• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.258-263
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• 1998

원자력 발전소의 제어봉 낙하 시간 측정 시험은 원자로 비상 정지 명령에 따른 제어봉의 낙하 속응성이 지침서의 제한치 이내에 있는지를 주기적으로 확인함으로써 제어봉의 원자로 안전 운전 및 정지 기능을 확인하는 중요한 시험이다. 현재 고리2호기를 비롯한 WH형 발전소들은 제어봉이 디지틀 제어봉 위치 지시(DRPI) 코일속을 낙하할 때 유기되는 전압을 검출하여 제어봉 낙하 시간을 측정하는 방법을 사용하고 있다. 이 방법은 제어봉을 뱅크별로 인출한 후 하나씩 개별 낙하시키기 때문에, 제어봉 낙하 시간 측정 시험에 많은 시간과 다수의 인력이 소요되며, 측정시 격납용기내에 작업자가 장시간 체류해야 하는 단점이 있다. 이러한 DRPI 신호 이용 제어봉 낙하 시간 측정 방법의 단점을 보완하여 제어봉 구동 장치(CRDM)내 이동권선 신호를 이용하는 다중 낙하 방식의 새로운 측정 방법을 제안하고, 측정 장치를 개발하였다. 개발된 제어봉 낙하 시간 측정 장치를 이용하여, 고리2호기 제어봉 낙하 시간 측정 시험시 기존의 방법과 병행 측정 시험을 수행하고 그 결과를 비교 검토하여 충분히 정확하게 제어봉 낙하 시간을 측정할 수 있음을 보였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.23 no.4
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• pp.363-373
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• 1991

The current rod internal pressure criterion permits fuel rods to operate with internal pressures in excess of system pressure only if internal overpressure does not cause the diametral gap enlargement. In this study, the generic allowable internal gas pressure not violating this criterion is estimated as a function of rod power. The results show that the generic allowable internal gas pressure decreases linearly with the increase of rod power. Application of the generic allowable internal gas pressure for the rod internal pressure design criterion will result in the simplication of the current design procedure for checking the diametral gap enlargement caused by internal overpressure because according to the current design procedure the cladding creepout rate should be compared with the fuel swelling rate at each axial node at each time step whenever internal pressure exceeds the system pressure.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.356-361
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• 1996

물질전달과 열전달의 유사성을 이용하는 나프탈렌 승화법을 핵연료집합체 모델에 적용하여 봉다발에서의 국소 열전달 계수의 분포를 측정하였다. 실험 모델은 가압경수형 원자로에서 나타나는 부수로 즉, 벽면 부수로와 모서리 부수로 및 내부 부수로로 구성되는 3$\times$3 봉다발이다. 봉다발에서의 국소 열전달 계수 값은 부수로의 형상과 인접한 봉 및 벽면의 영향이 크게 작용하는 것으로 측정되었다. 내부 부수로에 둘러져 있는 봉에서의 국소 열전달계수값은 봉과 봉 사이에서는 부수로 중심 방향보다 낮았고, 평균열전달계수는 Dittus-Boelter의 상관식보다 약간 낮은 값을 보였다. 벽면 부수로에 인접한 봉에서의 열전달계수는 벽면의 영향으로 내부 부수로에 있는 봉보다 상대적으로 낮았으며, 모서리 부수로의 봉에서는 벽면의 영향이 증대되어 더욱 낮게 나타났다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.386-392
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• 1996

기존의 아날로그로 구성된 제어봉구동장치 제어계통을 디지탈로 설계개선하기 위한 선행 작업의 일환으로 제어봉구동장치의 출력 신호를 모사하기 위한 제어봉구동장치 시뮬레이터가 개발 되었다. 개발된 시뮬레이터는 제어봉구동장치의 인출 및 삽입시에 마그네틱 코일로부터 검출되는 전류파형을 모사 할뿐만 아니라 제어봉구동장치가 비정상적으로 움직이는 기계적인 이상 상태를 모사 할 수 있도록 모델링 하였다. 시뮬레이터의 성능 검증을 위하여 영광 3,4호기 현장에서 수집한 제어봉구동장치 출력 신호 와 비교해 본 결과 제어봉구동장치의 거동을 잘 모사 함을 알 수 있었다. 이 시뮬레이터는 디지탈 제어봉구동장치 제어계통 개발시에 소프트웨어의 기능을 검증할 수 있고, 제어봉구동장치 제어계통을 설계개선할 경우 설계 도구로 사용할 수 있다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.305-310
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• 1997

