• 에너지공학
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• 제23권4호
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• pp.19-30
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• 2014

지속가능성, 안전성, 핵확산 저항성, 그리고 경제성이 향상된 제4세대 원자로형의 하나로 소듐냉각 고속로가 원자력 선진국을 중심으로 활발히 개발되고 있다. 우리나라가 주도적으로 개발하고 있는 금속연료를 사용하는 소듐냉각고속로는 우수한 피동안전성과 고유안전성을 가지므로 중대사고로의 진전을 조기에 배제할 수 있는 노형으로 평가된다. 또한 소듐냉각고속로는 기존의 사용후핵연료를 재활용하고 자체적으로 재순환 핵주기를 확립함으로써 원자력에너지의 지속성을 향상시킬 수 있다. 이러한 특성으로 인해 많은 나라들이 소듐냉각고속로를 2050년 이전에 도입하는 것을 미래에너지 전략에 포함시키고 있다.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제56권3호
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• pp.388-403
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• 2018

본 연구는 소듐냉각고속로 원형로 소듐-물 반응 압력완화계통의 소듐, 물, 가스 배출배관 설계에 필요한 요건 도출을 목적으로 한다. 증기발생기의 전열관 파단에 의한 대규모 물 누출 사고 발생 시, 증기발생기 전열관 측의 물과 전열관 외측의 소듐 및 반응생성물을 물배출조와 소듐배출조로 신속하게 배출하기 위해 증기발생기의 소듐 배출배관 파열판 면적, 소듐배출조의 가스 방출배관 직경, 물배출조의 기체 방출배관 직경, 증기발생기의 물 배출배관 직경 등을 설정하기 위한 계산을 수행하였다. 이를 바탕으로 대규모 물 누출 사고 발생 시 증기발생기 내 유체 배출 소요시간 및 압력거동 해석을 수행하였고, 증기발생기 물 배출배관 격리밸브의 차단 설정압력 등의 설계인자를 도출하였다. 본 연구에서 도출된 설계인자들은 소듐냉각고속로 원형로 소듐-물 반응 압력완화계통 설계에 기초자료로 활용할 예정이다.

• 기계저널
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• 제51권12호
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• pp.51-54
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• 2011

이 글에서는 제4세대 원자로로 다시 부각되고 있는 소듐냉각고속로(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)의 활용성, 계통설계 구성 및 공학적 안전설비에 대하여 가압경수로(PWR: Pressurized Water Reactor)와의 차이점을 위주로 소개한다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제10권2호
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• pp.117-124
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• 2016

본 연구에서는 디지털 의료용 X선을 이용하여 소듐냉각고속로 금속연료봉 내부의 소듐 충전상태를 평가하고자 하였다. 의료용 X선은 디지털방사선(digital radiography, DR)시스템을 사용하였다. 최상의 공간분해능을 도출하기 위해 X선관의 초점크기와 디지털영상후처리 방법을 변화시켰다. 이때 텅스텐을 이용한 에지방법의 변조전달함수(modulation transfer function, MTF)를 사용하여 선예도(0.5 MTF)와 해상도(0.1 MTF) 를 평가하였다. 그 결과 소초점에서 영상후처리의 대조도를 강화시킨 조건에서 3.871 lp/mm (0.1 MTF)와 3.290 lp/mm (0.5 MTF)의 공간분해능을 얻었다. 결론적으로 이러한 결과는 디지털 의료용 X선을 이용하여 소듐냉각고속로 금속연료봉 내부의 소듐 충전상태를 관찰할 수 있었다.

