• Proceedings of the Korea Society for Simulation Conference
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• 2005.11a
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• pp.153-158
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• 2005

영광 원자력발전소 1호기가 16주기로 운전됨에 따라 훈련용 시뮬레이터의 입력자료 또한 16주기가 반영되어야 한다. 시뮬레이터의 여러 모델 중 노심모델(REMARK)에 필요한 입력자료는 Westinghouse의 핵 설계 코드체계인 APA 시스템의 Output에서 얻을 수 있으나 그 양이 방대하기 때문에 수작업을 통한 입력자료 생산은 큰 어려움을 갖는다. 따라서 이러한 작업을 수행할 프로그램 개발이 필수적이며 개발된 프로그램을 매 교체주기마다 적용하여 노심모델에 대한 원활한 입력상수 생산을 가능하게 할 수 있다.

• Proceedings of the KIPE Conference
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• 2000.07a
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• pp.249-252
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• 2000

원자력 교육원 #2(KNPEC-2) 시뮬레이터는 1980년도 중반에 웨스팅하우스에 의해 공급되어 계속 사용되어 오다가 현재 성능개선 연구가 진행 중이다. 이번 성능개선을 통해 기존의 컴퓨터 시스템(Gould MPX)와 소프트웨어의 전면 교체가 이루어지고 있으며 최적 계산 코드를 이용한 실시간 열수력 모델 (ARTS; Advanced Real-Time Thermal-Hydraulics Simulation) 개발 , 2-Group 3D 실시간 노심모델(REMARK ; REal Time Multigroup Advanced Reactor Kinetics)를 이용한 노심 주기개선 (Cycle Update) 가상현실 기술 등을 이용한 컴퓨터 교육지원 시스템(CATS: Computer Assister Training System)등 새로운 시도가 이루어지고 있으며 본 논문은 이러한 새로운 시도가 이루어지고 있으며 본 논문은 이러한 새로운 시도들 및 그 결과에 대해 기술하고 있다. 기준발전소(Reference Plant)인 영광 1호기 12주기의 노심모델로 주기개선(Cycle Update)을 위한 REMARK의 입력자료 생성을 위해 핵설계 전산체계인 APA(ALPHA-PHOENIX-ANC) 시스템의 출력으로부터 자동으로 REMARK 입력데이타를 생성하기 위한 GUI툴 개발하였다. 또 이를 이용하여 개발된 노심모델은 최적계산코드(RETRAn 3D) 의 열수력 해법을 이용하여 개발된 NSSS 열수력코드(ARTS) 와 결합(Integration) 되어 안정 및 과도 상태 시험에 사용되었으며 원자로 냉각재 펌프 정지등의 몇 가지 과도 시험 계산결과 기존 해석 결과와 잘 일치하였다 중앙제어실(MCR; Main Control Room)내의 운전원 행동만 훈련하도록 되어있는 기존시뮬레이터의 한계를 극복하기 위해 가상현실 (VR) 저작도구를 이용한 발전소 현장 내부를 표현하는 가상발전소 (Virtual Plant) 발전소 현장에 소재하여 기존 시뮬레이터의 모의한계 밖에 있던 패널을 표현한 가상판넬(Virtual Panel)등과 강의실에서 발전소 모의 훈련을 가능케 하기 위해 가상현실 기술을 이용한 컴퓨터 지원 교육훈력 시스템(CATS ; Computer Assister Training System)을 개발 중이며 일부 개발부분을 소개하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.25 no.1
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• pp.20-27
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• 1993

This paper concerns with developing a simplified in-core fuel management scoping tool for PWR. For this purpose the point reactivity model is put into a fuel cycling decision code, FCYPRM. Modified Borresen's coarse-mesh diffusion theory and nodal expansion method are utilized to form a spatial neutron analysis code, CMSNAP. Numerical experiments are per- formed to determine a set of empirical shuffling rules for working out an automated fuel loading pattern search code, ALPS. The numerical examples are presented for verifying effectiveness and applicability of individual codes. By structuring and applying three codes for reload core design problem of a PWR, it is demonstrated that these codes provide an effective in-core fuel management scoping tool for PWR.

