• 한국지진공학회논문집
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• 제11권3호
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• pp.73-86
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• 2007

본 논문에서는 제4세대 소듐냉각고속로(Sodium-Cooled Fast Reactor)의 후보 노형으로 선정된 KALIMER-600에 대한 단순 지진해석모델을 개발하고 시간이력 지진응답해석을 수행하여 수평 면진설계(Seismic Isolation) 기술이 적용된 원자로건물의 주요기기 및 구조물에서의 지진응답 성능을 분석하였다. 개발된 단순 지진해석모델은 원자로건물, 원자로시스템, 주요 기기, 중간 열전달계통 배관, 그리고 면진장치를 포함하며 각각은 상세 유한요소해석을 통한 동특성 비교검증을 통하여 정확성을 검증하였다. 안전정지기준 0.3g의 설계인공지진 하중에 대한 시간이력 지진응답해석을 수행하여 면진설계와 비면진 설계조건에 따른 원자로 주요 부위에서의 층응답스펙트럼을 비교분석한 결과 KALIMER-600의 면진성능이 우수한 것으로 나타났다.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2009년도 제40회 하계학술대회
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• pp.2263_2264
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• 2009

원자력은 나라의 기저전력을 책임지는 대표적인 발전소다. 시간이 지남에 따라 에너지 수요는 증가하지만 원자력 에너지의 연료인 우라늄은 고갈이 되어가고 있다. 그 해결책으로 고속로 기술에는 소듐 냉각 고속로, 건식처리 방법으로는 파이로프로세싱이 있다. 이 기술로 사용 후 원전연료를 재처리하여 불가 수 십년에 불가한 원전문제를 수 천년으로 늘릴 수 있다. 하지만 우리나라는 사용 후 원전연료에 대해 정책방향이 결정되지 않았으며, 지역단체, 환경단체 등의 단체에서의 반대도 만만치 않을 것이다. 원전연료 관리 정책이 결정되어 국가 에너지안보의 기틀을 마련해야 할 것이다.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제52권3호
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• pp.279-288
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• 2014

원자력발전은 국가의 안정적인 에너지 공급원 및 저탄소 발생 에너지원으로써 기능을 해왔으나, 원자력발전에 필수적으로 발생하는 사용후핵연료 축적이라는 큰 숙제를 안고 있다. 이를 해결하기 위한 방법 중의 하나가 파이로프로세싱과 소듐냉각고속로를 연계한 사용후핵연료의 재활용이다. 용융염 전해공정을 이용하는 파이로프로세싱은 사용후핵연료에 존재하는 장 반감기 고독성 원소와 고방열 핵종을 분리하여 고준위 폐기물을 줄이면서도 고속로의 원료물질을 공급하고, 소듐냉각고속로에서는 이를 이용하여 전력을 생산한 후 다시 그 사용후핵연료를 파이로프로세싱에서 원료물질로 가공하는 개념이다. 파이로프로세싱의 전단부에 해당하는 전해환원 공정은 산화물 형태의 사용후핵연료를 금속으로 전환시켜 후속 공정인 전해정련공정에 금속을 공급하는 역할을 한다. 파이로프로세싱을 위한 전해환원 공정의 상용화를 위해서는 고용량, 고효율의 시스템 개발이 요구되므로 양극과 음극에서 공정 속도의 영향을 미치는 인자를 연구하였다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제12권1호
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• pp.93-100
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• 2016

Since the sodium-cooled fast reactor is operated in a hostile environment due to the use of liquid sodium as its coolant, advanced techniques for in-service inspection are required to periodically verify the integrity of the reactor. This paper presents the development of in-service inspection techniques for Proto-type Generation IV Sodium-cooled Fast Reactor. First, the 10 m long plate-type ultrasonic waveguide sensor has been developed for in-service inspection of reactor internals, and its feasibility was verified through several under-water and under-sodium experiments. Second, the combined inspection system for in-service inspection of ferromagnetic steam generator tubes has been developed. The remote field eddy current testing and magnetic flux leakage testing can be conducted simultaneously by using the developed inspection system, and the detectability was demonstrated through several damage detection experiments. Finally, the electro-magnetic acoustic transducer which can withstand high temperature and be installable in the remote operated vehicle has been developed for in-service inspection of the reactor vessel, and its detectability was investigated through damage detection experiments.

