• 대한기계학회논문집A
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• 제36권1호
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• pp.97-102
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• 2012

원자력발전소의 대체교류발전기는 소내정전에 대처하기 위하여 설치되고 있다. 국내 원자력발전소에서 사용되고 있는 대체교류발전기의 구동형식은 대부분 디젤발전기이다. 가스터빈은 디젤발전기보다 구조가 간단하고 유지정비주기가 길다는 장점이 있지만 국내 원자력발전소에 적용사례가 없다는 단점이 있다. 본 논문의 목적은 APR+ 대체교류발전기의 구동형식을 선정하기 위하여 디젤발전기와 가스터빈의 민감도 분석을 하는 데 있다. 이를 위하여 디젤발전기와 가스터빈의 물리적 특성과 국내의 대체교류발전기 적용현황, 그리고 US-APWR의 비상발전기 및 대체교류발전기의 가스터빈 적용사례를 조사하였다. 마지막으로 신뢰도 데이터에 대한 민감도 분석과 신형 노형인 APR+에 가스터빈 대체교류발전기를 적용하여 노심손상빈도의 민감도를 분석하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.801-805
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• 1998

1000 MWe 국내 표준형 원전을 대상으로 노심이 손상되는 각종 중대사고 시나리오에 대하여 방사선원항 특성을 평가하기 위하여, 2단계 확률론적 안전성 평가 방법론에 따라 방사선원 방출군을 정의하고 원전 중대사고 발생시 격납건물 손상을 가정하여 각 방출군별로 격납건물 외부로 방출되는 방사능 방출율을 정량화하였다. 도출된 19개의 그룹중에서 방출률이 작거나 발생빈도가 낮은 7개를 제외하고 12가지 대표 사고경위에 대하여 계산을 수행하였으며, 분석결과는 격납건물 내에서 감쇄효과가 작은 증기발생기 세관 파단사고, 격납건물 격리 실패사고 및 조기 격납건물 파손사고 둥이 상대적으로 큰 방사능 방출량을 보여주었다

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권4호
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• pp.515-528
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• 1993

피동형 원자력 발전소의 설계 특성상 소형 냉각재상실사고시 노심손상이 발생되지 않기 위해서는 자동감압계통의 성공적인 작동이 필수적으로 요구된다. 그러나 기수행된 연구들에서 자동감압계통의 비신뢰도가 소형 냉각재상실사고로부터 기인되는 노심손상빈도에 상당 부분을 기여하고 있음을 알 수 있다. 본 연구에서는 자동감압계통의 불능도에 기여하는 계통의 취약점을 파악함과 함께 계통의 신뢰도를 증대시키기 위한 설계개선 방안들을 제시하고 각 방안에 대한 신뢰도 분석과 함께 열수력학적 타당성 여부를 보기 위한 소형 냉각재상실사고 모의가 RELAP5/MOD3 전산 코드를 사용하여 수행되었다. 신뢰도 분석은 고장수목 기법을 이용하여 수행되어졌다.

• 한국화재소방학회:학술대회논문집
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• 한국화재소방학회 2011년도 추계학술논문발표회 논문집
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• pp.231-234
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• 2011

기존 국내원전의 화재 PSA는 기존 EPRI가 개발한 방법론을 이용하여 화재 PSA를 수행하여 오고 있다. 미국 NRC는 EPRI와의 공동연구를 통하여 새로운 PSA 방법론(NUREG/CR-6850)을 개발하였고, NFPA-805 코드를 적용하는 미국 원자력발전소들에 대해서 이 방법론을 적용한 PSA를 수행하는 것을 권고하고 있다. 본 논문에서는 국내 원전의 참조 주제어실을 대상으로 신규 방법론을 적용하여 노심손상빈도 영향을 평가하였고, 국내원전에 신규 방법론 적용시 논의되어야 할 사항들을 포함하였다.

• 한국재난정보학회:학술대회논문집
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• 한국재난정보학회 2022년 정기학술대회 논문집
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• pp.87-88
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• 2022

"국민안심" 구현을 위한 가동원전의 안전성 확보에 대하여 예측, 예방, 대응 분야에서 연구를 진행하고 있으며,노심손상빈도(CDF)를 1/2수준으로 저감하기 위한 가동원전 심층방어 강화 기술에 대한 연구를 진행하고 있다. 가동원전의 화재 방호 설비를 강화하고자 디지털 트윈 기반의 플랫폼을 구축하여 화재 감지 시스템과 화재 진압 설비에 대한 개발을 진행하고 있다. 원전 자체 소방대가 화재현장을 원활하게 진입할 수 있게 가능하며 더 나아가 CDF를 저감하기 위해 화재 진압실패확률(Non-Suppression Probability)을 낮추고자 하였다. 본 연구를 통해 기존대비 효과적인 화재 방호 설비 기술이 개발될 것으로 보이며 이와 더불어 비즈니스 모델을 구축하여 신사업을 도모할 수 있을 것으로 기대된다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.713-718
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• 1996