• JOURNAL OF ELECTRICAL WORLD
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• s.412
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• pp.66-67
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• 2011

우리나라는 원자력발전 3대 핵심기술인 원전계측제어시스템(MMIS), 원자로냉각재펌프(RCP), 원전설계핵심코드의 국산화를 추진하고 있다. 지난해 가장 먼저 MMIS가 국산화에 성공했으며, IAEA로부터 우수성을 평가받을 정도로 기술적 우위를 확보했다. 원전설계핵심코드 중 노심설계코드도 2010년에 개발을 완료하였다. RCP도 일부 구성품은 이미 국산화에 성공하였으며, 2012년에 순수 국산제품 개발이 완료될 예정이다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers B
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• v.35 no.4
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• pp.425-429
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• 2011

In the unlikely of nuclear reactor meltdown, the leaked core melt or corium must be contained in a device called core-catcher so that the corium can be cooled and stabilized. The ex-vessel behavior of corium involves complex physical and chemical mechanisms of flow propagation, heat transfer, and reactions with sacrificial substrates. In this study, the detailed characteristics of corium flow and heat transfer were investigated by using a commercial CFD code for VULCANO VE-U7 test reported in the literature. The volume-of-fluid (VOF) model was used to predict the interfacial surface formation of corium and the surrounding air, and the discrete ordinate model was adopted to calculate radiation between corium and the surroundings. It was found that cooling via radiation through the top surface of corium had a dominant effect on the temperature and viscosity profiles at the front of the corium flow.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.4
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• pp.591-602
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• 1995

가압경수로에서는 장기적인 반응도 조절을 위하여 B-10과 B-11을 함유한 천연붕산을 사용한다. 천연붕산의 사용으로 원자로냉각재의 붕소농도가 높기 때문에 pH를 적정한 범위로 유지하기 위하여 많은 양의 수산화리튬이 주입된다. 이로 인한 높은 리튬 농도는 증기발생기 재질의 응력부식균열과 핵연료피복재의 산화를 촉진시키는 등의 부작용을 초래할 수 있다고 보고되었다. 따라서 본 고에서는 천연붕산을 B-10 함량이 높은 농축붕산으로 대체하는 경우에 대한 기술적, 경제적 영향을 조사하고 검토하였다. 조사 결과, 농축붕산은 원전의 일차계통 수질화학, 부식생성물의 방사화에 의한 선량율, 보조계통 설계, 액체폐기물 발생량관점에서 여러가지 이점이 있을 수 있으며, 노심설계, 안전해석, 발전소 인허가 등의 관점에서는 문제가 없다고 밝혀졌다. 현재 천연붕산으로 운전중인 원전에서는 농축붕산의 경제성이 발전소의 주어진 제반여건에 의존하고, 농축붕산의 가격에 따라 크게 차이가 있는 것으로 보고되었다. 국내에 신규 원전이 계속적으로 건설되고 있는 현실에 비추어 볼 때, 발전소의 경제성과 안전성을 향상시키기 위하여 농축붕산 사용에 대한 타당성을 좀 더 면밀히 분석 할 필요가 있다고 판단된다.

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 1996.04a
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• pp.100-104
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• 1996

신형경수로의 설계 대안으로서 기존 가압경수로와 가압중수로의 단점들을 극복하고, 장점들을 채택한 새로운 중수감속 경수로의 노심 설계를 제안하였다. 기존 가압중수로의 압력관내에 경수를 냉각제로 순환시키며 중수를 감속재로서 압력관 외부에 배치하였으며, 핵연료로서 농축우라늄을 사용하는 설계 개념은 많은 설계 장점을 갖는다. 본 연구에서는 시스템은 기존 CANDU의 설계를 입증기술로서 가능한 그대로 채택하고, 핵연료와 냉각재에 대해 핵설계를 수행하여 핵적 타당성을 검토하였다. 핵연료다발은 월성 2호기 사양을 그대로 사용하여 37봉 핵연료 다발로 하였으며, 농축도, 봉간간격, 핵연료다발간 간격들을 변형시켜 높은 연소도를 확보하면서 냉각재 온도계수와 감속재 온도계수가 음의 안전성을 갖는 원자로가 설계될 수 있음을 확인하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.05a
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• pp.89.1-89
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• 2001

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2003.05a
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• pp.57-57
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• 2003

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2003.05a
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• pp.68-68
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• 2003