국내에 신규로 건설되는 원자력발전소(이하 원전)는 부분강 제어봉을 설치하여 축방향의 출력 분포 제어에 별다른 어려움 없이 운전을 하고 있으나, 일부 가압 경수로형 원전의 경우는 부분강 제어봉이 설치되어 있지 않아 원자로 출력 변동시 출력분포 제어에 어려움이 많다. 기존 원전 경우의 제어봉 운전 방식은 원자로 출력의 균일한 제어를 위해 각 제어봉 뱅크를 순서적으로 운전하고 있으며, 각 뱅크간에는 일정한 수(일반적으로 113 Step) 만큼 중첩하여 운전하고 있다. 출력운전중에는 모든 제어봉을 인출하여 균일한 출력분포를 유지하며 축방향의 출력분포 제어를 위해 제어봉을 조절한다. 출력을 변동하면 제어봉이 원자로내에 삽입하게 되는 데, 먼저 D Bank가 삽입되며 D Bank가 113 Step에 도달하면 C Bank가 삽입되기 시작하는 데, D 130에서부터 C Bank가 삽입되어 제어값을 갖는 D 100 Step 까지는 축방향 출력 제어가 되지 않아 출력 편차가 제한값을 벗어나 출력을 급격히 감소해야 하는 등의 어려움이 있다. 본 연구는 제어봉의 중첩을 조절하여 C Bank를 조기에 노심에 삽입시의 영향을 분석하기 위하여 제어봉값이 출력에 미치는 영향을 예측하고, 제어봉 중첩수를 변경시에 노심에 미치게 될 안전성을 검토하였으며, 그 결과 중첩수를 조절할 경우 축방향 출력 분포를 초기부터 양호하게 제어할 것으로 예측된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.521-525
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• 1996

국내 최초 운전경험을 갖는 CE 형 원전 설계인 영광 원자력 발전소 3,4호기의 제어봉 제어구동 설비는 시운전 시험 과정 중 제어봉 제어용 전원설비의 전기적 잡음에 의해 일부 제어봉이 미끄러짐으로서 원자로가 계속적으로 불시정지 되었다. 이와 같은 현상으로 이미 국내에서도 가동중인 고리 원자력 발전소 2호기에서도 고주파 용접기의 전도성 잡음에 의하여 제어봉 제어회로에 영향을 주어 여러차례 원자로 정지를 겪은바 있다. 따라서 원자력 안전기술원에서 제어봉 미끄러짐의 원인을 조사결과 직접적인 원인은 제어봉 전원공급 설비에서 발생된 전기적 잡음에 의해 제어봉 제어회로의 오동작 및 발전소 부하탈락 시험시 소내전원 주파수 상승으로 제어봉 코일에 정격이하의 저전압이 공급됨으로서 원자로가 불시 정지 됨을 확인 하였다.

• Restorative Dentistry and Endodontics
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• v.28 no.2
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• pp.162-168
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• 2003

