• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.27-32
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• 1998

붕산수를 사용하는 기존 가압경수로에 적용하는 설계요건을 검토하여 무붕산운전 가압경수로 노심핵설계에 적용할 설계요건을 도출하였다. 무붕산운전 노심에서 운전중 반응도 제어는 제어봉만으로 이루어지기 때문에 제어봉의 삽입 및 인출에 제한을 두지 않아야 한다 따라서 운전중 제어봉의 삽입 및 인출로 인하여 첨두출력인자가 높아지게 되므로 노심 선출력밀도를 낮게 설계해야 한다 또한 제어봉만을 사용하여 상온영출력 상태에서 미임계요건을 만족해야 하기 때문에 고온전출력 상태에서의 노심 잉여반응도를 최소화하여 제어봉 부하를 줄여야 하고, 이를 위해서는 연소에 따른 반응도 변화를 최소화하는 핵연료집합체 설계가 필요하다. 이와 같이 도출된 설계요건을 적용하여 600 MWe급 원자로심을 육방형핵연료로 구성하고 무붕산운전 24개월 주기에 대한 주요 핵설계변수를 분석하여 노심의 핵설계를 평가하였다. 이 연구에서 제시된 노심은 무붕산운전 노심의 제반 설계요건을 만족하고 있으며 기존 가압경수로에 상응하는 경제성을 확보할 수 있는 것으로 판단된다.

• 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.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.604-609
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• 1996

원자력 발전소 부분 충수운전 중에 발생할 수 있는 정지냉각기능 상실사고인 과배수 사건에 대한 확률론적 안전성 평가를 수행하였다. 본 분석의 주된 목적은 과배수로 인한 정지냉각기능 상실사건에 대하여 노심손상 빈도를 계산하고 안전성 향상방안을 도출하는데 있다. 과배수 사건은 초기 부분 충수운전중 발생하는 것으로 가정하였으며 이 때의 발전소 배열(Plant Configuration)은 영광 3,4호기의 운전절차서 및 발전소 운전경험을 근거로 결정하여. 현재 운전상태에 대한 확률론적 안전성평가를 수행하였다. 분석결과 인간오류가 노심손상빈도에 가장크게 기여하는 인자로 나타났으며 인간오류를 줄 일수 있는 대체냉각 절차를 선정하여 재분석을 수행하였다. 고려된 대체냉각 수단은 피동적인 잔열제거 방법인 열규응축냉각(Reflux Cooling)과 정지냉각펌프의 대체계통으로 격납용기 살수펌프를 사용하는 경우의 두가지이다. 본 분석에서는 두가지 대체냉각수단을 모두 채택하는 것으로 가정하여 대체냉각 사용에 따른 효과를 비교하였는데 노심손상 빈도가 1/1000로 감소 하였다. 따라서 절차서 개정에 의한 대체 냉각수단확보는 부분 충수운전중 발전소 안전성 향상에 매우 효과가 큰 것으로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권4호
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• pp.562-570
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• 1995

근래의 ABB/CE형 가압경수로들은, 정상운전 및 예상운전과도상태 중에 허용핵연료설계제한치가 위배되는 것을 방지하기 위하여, 노심 운전상태를 감시하는 디지탈노심감시계통, COLSS(Core Oper-ating Limit Supervisory System)를 보유하고있다. COLSS의 주요 기능 중 하나는. 측정되는 운전조건에 대한 최소 핵비등이탈률을 계산하여, 핵비등이탈에 대한 과출력여유도를 감시하는 것이다. COL-SS에서 최소 핵비등이탈률을 계산하는데 사용되는 CETOP-D 모델은 상세부수로분석코드인 TORC 모델에 대해 보수적으로 벤치마킹되며, 보정상수로서 고온집 합체의 입구유량인자를 사용하고 있다. 본 연구에서는 CETOP-D 입구유량인자를 가장 제한적인 운전조건에서 보수적인 단일 값으로 결정하는 ABB/CE 방법을 배제하고, 운전조건에 따른 CETOP-D 입구유량인자 변화를 상관식형태로 결정하는 “CETOP-D 입구유량인자 최적화기법”을 개발하였다. 개발된 방법을 영광 3,4호기 초기노심의 노심운전영역에 적용한 결과, 기존의 ABB/CE 방법에 비하여 정상운전영역에서 핵비등이탈에 대한 과출력여유도가 2% 가량 증가하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.213-218
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• 1996