• 원자력산업
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• 제34권3호
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• pp.39-43
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• 2014

한국원자력연구원에서는 사용후핵연료 관리 방안의 일환으로 파이로 공정 기술을 개발하고 있다. 파이로 기술은 PWR 사용후핵연료를 처리함으로써 사용후핵연료의 부피, 방사성 독성, 열부하 및 처분장 면적 등을 감소시킬 수 있을 뿐 아니라, TRU 핵종들을 함께 회수하여 소듐냉각고속로의 금속 연료로 제공이 가능하므로 핵저항성과 핵연료의 재활용률을 증대시킬 수 있다는 장점을 가지고 있다. 한국원자력연구원에서 개발되고 있는 파이로 공정 기술에 대해 전처리 공정에서부터 마지막 폐기물 처리 공정에 이르기까지의 공정 기술에 대해 설명하고 이와 관련된 연구 시설인 DFDF 시설과 ACPF 시설, 그리고 공학 규모 파이로 일관 공정 시험 시설인 PRIDE 3) 시설의 개발 현황을 설명하고자 한다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제12권1호
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• pp.107-114
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• 2016

Four cylindrically shaped IHXs(Intermediate Heat Exchangers) are installed in the PHTS(Primary Heat Transfer System) of the PGSFR(Prototype Gen IV Sodium cooled Fast Reactor). As for the IHX, the temperature difference of structure is inevitable result caused by heat transfer between primary coolant sodium and IHTS(Intermediate Heat Transport System) sodium. It is necessary to evaluate the high temperature structural integrity of IHXs which operate at the elevated temperature condition over the creep temperature. In this paper, the high temperature structural integrity of IHX under assumed loading conditions has been reviewed according to ASME code.

• 한국전산유체공학회지
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• 제21권3호
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• pp.8-14
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• 2016

A numerical analysis is conducted to estimate the core expansion and the energy behaviors induced by a core disruptive accident in a sodium-cooled fast reactor. The numerical formulation based on underwater explosion theory is carried out to simulate the core explosion inside the reactor vessel. The transient pressure, temperature and expansion of the core are examined by solving the equation of state and nonlinear governing equation of momentum conservation in one-dimensional spherical coordinates. The energy balance inside the computation domain is examined during the core expansion process. Heat transfer between the core and the sodium coolant, and the bubble rise during the expansion process are briefly investigated.

• 대한기계학회논문집B
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• 제34권11호
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• pp.991-998
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• 2010

소듐냉각 고속로 내부기기 배치 변경에 의한 초기냉각 성능변화를 검토하기 위하여 중간열교환기의 수직배치가 다른 3개의 원자로를 대상으로 COMMIX-1AR/P 코드를 활용한 다차원 해석을 수행하였다. 원통좌표계의 중심축을 기준으로 원주방향의 1/4 부분만을 모델링하고 정상상태 및 과도상태 분석을 수행하여 IHX 수직배치 변화가 초기 냉각 특성에 미치는 영향을 분석하였고, DHX를 통한 후기 냉각 모드 개시 시점에 미치는 영향도 분석하였다. 분석 결과 IHX 수직배치 상승은 원자로 풀내부 자연 순환 유량을 증가시켜 초기 냉각과정에서 노심 최고 온도의 급격한 상승을 방지할 수 있으며, 초기냉각 성능을 향상시키기 위한 관성회전차의 가용설계재원의 범위도 확대시킨다. 또한 IHX 수직배치 상승은 후기냉각모드에 큰 영향을 주지 않으면서 초기냉각성능의 향상에 기여할 수 있을 것으로 사료된다.

• 한국전산유체공학회지
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• 제13권3호
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• pp.21-27
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• 2008

The reactor head of a sodium-cooled fast reactor KALIMER-600 should be cooled during the reactor operation in order to maintain the integrity of sealing material and to prevent a creep fatigue. Analyzing turbulent natural convection flow in the cover gas region of reactor vessel with the commercial CFD code CFX10.0, the cooling requirement for the reactor head and the performance of the insulation plate were assessed. The results showed that the high temperature region around reactor vessel was caused by the convective heat transfer of Helium gas flow ascending the gap between the insulation plate and the reactor vessel inner wall. The insulation plate was shown to sufficiently block the radiative heat transfer from pool surface to reactor head to a satisfactory degree. More than $32.5m^3$/sec of cooling air flow rate was predicted to maintain the required temperature of reactor head.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제12권1호
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• pp.134-140
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• 2016

The Control Rod Assembly (CRA) controls the reactor power by adjusting its position in the reactor core during normal operation and should be quickly inserted into the reactor core by free drop under scram condition to shut down chain reactions. Therefore, the drop time of the CRA is one of important factors for the safety of the nuclear reactor and must be experimentally verified. This study presents the drop performance test of the CRA which has been conceptually designed for the Proto-type Generation IV Sodium-cooled Fast Reactor. During the test, the CRA was free dropped from a height of 1 m under different flow rate conditions and its drop time was measured. The results showed that the drop time of the CRA increased as the flow rate increased; the average drop times of the CRA were approximately 1.527 seconds, 1.599 seconds and 1.676 seconds at 0%, 100% and 200% of design flow rates, respectively.