• Nuclear Engineering and Technology
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• 제29권6호
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• pp.1-7
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• 1997

원자력 발전소의 주급수 유량은 원자로 열출력 산출에 사용되는 중요한 변수로서, 노심관리 뿐만 아니라 원자로 안전운전에도 중요하며, 발전소 출력에 직접적인 영향을 미친다. 그러므로 현재 사용되고 있는 주급수 유량 측정설비의 정확도 검증 및 보정을 위하여 정확한 유량측정법의 개발이 필요한 실정이다. 본 연구는 화학 추적자 방법에 의한 고정밀 유량측정 기술을 개발하여, 원자력 발전소 주급수 계통의 유량측정에 사용되고 있는 벤츄리(Venturi), 노즐(Nozzle), 오리피스(Orifice) 등의 유량계에 관한 검증용으로 활용함으로서 발전소의 안전성을 유지하는 범위에서 출력을 극대화시킨다는 목적으로 예비 실험장치를 설계 설치하여, 본 방법의 유효성에 대해서 검토하였다. 그 결과, 본 연구에 사용한 추적자 방법은 유량변동에도 좋은 응답성을 보이고 있으며, 유량측정에 있어서도 매우 신뢰성 있는 측정이 가능하다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.257-263
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• 1997

원자력 발전소의 주급수 유량은 원자로 열출력 산출에 사용되는 중요한 변수로서 , 노심관리 뿐만 아니라 원자로 안전 운전에도 중요하며, 발전소 출력에 직접적인 영향을 미친다. 원자력발전소의 주급수 유량은 1% 의 허용오차로 설계되어 있으나, 사용년수의 증가 및 운전조건의 영향 둥으로 정확도의 유지가 어려운 실정이다. 주급수 유량을 정확도 $\pm$0.5% 이내로 측정한다면 1000 MW 급 원자력 발전소에서 최대 10MW 의 전기출력 복구가 가능하며, 이를 위해 주급수 유량 측정 설비의 정확도 검증과 보정을 할 수 있는 정확한 유량 측정법의 개발이 절실하다. 본 연구에서는 화학 추적자 방법에 의한 정밀 유량 측정기술을 개발하여, 원자력 발전소 주급수 계통의 유량 측정에 사용되고 있는 벤츄리(venturi), 노즐(nozzle), 오리피스(orifice) 등의 유량검증에 활용함으로서 발전소의 안전성을 유지하면서 동시에 출력을 극대화하는 것을 목표로 하여 추적자 이용 유량 검증기를 설계 제작하였으며 그 정확도와 유효성에 대한 실험적 검토를 하였다. 본 연구에서 사용한 추적자 방법은 유량 번동에 좋은 응답성을 보이고 있으며, 유량 측정에 있어서도 정확도 $\pm$ 0.5 % 이내의 매우 신뢰성 있는 측정이 가능하다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제13권2호
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• pp.63-72
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• 1981

핵연료 집합체의 예기치 않은 파손으로 인하여 설계 근거 재장전 방침이 변경되면 원자로심내에서의 출력 분포 비균형을 막기 위하여 파손된 핵연로 집합체 이외에 대칭 위치의 집합체도 제거되어야 할 경우가 있다. 이와 같은 때에 제거된 핵연료 집합체가 설계연소도에 미달되는 경우 이를 다시 사용하여 핵연료 이용률을 증진시키는 것이 연구되었다. TDCORE 코드가 노심ㆍ해석을 위해 이용되었으며, 최적장전모형을 찾는 코드로는 RELOAD-II가 이용되었다. 고리 1호기에 적용한 결과, 제 1주기말에 제거된 비교적 적게 연소된 4개의 핵연료집합체를 제 3주기에서 이용할 경우 주기 연소도가 l1648 MWD/MTU(가동율 : 80%)에 이를 수 있음을 알 수 있었으며 평형주기까지의 장전모형을 추적하였다.

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
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• 한국에너지공학회 2002년도 추계 학술발표회 논문집
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• pp.71-79
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• 2002

이중구조 가연성독봉(Duplex BP)의 성능을 평가하기 위해 한국표준형발전소 24개월 주기를 기준으로 16개 Gadolinia 독봉이 장전된 핵연료집합체에 대해 핵적 평가를 수행하였다. 16개 Gd 독봉이 장전된 핵연료집합체와 동일한 반응도 억제가를 갖는 Duplex 독봉집합체를 설계하기 위해 내심에 Natural U-12wt%Gd$_2$O$_3$, 외심에는 4.95wt%$UO_2$-2w/oEr$_2$O$_3$을 넣어 이중 성형한 24개의 이중구조 가연성독봉이 장전된 핵연료집합체를 설계하였다. 또한 같은 방법으로 140개의 Erbia 독봉이 장전된 등가핵연료집합체를 설계하였다. 핵설계 특성평가를 위해 연소도에 따른 무한증배계수, 반응도억제가, 첨두봉출력 그리고 냉각재 온도재수에 대한 변화에 대해서 비교하였다. Duplex 독봉은 Gadolinia 독봉에 비해 k-inf의 2차 첨두현상을 완화시켜 반응도 제어면에서 유리한 것으로 나타났다. 그러나, 다량의 Erbia 독봉을 전체적으로 골고루 장전한 핵연료집합체보다는 Duplex BP를 장전한 핵연료집합체가 노심내 반응도 제어면에서 유리하지 못한 것으로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권4호
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• pp.470-482
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• 1995