• 비파괴검사학회지
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• 제28권4호
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• pp.364-371
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• 2008

소듐냉각고속로 원자로 내부구조물의 소듐내부가시화를 위한 새로운 웨이브가이드 초음파센서를 개발하였다. 소듐냉각고속로에 적용할 수 있는 웨이브가이드 초음파센서 어셈블리의 구조 설계 개념을 제시하고 그 적용 타당성을 평가하였다. 길이가 10 m인 웨이브가이드 초음파센서 어셈블리를 제작하고 성능평가 시험을 수행하였다. $A_0$ 모드 판파의 장거리 전파 성능을 확인하였으며, 수중 C-스캔 분해능 성능시험을 수행하여 웨이브가이드 초음파센서의 적용 가능성을 실험적으로 검증하였다.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제55권2호
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• pp.170-179
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• 2017

본 논문은 소듐냉각고속로 원형로 소듐-물 반응 압력완화계통의 급수배출부와 수소방출부의 설계요건 도출을 목적으로 한다. 증기발생기 전열관 누설에 의한 소듐-물 반응 발생 시, 증기발생기 내의 급수 증기를 신속하게 배출하는 조건을 도출하기 위해 급수덤프탱크 가스방출배관의 단면적과 증기발생기 급수배출배관의 수직길이를 변화시켜 연구를 수행하였다. 정상운전과 재장전운전에 대해 각각 계산을 수행하여 급수덤프탱크 가스방출배관의 단면적과 증기발생기 급수배출배관의 수직길이를 결정하였다. 정상운전 조건에서 소듐-물 반응 발생 시, 생성물인 수소에 의해 형성되는 과압이 소듐덤프탱크의 설계압력을 만족시킬 수 있도록 하는 가스방출배관의 직경을 도출하였고, 이 때 대기로 방출되는 수소의 유량과 농도를 계산하였다. 본 논문의 계산결과는 향후 소듐냉각고속로 원형로의 소듐-물 반응 압력완화계통의 설계요건으로 활용될 예정이다.

• 비파괴검사학회지
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• 제30권4호
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• pp.338-344
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• 2010

웨이브가이드 초음파센서를 적용하여 소듐냉각 고속로 KALIMER-600의 원자로 노심과 내부구조물의 소듐내부가시화를 수행하는 이중회전 구동 C-스캔 시스템과 소프트웨어 프로그램 Under-Sodium MultiVIEW를 개발하였다. 이중회전 구동 C-스캔 시스템은 KALIMER-600 원자로 헤드의 이중회전 플러그를 모사하여 설계 제작하였으며 웨이브가이드 초음파센서에 초음파 펄스를 송수신할 수 있는 고출력 초음파 시스템과 스캐너 구동 제어 장치를 구축하였다. Under-Sodium MultiVIEW 프로그램은 이중회전 스캐너의 구동을 제어하면서 웨이브가이드 초음파센서에 초음파 신호를 송수신하여 영상 처리를 수행하는 소듐내부가시화 프로그램으로서 LabVIEW 그래픽 프로그램 언어를 기반으로 개발되었다. 이중회전 구동에 의한 수중 C-스캔 성능시험을 수행하여 Under-Sodium MultiVIEW 프로그램의 가시화 성능을 실험적으로 검증하였다.

• 비파괴검사학회지
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• 제32권4호
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• pp.439-447
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• 2012

• 기계저널
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• 제50권3호
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• pp.28-31
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• 2010

이 글에서는 제4세대(Generation-IV) 원자로시스템의 자원활용 측면에서 핵연료 주기와 관련하여 새롭게 부각되고 있는 소듐냉각고속로(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)의 개발 목적 및 설계 특성을 기술하고 원자로 구조관점에서 가압경수로(PWR)와 비교 설명한다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2008년도 추계학술대회B
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• pp.3175-3180
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• 2008

A metal-fueled pool-type liquid metal fast reactor (LMFR) provides large margins to sodium boiling and fuel damage under accident conditions. The favorable passive safety results are obtained by both a reactivity feedback mechanism in the core and a passive decay heat removal system. Among the various reactivity feedbacks, the ones by a thermal expansion of a radial dimension of the core and by the control rod drivelines are strongly dependent on the flow conditions in the core and the hot pool, respectively. The effects of multidimensional thermal hydraulic characteristics on these reactivity feedbacks are investigated by the system-wide safety analysis code SSC-K with advanced thermal hydraulics models. Particularly a detailed three dimensional thermal hydraulics reactor core model is integrated into SSC-K for use in a whole system analysis of the passive safety aspects of LMR designs. The model provides fuel and cladding temperatures for every fuel pin in a reactor and coolant temperatures for every coolant sub-channel in the reactor.