• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.164-170
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• 1997

CASMO/MASTER 전산체계를 활용하여 600MWe급 가압경수로의 초장주기 무붕산 노심 핵설계 가능성을 검토하였다. 핵연료는 주기길이 1,600EFPD를 만족시키면서 잉여반응도를 평탄하게 유지시키기 위하여 MOX 핵연료를 사용하였으며, 가연성 독봉으로는 WABA와 IFBA를 혼합하여 핵연료집합체를 구성하였다. 그리고 제어봉 설계에서 잉여반응도 제어용 제어봉온 Ag-In-Cd을 사용하였으며, 잉여반응도 제어용과 A.O. 제어용이 독립적으로 작동되도록 설계했다. 또한 shutdown용 제어봉은 B$_4$C로 설계하였으며, 제어봉가를 증가시키기 위하여 B-10을 90w/o까지 농축했다. 노심분석 결과 A.O. $\pm$ 10%, AP600의 첨두출력제한지 2.6의 안전한계를 만족시키면서 제어봉만으로 주기길이 1600 EFPD 동안 반응도 제어가 가능하고 shutdown을 위한 노심 안전성도 확보되는 것을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제4권1호
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• pp.60-73
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• 1972

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 추계학술발표회 발표논문집
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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.

• 원자력산업
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• 제20권6호통권208호
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• pp.31-44
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• 2000

본 연구에서 액체금속로의 노심용융(core meltdown)으로 인한 초 즉발 임계(super-prompt critical)의 출력 폭주 사고시, 노심의 반응도 및 열수력 특성 변화와 에너지 방출량등을 계산하기 위하여, Bethe-Tait 방버론을 수정, 보완한 분석 모델이 개발되었다. 주요 보완 내용으로서는, 금속 연료 노심의 단상 액체 영역에서의 선형의(Linear) threshold 형태의 상태 방정식뿐만 아니라 포화 증기(saturated fuel vapor) 영역에서의 상태 방정식이 개발되었고, 이에 따른 노심 붕괴 반응도(disassembly reactivity)의 분석 모델이 개발되었다. 또한 도플러 반응도 효과를 고려하기 위한 분석모델도 아울러 개발되었다. 상기 보완 모델을 실행할 수 있는 수치 해석 프로그램이 개발되었고, 이를 활용하여 KALIMER에서 HCDA가 발생하였을 경우 노심에서의 에너지 방출량 계산이 수행되었다. 분석결과 도플러 효과와 포화 증기 영역에서의 압력 증가 및 노심팽창의 중요성이 확인되었다. 도플러 효과가 고려되지 않을 경우 HCDA는 분석된 모든 반응도 삽입률에 대하여 폭발적인 에너지 방출과 함께 사고가 종결되는 것으로 평가되었다. 그러나 도플러 상수가 최적 평가치인 -0.002인 경우 50$/s이하의 반응도 삽입률에서는 노심은 비등점(0.8KJ/g)에 도달치 않았으며, 설계 기준 사고인 100$/s의 경우에도 노심은 포화 증기 영역에 머물고 압력이 급격히 증가하는 단상(single phase)액체 영역의 threshold 값에 미치지 않기 때문에 사고는 핵연료 증기(vapor)의 점진적인 분산과 함께 종결되는 것으로 분석되며, 총 에너지 발생량은 약 1,800MJ로서 기계적 손상 에너지로 전환되는 분율을 고려할 때 KALIMER 원자로 용기의 구조 설계 기준치에 비해 상당한 여유도를 갖는 것으로 평가되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제16권1호
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• pp.36-46
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• 1984

가압경수로의 정상운전상태는 물론 예상 과도상태에서도 노심내에서 DNB가 발생하지 않아야 된다는 설계근거를 만족시키는 새로운 설계방법 즉, 통계처리에 의한 열설계 방법이 개발되어 이에 대하여 검토하였다. 이같은 설계방법을 사용하여 설계변수에 대한 불확실도를 통계적으로 처리함으로써 노심설계에 따른 설계여유도를 정량적으로 계산할 수 있어 원자로심의 안전성을 충분히 유지하면서도 DNB비례산에 따른 불필요한 보수성을 배제할 수 있다. 본 기술검토보고서는 미국의 Westing-house와 B & W원자로 제작회사가 개발한 통계적 열설계방법을 소개하고 본 설계방법의 특성을 설명하며 이어서 불확실도의 통계처리 과정, DNB설계 제한치 설정방법, 그리고 본 방법의 응용 결과를 비교하여 보여준다. 본 검토를 통하여 두 회사의 설계방법은 근본적으로 유사하나 통계처리를 위한 설계변수의 선택과 이들 불확실도의 처리방법이 다소 상이하다는 것을 알았으며 또한 본 방법의 사용으로 노심설계에 있어서 설계여유도가 현저히 증가한다는 것을 알았다.

