• Nuclear Engineering and Technology
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• v.25 no.2
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• pp.204-214
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• 1993

Work on fracture mechanics has provided a technical basis for elimination of main coolant loop double ended guillotine breaks from the structural design basis of reactor coolant system. Without main coolant loop pipe breaks, the tributary pipe breaks must be considered as design bases until further fracture mechanics work could eliminate some of these breaks from design consideration. This paper determines the core support barrel shell responses for the 3 inch pressurizer spray line nozzle break which is expected to be the only inlet break remaining in the primary side after leak-before-break evaluation is extended to smaller size pipes in the near future. The responses are compared with those due to 14 inch safety injection nozzle break and main coolant loop pipe break. The results show that, when the leak-before-break concept is applied to the primary side piping systems with a diameter of 10 inches or over, the core support barrel shell responses due to pipe breaks in the primary side are negligible for the faulted condition design.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.26 no.3
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• pp.433-439
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• 1994

영광 3, 4호기는 ABB-CE 사의 System 80 원자로와 비교해서 원자로 내부 구조물의 수력학적 설계 목적과 방법 이 동일하고, 단지 원자로의 크기와 출력이 상대적으로 작아진 내부 구조물이 축소된 형태이다. 따라서 System 80 유동 모델 시험에서 측정된 실험 결과로부터 영광 3, 4호기 연료 집합체 수에 맞게 보간법을 사용하여 보수적으로 유량 분포를 구하고 영광 3, 4호기 유동 모델 시험에서 얻어진 유량 분포와 비교하여 원자로의 수력학적 특성을 검토하고 자각에 대해 열적 여유도를 구하여 이런 경우에 원자로 유동 모델 시험을 수행하지 않고 이전의 실험 결과를 설계에 사용할 수 있는 가에 대해 연구하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.16 no.3
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• pp.155-160
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• 1984

Analyzed is the thermal margin of the Korea Nuclear Unit 1 (KNU-1) reactor core consisting of either 14 x 14 standard fuel assemblies (SFA) or optimized fuel assemblies (OFA). Employed for the analysis are two different thermal design methods; traditional and statistical thermal design method. Compared to the traditional design thermal method, the statistical thermal design method improves the core thermal margin utilizing best-estimate values for the core operating parameters combining their uncertainties in a statistical manner. Calculations are performed using a steady state and transient thermal-hydraulic analysis computer program, COBRA-IV-i. Calculated results show that the statistical thermal design method significantly improves the thermal margin and satisfies the core thermal design base of the KNU-1 SFA and OFA core. However, the thermal design base can not be met, if the traditional thermal design method is employed for the OFA role analysis.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.119-124
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• 1997

원자로 압력용기의 수명연장을 위해 중성자속 조사량을 감소시키려면 여러 가지 방법이 있고, 각 방법의 효율성을 비교 검토하기 위해서는 새로운 노심 해석 방법이 필요하였다. 본 연구에서는 고리 원자력 1 호기 반사체영역에 Radial Reflector를 삽입한 경우에 대해 노달코드를 이용하여 압력용기 표면의 중성자속 분포를 계산하는 방법론을 개발하고, Radial Reflector 설치의 효과를 검토하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2004.10a
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• pp.535-536
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• 2004

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.10a
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• pp.157-157
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• 1998

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.10a
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• pp.239-239
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• 2001

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1999.05a
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• pp.161-161
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• 1999

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.321-327
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• 1996

울진 3,4호기 안전주입계통의 용량 변화가 가상적인 대형파단 냉각재상실사고 거동에 미치는 현상을 파악하여 이를 후속호기 계통설계 및 사고해석을 위한 안전주입계통의 최적화에 활용하고자 하였다. 본 논문에서 해석은 USNRC 가 승인한 ABB-CE 평가 모델을 적용하여 수행하였으며, 이의 결과 대형파단 사고시 안전주입탱크 용량을 울진 3,4호기의 60% 까지 줄였을 때에도 경수로용 비상노심냉각계통 허용기준$^{(1)}$ 을 만족하였다. 또한 저압 안전주입계통을 고려하지 않았을 경우, 안전주입탱크 용량을 울진 3,4호기의 60%, 고압 안전주입유량을 울진 3,4호기의 175%로 가정했을 때 경수로용 비상노심냉각계통 허용기준을 만족함을 확인하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.430-436
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• 1997

피동형 원자로에서 냉각수 펌프의 작동불능시나 계통 내의 강제 순환이 충분치 못할 경우, 냉각수와 분리된 비상 저온 고농축의 붕산수를 노심에 피동으로 주입시키고 자연 대류에 의한 잔열 제거가 이루어져야 한다. PIUS형 원자로나 SPWR형 원자로에서는 Honeycomb구조의 Density Lock을 사용하여 Shutdown 및 잔열 제거 기능을 수행하며 정상운전시에는Primary Coolant(고온, 저농축 붕산수)와 Pool Water(저온, 고농축 붕산수)를 분리하고 있다. Density Lock을 사용할 경우, 기동 운전이나 출력 변경과 같은 비정상 운전시 Density Lock을 통하여 노심으로 Pool Water가 유입될 수가 있다. 따라서 불필요한 Pool Water의 유입을 방지하고 피동형 원자로의 설계 개념을 만족시키며, 피동적으로 강제 순환으로부터 자연 순환으로의 경로를 열어 줄 수 있는 Hydraulic Valve에 대한 이론적 해석을 수행하여 실제 밸브를 제작하여 실험을 통해 이론과 비교하고 Valve의 특성곡선을 개발한다.