이 연구는 기존의 레진 근관봉함재를 보완하여 개발한 근관봉함재(Adseal; 새로운 레진 계통의 근관봉함재)를 이미 상품화된 레진 계통의 근관봉함재(AH 26, AH Plus), 산화 아연 유지놀 계통의 근관봉함재(TubliSeal EWT, Pulpcanal sealer EWT), 수산화 칼슘 계통의 근관봉함재(Sealapex)와 비교하여 세포독성과 항균작용을 평가하고자 한다. 세포독성 실험은 L929 쥐의 섬유아세포를 사용하여 세포의 viable ratio를 계산한 후, Giemsa stain으로 염색하여 세포의 양상을 관찰하였고, 항균작용 실험은 Enterococcus faecalis Porphyromonas endodontalis, Porphyomonas gingivalis, Prevotella intermedia, Fusobacterium nucleatum 와 Fusobacterium necrophorum를 사용하여 agar diffusion test로 평가한다. Adseal은 다른 근관봉함재에 비해 훨씬 낮은 세포독성을 보였고, AH Plus, AH 26, TubliSeal EWT, Sealapex, Pulpcanal sealer EWT의 순으로 세포독성의 정도가 높아짐을 알 수 있었다. 또한 Adseal은 Enterococcus faecalis 에서는 낮은 항균작용을 보이지만, Black-pigmented bacteria 에서는 높은 항균작용을 보이는데, 모든 근관봉함재는 서로 다른 종에 따라 어느 정도의 항균효과를 가지고 있음을 알 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.489-495
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• 1998

최근 울진 1,2호기의 급정지 제어봉 E.C.T(Eddy Current Test) 결과 Fretting Wear가 심한 것이 관찰되었다. 이는 유동유발 진동에 의해 제어봉과 그 지지물 간의 접촉으로 인한 손상이 주요인으로 추정되고 있다. 제어봉 손상은 제어봉 교체로 인한 비용뿐만 아니라 마모금속의 방사화로 인한 냉각재의 오염을 수반한다. 따라서 본 연구는 원자로의 유동유발진동을 선별하여 파손 위치 및 형태, 유동조건, 제어봉과 안내관의 기하학적 구조 등을 분석한 결과 지배적인 손상원인을 Turbulence Excitation과 Fluidelastic Instability로 선정하였다. 특히 안내관내의 6번째 card 위치에서 발생하는 높은 마모현상이 난류도 증가에 의한 손상임을 제시하였다

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2004.10a
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• pp.655-656
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• 2004

1) 제어봉의 전자 클러치는 직류전원 공급 장치에 의해 12V의 직류 전력을 공급받으며 전압 강하에 대한 내성이 좋다. 제어봉은 10V의 전압이 525msec 이상 지속될 때 전자력 상실로 낙하한다. 완전정전(0V)이 발생하여도 직류전원 공급 장치는 500msec 동안 전자클러치에 직류전력을 공급하여 제어봉의 연결 상태를 유지하도록 한다. 2) 정지봉 계통에 대한 전압강하의 영향은 제어회로를 구성하는 전자접촉기의 개방에 의하여 펌프의 전원공급이 차단되고, 그 결과 정지봉이 낙하한다. 정지봉은 펌프의 전원이 상실되면 수압 실린더의 압력 상실로 약 1000msec 후에 낙하한기 시작한다. 그림 2는 제어봉 및 정지봉에 대한 정전 영향을 시간에 따라 표시한 것이다. 3) 1차 및 2차 냉각계통의 부족전압 계전기에 의해 펌프가 정지할 때까지 저유량 신호 및 N/T mismatch 신호에 의한 원자로 정지신호는 발생되지 않는다. 따라서 정지봉 및 제어봉 계통에 적용하고자 하는 순간정전 보상장치는 부족전압 계전기 동작시간 이내의 보상시간에서만 가능할 것이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.391-396
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• 1996

내부부수로, 벽면부수로, 모서리부수로를 포함하는 가압경수로형 원자로의 핵연료집합체를 모의하는 3$\times$3 봉다발을 모델로 수치해석을 통해 봉다발 주변의 유동특성을 알아보고 각 봉에서의 원주방향 위치에 따른 국소열전달 특성에 관해 고찰하였다. 봉다발에서 열전달계수의 분포는 벽면영향으로 인한 각 부수로에서의 유속분포와 밀접한 관계가 있으며 내부부수로에 인접한 봉에서 가장 높았고, 그 다음이 벽면부수로, 모서리부수로에 인접한 봉에서는 가장 작게 나타났다. 현재 핵연료의 열수력 설계시에 적용하고 있는 부수고 내의 모든 열수력학적 변수가 일정하다고 가정하는 부수로 해석방법은 봉다발내의 실제 열전달 현상과는 상당한 차이가 있음을 보여주었다.