Risk Monster는 한국원자력연구소에서 개발한 risk monitor로서 발전운영시 및 정비계획시 원전의 기기 운영 상태 (=Configuration)의 실제 변경이나 계획시 이에 따른 원전의 안전성 (또는 Risk)를 평가 및 감시하는 시스템이다. 안전성은 노심손상 빈도를 가지고 평가하며 이 Risk Monster의 국내 원전에의 활용, 특히 on-line maintenance시의 활용을 모색하였다. 외국에서처럼 국내 원전에서도 risk monitor를 이용한 on-line maintenance를 실시 하여 원전의 경제성 및 안전성을 향상 시켜야 한다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2007년도 춘계학술대회B
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• pp.3464-3466
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• 2007

Power uprate is the process of increasing the maximum power level at which a commercial nuclear power plant may operate. Power uprate applications(113 units) for NPPs(Nuclear Power Plants) were recently approved in the United States. Utilities have been using power uprates since the 1970s as a way of increasing the power output of their nuclear plants. To increase the power output of a reactor, typically more highly enriched uranium fuel and/or more fresh fuel is used. This enables the reactor to produce more thermal energy and therefore more steam, driving a turbine generator to produce electricity. In this paper, the propriety of power uprate is explained through the review on the power uprate method and the changes of the physical parameters due to power uprate. The analysis results showed that the CDF(Core Damage Frequency) and LERF(Large Early Release Frequency) are affected in the current probabilistic safety assessment (PSA) model.

• 한국안전학회지
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• 제28권3호
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• pp.123-128
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• 2013

The Advanced Power Reactor Plus(APR+), which is a GEN III+ reactor based on the APR1400, is being developed in Korea. In order to enhance the safety of the APR+, a passive auxiliary feedwater system(PAFS) has been adopted in the APR+. The PAFS replaces the conventional active auxiliary feedwater system(AFWS) by introducing a natural driving force mechanism while maintaining the system function of cooling the primary side and removing the decay heat. As the PAFS completely replaces the conventional AFWS, it is required to verify the cooling capacity of PAFS for the core damage frequency(CDF) evaluation. For this reason, this paper discusses the cooling performance of the PAFS during transient accidents. The test case and scenarios were picked from the result of the sensitivity analysis in APR+ Probabilistic Safety Assessment(PSA). The analysis was performed by the best estimate thermal-hydraulic code, RELAP5/.MOD3.3. This study shows that the plant maintains the stable state without the core damages under the given test scenarios. The results of PSA considering this analysis' results shows that the CDF values are decreased. The analysis results can be used for more realistic and accurate performance of a PSA.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제21권1호
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• pp.1-11
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• 1989

원자로 정지동안에도, 잔열제거계통은 그 기능이 계속 유지되어야 하나, 실제로 가압 경수로에서 냉각상실고가 많이 발생되어 있다. 본 논문은 원자로 정지중의 냉각기능상실을 예방하고, 또한 냉각기능상실로 인한 노심손상의 중대성을 완화시키기 위한 대책을 강구하기 위한 시도로서, 전형적인 가압경수로에 대한 사고/고장 수목과 운전원실수 확률을 위한 HCR 모델, 초기 사상의 빈도를 위한 2단계 bayesian 방법 및 고장난 계통의 회복 활률을 위한 계단함수 모델 등을 이용한 원자로 정지 위해도 모델을 개발하여, 잔열제거계통의 신뢰도를 분석하였다. 그 결과는 원자로가 정지 중일 때의 위해도가 운전중일 때 이것에 비해 별로 낮지 않은 것으로 나타났으며, 몇 가지의 설계개선을 통하여 냉각기능상실로 인한 노심 손상확률을 상당히 낮출 수 있는 것으로 나타났다.

• 비파괴검사학회지
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• 제34권4호
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• pp.311-317
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• 2014

가압경수로형 원자력발전소 소유자 그룹은 ASME Sec. XI 코드의 배관 샘플링검사법 대안으로 리스크 정보를 활용한 가동중검사 프로그램(RI-ISI)을 개발 및 적용하였다. RI-ISI 프로그램은 파손 메커니즘이 있는 고위험도 배관에 검사를 집중함으로써 발전소의 전반적인 안정성을 향상시켰다. 또한, RI-ISI 프로그램은 비파괴검사 물량, 검사자 방사선 피폭, 검사 시간 등을 줄일 수 있다. 배관 RI-ISI 방법은 한국 표준형 원자력 발전소 3개호기에 적용되고 있으며 다른 발전소도 개발중에 있다. 이 논문에서는 프라마톰형(프랑스형) 원전에 대한 RI-ISI 방법을 연구하고 그 결과를 나타내었다. 프라마톰형 원전에 대한 RI-ISI 적용은 발전소 안전성을 향상시키고 유지시키며 계량화할 수 없는 이익을 준다는 결론에 도달하였다.