가압 경수로의 노심설계에 있어서 제한된 우라늄 자원의 효율적인 이용을 위한 다양한 방안으로 장주기 운전, 고 방출연소도 및 저누출 장전모형 등을 강구하고 있는 추세이다. 이러한 노심들은 원자로 운전주기 전반에 걸친 공간적 출력 분포 제어와 잉여반응도 제어를 위해 가연성 흡수봉을 사용하고 있으며 이와 관련 하여 가연성 흡수봉에 대한 전략등이 다 각도로 검토되고 있으며 다양한 노심에 대한 최적의 가연성 흡수봉 혹은 그 전략에 대해 많은 연구가 진행되고 있다. 본 연구에서는 웨스팅하우스형 3-Loop 발전소에 대해, 장주기 (18 개월-480 EFPD), 저누출 장전 모형 전략을 채용하여, Er$_2$O$_3$, Gd$_2$O$_3$, ZrB$_2$의 일체형 가연성 흡수봉에 대한 노심특성 및 경제성을 평형노심개념을 적용, KNFC가 노심설계에 사용하고 있는 APA(ALPHA/PHOENIX-P/ANC) 8.0.0 코드 체계를 이용하여 평가하였다. 노심특성에 대해서는 감속재 온도계수, 첨두출력인자, 잔존흡수봉효과 및 노심 연소거동에 대한 평가가 수행되었고, 동일한 주기길이(480 EFPD) 에 대한 우라늄 적재량에 대해 원광비, 변환비, 농축비, 가공비 그리고 이자율 등을 고려하여 핵주기 경제성 평가 코드인 POCO 코드를 이용하여 경제성을 평가하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제13권2호
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• pp.141-154
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• 2015

경수로 사용후핵연료 수송/저장용기의 핵임계 해석은 사용후핵연료내의 악티나이드핵종 및 핵분열생성물 함유량에 대한 불확실성을 이유로 신연료로 가정된 가상의 연료를 선정하여 평가해오고 있다. 그러나 이러한 평가방법은 용기 설계 시 과도한 임계여유도를 유도하여 경제적 손실을 유발할 수 있는 단점이있다. 이와 같은 단점을 극복하기 위하여 최근 연소도이득효과(burnup credit, BUC)를 반영한 수송저장용기의 설계 및 상용화를 위한 연구가 추진되었다. 이에 본 연구에서는 한국원자력환경공단에서 개발중인 금속겸용용기를 대상으로 연소도 이득효과적용 시 핵임계 안전성(criticality safety)에 영향을 미칠 것으로 예상되는 '노심 운전인자', '축방향 연소도 분포', '오장전 사고상황'에 대하여 핵임계 평가를 수행하였다. 그 결과 노심운전인자 중 저농축, 고연소도일 때 비출력에 따른 핵임계 변화가 크게 평가되었으며, 고연소도 사용후핵연료에서 End effect가 양의 값을 나타내었다. 특히 오장전에 의한 유효증배계수는 최대 0.18467증가하였으므로, 연소도이득효과를 적용 할 경우 필수고려사항임을 확인하였다. 본 연구결과는 국내모델(금속겸용용기)의 연소도 이득효과 적용기술 개발 및 사용 후핵연료 장전 시 일어날 수 있는 오장전 사고를 방지하기 위한 운영절차 개발에 참고자료로 활용될 수 있다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.521-526
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• 1996