• 에너지공학
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• 제5권2호
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• pp.146-152
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• 1996

열출력 108MW$_{th}$ 급의 소형 원자로심을 설계하였다. 설계 제한 조건으로 2년의 재장전 주기, 무붕산 운전, 저출력 밀도를 채택하였고, 핵연료의 설계는 울진 3 & 4호기의 핵연료집합체 사양을 그대로 채택하였다. 노심 출력준위 제어는 제어봉만으로 가능하도록 하였으며, CASMO-3와 KINS-3를 통해 설계된 초기노심이 주기길이, 첨두계수, 감속재 온도계수, 출력계수 등의 설계 한계치를 만족하는지 확인하였다. 설계 결과, 한국형 표준원전 핵연료집합체를 장전하는 유조선급의 선박용 소형원자로를 무붕산 운전 조건으로 설계 가능함을 알 수 있었다. 단 가연성 독봉을 축방향으로 농축도를 달리하여 장전할 필요가 있으며, 독봉과 제어봉을 설계 한계까지 사용하여야 함을 알았다. 충분한 정지 반응도를 얻기위해 3개의 제어봉군 이외에 추가적인 정지제어봉군이 노심 외곽에 배치되는 안이 제기되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.184.1-184
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2003년도 춘계학술발표대회 요약집
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• pp.56.2-56.2
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• 2003

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권1호
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• pp.149-159
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• 1994

노심설계의 검증을 통하여 설계의 신뢰성을 확인하며 이는 발전소 운전의 안전성과 경제성을 향상시킬 수 있는 발판이 된다. 본 보고서는 국산핵연료를 장전한 고리 3호기 7주기의 운전자료 중에서 핵설계와 관련한 인자의 측정치를 설계치와 비교 분석하고 평가하였다. 비교대상이 된 핵특성인자는 반응도 관련 자료인 임계붕소농도, 제어봉가, 등온온도계수 및 감속재온도계수등이고 출력분포 관련자료인 핵반응률 분포, 집합체 출력분포, 반경방향 첨두출력 F$\Delta$H/$^{N}$ , 축방향 출력분포, 축방향 첨두출력 Fq(z)및 노심 평균 축방향 출력편차(AO)등이다. 이들 인자들에 대한 설계치는 측정치와 잘 일치하였으며, 모두 안전성 관련 제한치이내로 만족함을 확인하였다. 또한 이러한 비교 분석을 통하여 후속주기의 핵설계에 운전자료를 반영할 수 있는 근거를 마련하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권3호
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• pp.470-479
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• 1993

노심설계의 검증을 통하여 설계의 신뢰성이 확인되며 이는 발전소 운전의 안전성과 경제성을 향상시킬 수 있는 발판이 된다. 본 기고문은 국산핵연료가 장전되었던 영광 2호기 4주기의 운전자료 중에서 핵설계와 관련한 인자의 측정치를 설계치와 비교 분석하고 평가하였다. 비교대상이 된 핵 특성인자는 반응도 관련 자료인 임계붕소농도, 제어봉가, 등온온도계수 및 감속재온도계수 둥이고 출력분포 관련자료인 핵반응률 분포, 집합체 출력분포, 반경방향 첨두출력 F_ $\Delta$H/$^{N}$ , 축방향 출력분포, 축방향 첨두출력 Fq(z) 및 노심 평균 축방향 출력편차(AO)등이다. 이들 인자들에 대한 설계치는 측정치와 잘 일치하였으며, 모두 안전성 관련 제한치이내로 만족함을 확인하였다. 또한 운전자료의 비교 분석을 통하여 후속주기의 핵설계에 반영할 수 있는 근거를 마련하였다.