. 특성분석 결과 두 노심 모두 노심내 출력분포를 더욱 평탄화 하고, 노심핵연료 영역에 대한 반경방향 블랑？ 영역의 출력비율을 높이는 작업이 필요하다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.219-224
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• 1996

노심설계에서 현재 사용되는 일체형 가연성 흡수봉인 Gd, ZrB$_2$ 그리고 Er의 한국표준형 원전 노심 설계에의 타당성을 노심 F$\Delta$H 제어, 저누출 장전모형 설계, 농축도/주기길이 그리고 주기말의 잔존 페널티 등의 측면에서 분석하였다. 초기노심의 경우는 영광 3호기 1주기 장전모형에 동일 연료집합체를 사용한 Gd/ZrB$_2$/Er의 경우와 ZrB$_2$/Er 최적장전모형에 동일 연료집합체를 사용한 경우에 대하여 분석하였다. 평형노심은 Gd/ZrB$_2$/Er 모두 동일한 장전모형을 사용한 18개월 주기길이의 노심에 대하여 동일한 농축도에서의 주기길이차이와 동등 주기길이를 내는데 필요한 농축도 요구량에 대하여 분석하였다. 초기노심 평형노심 모두 F$\Delta$H 제어에는 ZrB$_2$/Er가 Gd보다 유리하였으며, 저누출 장전모형의 설계에도 ZrB$_2$와 Er가 Gd보다 유리하였다. 평형노심에서 동일한 주기길이를 내는데 요구되는 농축도는 ZrB$_2$에 비하여 Er는 0.182 w/o Gd는 0.063 w/o 높게 나타났으며 동일 농축도를 사용할 경우 주기길이는 ZrB$_2$에 비하여 Gd는 165 MWD/MTU 그리고 Er은 575 MWD/MTU가 짧게 나타났다. 따라서, F$\Delta$H 제어와 저누출 장전모형은 설계에는 ZrB$_2$와 Er가 Gd보다 유리하였으나 Er의 경우 주기말에서의 잔존 페널티가 매우 크다는 단점이 있다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.684-689
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• 1998

전기출력 150 MWe(열출력 392 MWth)의 U-Zr 이원합금핵연료 사용 소형노심인 액채금속로 KALIMER 98.03 설계 노심에 대하여 열수력 특성을 분석하고, 그 결과를 97.07 설계 노심의 열수력 설계특성과 비교.분석하였다. 분석을 위해서 냉각재 유량배분 계산에 ORFCE-F, 유량배분에 따를 온도계산에는 ORFCE-T를 사용하였는데, 이들은 현재 KALIMER 개발의 개념설계 초기 단계에서 사용하고 있는 모듈이다. 열수력 특성 분석은 먼저 각 집합체의 출력과 핵연료봉의 최고 선출력에 따라 유량그룹을 설정하고, 각 집합체의 최고온도 연료봉에 대하여 냉각재 온도, 피복관 중심온도, 핵연료 중심온도 등을 계산하는 방식으로 수행한다 열수력 특성분석 결과 98.03 설계 노심이 97.07 설계 노심에 비해 노심내 출력분포가 더욱 평탄화 되어, 노심 유량영역은 16개에서 11개로 감소되었고, 그에 따를 온도계산에서도 피복관 중심에서의 2$\sigma$ 온도가 6$65^{\circ}C$에서 628$^{\circ}C$로 낮아지는 둥 매우 향상된 설계임을 알 수 있었다.