원자력 발전소 내의 1차계통수에 존재하는 부식생성물과 노심에서 방사화된 여러 핵종들의 종류와 그 양에 대해서 CRUDSIM/MIT모형을 이용해서 분석하였다. 고리 4호기의 차계통수내의 수화학 조건을 이용하여 CRUDSIM/MIT모형에 적용하고 그 결과를 냉각수의 Activity자료와 증기 발생기의 Activity자료와 서로 비교 분석하였고, 노심과 증기발생기의 Crud양과 Activity를 예상하였다. 이 모형의 주요 인자인 $\beta$$_{c}$와 $\beta$$_{a}$ 값을 증기발생기의 Activity측정자료에 의해서 구하였다. 그리고 발전소 운전 중에 증기 발생기와 냉각수의 Activity각 최소화 할 수 있는 최적 조건 범위도 냉각수의 온도, pH, 수소농도등을 변화시켜서 구하였다. 고리4호기에 이 모형을 적용할 때 입력 자료에서, Activation Factor와 Recoil Release 등의 인자와 증기 발생기의 방사선양과 핵연료 표면의 Crud양을 구할 수 있으면 더욱 정확한 결과 값들을 얻을 수 있다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.525-530
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• 1995

최적 열수력 전산 코드인 CATHARE2 Vl.3u 코드를 이용하여 영광 3/4호기 midloop 운전중 잔열제거(RHR) 기능 상실사고를 해석하였다. 본 연구의 주된 목적은 사고시 계통에서 발생하는 열수력 현상의 이해 향상 및 증기발생기 열제거 능력 평가에 있다. 사고 복구 절차 관점에서 노심 비등, 노출 시점 및 계통압력 등이 중요한 인자이다. 본 계산 수행시 사용한 가정은 다음과 같다. 가) 초기 계통 수위는 고온관 중간에 위치하며 그 윗 부분은 질소 가스로 차 있다. 나) 3/4 인치 크기의 방출 밸브가 원자로 용기 상부 및 가압기 상부에 각각 설치되어 있으며, RHR 흡입구에 수위지시계가 설치되어 있다. 다) 증기발생기의 이차측은 U-튜브가 잠기도록 물로 차있다. 라) 두 증기발생기의 대기 방출 밸브(ADV)는 항상 열려 있어 사고시 이차측 압력을 대기압으로 유지하기에 충분하다. 사고는 원자로 정지 2일 후 발생하였다고 가정한다. 이와 같은 조건하에서 사고시 주된 계통 열제거 수단은 증기발생기 U-튜브내의 응축 작용이며 이는 전체 열제거량의 94%로 나타났다. 노심 비등 시점온 사고후∼300초 이후이며, 계통압력은 10,800초 이후에 최고 압력인 0.25MPa에 도달한 후 그 값을 계속 유지하고 있다. RHR 배관에 연결된 수위지 시계를 통해 10,200초 이후부터 냉각수가 방출되었다. 2개의 방출밸브 및 수위지시계를 통하여 방출된 유량에 근거하여 원자로 용기 냉각재 수위가 고온관 바닦까지 낮아지는 시점을 계산하면 사고 약 6.4 시간 이후가 된다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.450-457
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• 1997

저출력/정지시의 사고가 노심손상에 미치는 영향이 작지 않은데 비하여, 그 영향에 대한 평가 체계는 확립되어 있지 않다. 특히 인적오류가 차지하는 비중이 크며 이에 따라 인적오류를 평가할 수 있는 절차를 마련하여야 한다. 본 논문에서는 전출력시의 체계를 기반으로 저출력/정지시의 특성을 고려하여 인적오류를 평가할 수 있는 체계인 SEPLOT (Systematic Evaluation Procedure for LP&S Operation Tasks)을 개발하였다. SEPLOT에서는 영향도(Influence Diagrams)를 이용하여 인적오류에 영향을 주는 수행특성인자들을 동시에 고려함으로써 수행특성인자들 사이의 의존성 평가를 가능하게 하였고, 저출력/정지시의 특성을 반영할 수 있도록 절차서의 질, 인간-기계 연계, 다중 인간행위 사이의 의존성 등의 수행특성인자들이 중요하게 고려되도록 하였다. 이를 이용하여 참조 원전의 저출력/정지시 대표적인 작업인 소외전원상실사고 대응 작업 중 하나인 일차 충전 및 유출 운전(Primary Feed and Bleed)에 대하여 평가함으로써, 저출력/정지시 다른 여러 가지 수행작업들에 대한 인적오류에도 개발된 체계가 적용 가능함을 보여 주었다.