2025 MWt 가압경수로인 울진 3, 4호기에는 설계기준초과사고인 완전급수상실사고를 완화하기 위하여 안전감압계통이 채택되었다. 본 논문은 울진 3, 4호기의 안전감압계통의 방출유량을 결정하기 위한 해석방법 및 결과에 대하여 논의하였다. 안전감압계통의 방출용량을 다음과 같은 두가지의 설계요건에 따라 결정하였다 : 1) 두 개의 고압안전주입펌프 중 하나의 펌프만이 작동하고 운전원이 안전감압계통의 한 계열의 감압경로를 가압기안전밸브가 열리자마자 개방하였을 경우 노심노출을 방지하여야 한다 2) 두 개의 고압안전주입펌프가 모두 작동하고 두 계열의 안전감압경로를 가압기안전밸브가 열린 후 30분 뒤에 개방하였을 경우 노심노출을 방지하여야 한다. CEFLASH-4AS/REM 전산코드의 모델 및 해석 결과의 타당성을 검토하기 위하여 REL-AP5/MOD3를 이용한 해석을 수행하였다. 운전원의 복구과정이 없을 경우와 운전원이 충전 및 유출운전에 의해 사고를 완화하는 경우의 완전급수상실사고 경위에 대해 수치모사를 수행하였다. 두 사고 경 위에 대해 CEFLASH-4AS/REM에 의해 예측된 원자로계통의 주요 열수력학적 거동이 RELAP5 /MOD3에 의한 결과와 정성·정량적으로 잘 일치하는 것을 알 수 있었다. 결론적으로 울진 3, 4호기에 대해 완전급수상실사고시 안전감압계통을 이용한 충전 및 유출운전에 의해 잔열제거 및 일차계통냉각재 재고량 유지가 성공적으로 이루어짐을 수치모사를 통해 확인 할 수 있었다.

• 에너지공학
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• 제8권4호
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• pp.525-532
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• 1999

한국형 차세대 원자로는 ABB-CE사의 System 80+의 설계개념을 근간으로 하여 표준화된 원자로의 계통설계를 추진하고 있다. 본 연구에서는 차세대 원자로 정지냉각계통의 운전시 요구되는 인허가 요건등제반 조건을 충족시킬 수 있는지를 해석하였다. 또한 운전시 필요한 열교환기의 유효면적과 원자로 기기냉각수 유량등 기본적인 설계자료를 산출하여 차후 차세대 원자로 정지냉각계통의 상세설계 업부를 수행하는데 필요한 기초자료를 제시하여 핵증기공급계통 (NSSS)의 기술개발을 이루는데 목적이있다. 차세대 원자로는 울진 3, 4호기 열출력 2.825MWth 에 비해 열출력이 4,000MWth 로 증가되어 정지냉각계통의 관련서례자료를 새로 산출해야하므로 정지냉각계통의 냉각능력을 평가하는 KDESCENT 전산코드를 이용하여 원자로 노심의 잔열과 정지냉각계통의 현열을 제거할 수 있는 최소 유량을 제시하였으며 주요 구성기기인 열교환기, 펌프, 밸브 및 기타 기기의 기능 및 정지냉각계통의 운전절차를 고찰하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제15권4호
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• pp.236-247
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• 1983

한국원자력 1호기(KNU-1)의 설계 및 운전자료를 이용하여 가압경수로 운전변수들의 변화에 대한 DNBR의 민감도를 분석하였다. 본 민감도 분석에는 원자로 출력, 압력, 냉각수 주입유량, 냉각수 주입온도, 반경방향 및 축방향 출력분포 그리고 축방향 출력편차 등의 운전변수가 고려되었다. 민감도 분석을 위하여는 노심의 열수력 해석용 전산코드인 COBRA-IV-K를 사용하였는데 본 코드는 COBRA-IV-i의 수정판으로써 한국에너지연구소에서 일부 프로그램을 수정하였고 또한 신뢰도도 확인하였다. 민감도 분석을 수행하기 전에 KNU-1 원자로심의 설계 및 운전조건을 근거로 하여 기초 계산을 수행하고 이 결과를 본 민감도 분석의 기본자료로 삼았다. 민감도 분석결과 원자로의 DNBR 열설계에 있어서 가장 민감한 운전변수는 냉각수 주입온도이고 가장 둔감한 변수는 축방향 출력분포라는 것이 밝혀졌다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제22권2호
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• pp.95-100
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• 1990

유체 유동상의 인자로 구성된 핵연료집합체에 걸리는 수력적 양력의 정확한 표현식은 핵연료의 건전성 설계 및 해석에 중요한 인자이다. 그러나 현재까지 이 양력에 대한 이론적인 해석이 제대로 이루어지고 있지 않아 이 분야에 혼란이 빚어지고 있다. 본 논문에서는 핵연료 집합체에 걸리는 수력적 양력에 대한 정확한 표현식을 이론적인 고찰을 통하여 유도하였으며 또한 양력에 관련된 제반 힘 요소들 즉, 압력강하, 부력, 전단응력, 집합체하중, 상호간의 관계를 검토하였다. 유도된 정확한 이론식을 이용하여 양력에 관한 간이식 오차의 특성을 분석한 결과 오차는 4가지 항으로 구성됨과 총 오차의 크기는 노심 유량의 변화 방향에 따라 달라짐을 알 수 있었다. 정량적인 분석을 COBRAIV-I를 이용하여 수행한 결과 총 오차의 크기는 약 1% 정도임이 밝혀졌다.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2011년도 제40회 동계학술대회 초록집
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• pp.366-366
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• 2011

냉중성자원은 하나로 반사체탱크에 위치한 수직공에 설치되어 노심에서 발생하는 열중성자를 감속재인 액체수소층을 통과시켜 냉중성자를 생산하는 설비로 수소가를 충전하고 있는 수소계통이 있으며, 21K의 극저온 액체수소/기체수소 2상(ttwo-phase)을 유지하기 위해 외부에서 유입되는 열침입을 최소화하기 위해 진공계통이 설치되어 있다. 진공계통은 수조내기기 집합체(In-Pool Assembly : IPA)의 액체수소 열사이펀, 감속재 용기 등의 냉중성자원 극저온 부풀들의 단열을 위하여 진공용기 내부진공도를 공정진공도 이하로 유지하기 위한 계통으로 고진공펌프, 진공배기탱크 및 저진공펌프의 조합으로 두 개의 진공펌프시스템과 진공박스, 배기수집탱크 및 밸브박스를 포함한 연결배관으로 설계되었다. 저진공펌프를 이용하여 대기압에서 고진공펌프 작동압력까지 도달한 후 고진공펌프를 가동하여 공정진공도 이하의 진공도를 확보하고, 고진공펌프로부터 배기되는 배출가스는 고진공펌프 후단에 설치된 진공배기탱크에 포집되며, 필요 시 저진공펌프레 의하여 배기수집탱크로 배출된다. 진공펌프시스템은 진공용기 내부의 압력이 공정진동고 이하로 유지되도록 연속적으로 가동되어 진공단열이 가능하다. 본 논문은 감속재인 수소를 액화상태로 유지하며, 공정진공도 이하로 충분히 유지되어 운전되는 진공계통의 특성을 원자로 운전 주기별로 소개하고자 한다.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2011년도 제40회 동계학술대회 초록집
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• pp.361-361
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• 2011

하나로 냉중성자원(CNS: Cold Neutron Source)은 원자로 수조내 반사체 탱크에 위치한 수직 조사공에 설치되어 하나로 노심에서 발생하는 열중성자를 감속재인 액체 수소층을 통과시켜 냉중성자를 생산한다. 생성된 냉중성자는 유도관을 통하여 냉중성자 산란장치에 공급되어 이용 연구에 활용된다. 감속재로 사용되는 수소는 헬륨냉동계통의 운전에 따라 수소가 수조내기기 집합체(IPA: In Pool Assembly) 내로 이동되어 액화되어지므로, 극저온의 헬륨가스의 흐름이 중요하다. 헬륨냉동기에 의해 만들어진 극저온인 헬륨은 IPA 내의 수소와 열교환을 하기 위해서 배관을 통해 이동되며, 열손실없이 전달하기 위하여 헬륨 배관은 진공층이 형성된 이중배관으로 설계되어 있다. 헬륨 이중배관은 공급 및 회수 배관으로 구성되어 있으며, 헬륨 배관의 외관에 진공층을 20개의 구간으로 나누어 제작 및 설치되었으며, 각각의 진공도를 유지하고 있다. 이 논문에서는 하나로 냉중성자원 헬륨 이중배관의 특성과 헬륨냉동계통의 운전 및 정지시 온도 변화에 따른 이중배관 진공도의 변화를 분석하였다.