• Nuclear Engineering and Technology
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• 제17권4호
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• pp.256-266
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• 1985

냉각재 유량상실 사고가 가압경수형 원자로인 고리 1호기에 대하여 해석되었다. 냉각재 유량 상실 사고는 그 심각도에 따라 다음과 같이 3가지로 분류된다. 즉, 일부 유량 상실사고, 완전 유량 상실 사고, 그리고 펌프 축 고착 사고이다. 사고 해석은 계통 과도 현상 및 평균 노심분석, DNBR 계산, 그리고 고온점 분석의 3단계로 수행된다. 원자로 계통과도 현상 코드인 KTRAN이 본 사고를 빠른 시간에 모사할 수 있도록 개발되었다. DNBR계산을 위해서는 열수력학 코드인 SCAN및 COBRA IV-I가 채택되었으며, 고온점 분석을 위해서는 연료봉 과도 현상 코드인 LTRAN이 쓰였다. 이러한 전산코드 시스템은 과도 현상 해석에 빨리 응답하여야 한다. 왜냐하면 사고가 발생한 후 수 초안에 심각한 상태에 이르기 때문이다. 불행히도 KTRAN코드에 의하여 이러한 목적은 충족되지 않았다. 그러나 다른 계통 해석 코드에 비하여 잔은 계산 시간에도 불구하고 KTRAN에 의한 계산 결과는 FSAR의 결과와 전반적으로 잘 일치함으로써 KTRAN코드가 사고 해석에 유용함이 밝혀졌다.

• 에너지공학
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• 제28권3호
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• pp.26-33
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• 2019

ATLAS와 LSTF 장치에서 수행된 저온관(CL) 파단 13% 및 17% IBLOCA 대응실험들을 비교하고 특히, 핵심 관심 인자인 노심 첨두피복온도(PCT)에 대하여 비교 검토하고 아울러 주요 열수력 현상에 대하여 토론하였다. 비교.검토에서 두 건의 CL 파단 IBLOCA 대응실험들은 PCT 거동에 있어서 꽤 큰 차이를 보이고 있는 것을 확인하였는데 이는 두 장치의 척도 차이로 인한 왜곡현상을 벗어나는 경향을 보이고 있다는 점에서 두 장치의 원자로냉각재계통에 대한 자세한 설계 비교를 수행하였다. 이에 두 장치 사이에 핵연료조정판(FAP) 설계에 있어서 차이가 있다는 점을 확인하였다. 이에 따라 IBLOCA 사고시 Reflux 응축수의 노심 유입에 중요한 역할을 하는 CCFL 관련 무차원직경 값에서도 두 장치에서 매우 다른 차이를 보이고 있다는 점에서 CL 파단 IBLOCA 대응실험에서의 PCT 거동의 현격한 차이를 설명할 수 있는 원인일 수 있는 인자라는 것을 발견하였다. 향후 관련 설계 차잇점을 근거로 더 자세한 검토와 분석을 통해 관련 현상을 이해할 수 있을 것으로 판단된다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.363-368
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• 1998

고리 1호기 주요기기들에 대한 수면평가 과정에서 원자로 압력용기의 중성자 조사취화에대한 잔여수명평가를 정량적으로 수행하였다. 그 결과 가압열충격 기준온도(R $T_{PTS}$)가 운전년수 34년경에 심사기준온도를 초과할 것으로 예측되어 연장운전 추진 시 선결되어야 할 과제로 인식되었다. 이에 따라 USNRC 가압열충격 규제지침서에 의한 상세 가압열충격 평가연구를 수행하고 있다. 본 논문에서는 원자로 압력용기 가압열충격 현상에 대해 간략히 설명하고 가압열충격 평가의 목적과 방법에 대하여 소개하였다. 더불어 현재 수행중인 고리 1호기 원자로 압력용기 가압열충격 평가의 일부로 수행한 계통 열수력해석과 확률론적 파괴역학 해석의 결과를 제시하고 가압열충격 위험도를 완화하기 위한 조치사항들에 대하여 검토하였다.다.

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
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• 한국에너지공학회 1995년도 춘계학술발표회 초록집
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• pp.117-122
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• 1995

원자력의 이용 분야 확대를 위하여 선박용 소형 동력로를 설계하였다. 본 연구에서는 다음의 제한 조건 및 설계 조건을 설정하여 핵적 개념 설계를 수행하였다. 노심의 부피는 국내 제작가능한 VLCC기종 유조선 기관실내에 배치 가능하도록 제한하였고, 선박의 정기 점검 기간에 맞춘 핵연료 재장전 주기 길이, 무붕산 노심 운전, 상용 가압경수로 보다 낮은 선출력과 출력 밀도, MUTSU호와 같은 1차 계통 열수력 조건, 등의 설계 조건을 설정하였다. 울진 3＆4의 핵연료 집합체의 길이만을 짧게 하여 사용하는 것에 대한 타당성 모색을 핵적 개념 설계 목표로 삼았다. 핵연료 집합체의 설계 및 반응단면적 생산은 CASMO-3 코트를, 노심 전체의 분석은 3차원 노달 코드인 KINS-3코트를 사용하였다. 개념 설계 결과, 노심 주기길이 690일을 달성할 수 있는 핵연료 집합체의 농축도와 갯수는 1.88%의 17개, 3.3%의 20개로 결정하였고, F$_{Q}$는 2.833이였고, 운전 상태에서의 감속재 온도 개수는 -24.8 pcm/$^{\circ}C$로 나타나서 한국형 원자로용 핵연료 집합체를 그대로 선박용 원자로에 사용 가능함을 볼 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권1호
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• pp.133-140
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• 1995

본 논문은 가압경수형 원자력발전소내 비고정식 고밀도 사용후 핵연료 저장대의 지진해석을 수행하기 위해 현재 사용되고 있는 해석방법을 검토하고 있다. 석기서는 영광 3, 4호기 및 울진 3, 4호기 계통설계 경험을 통해 한국원자력 연구소가 보유하게 된 해석 기술을 근거로 하여 해석과정과 모델방법 등을 논의하였다. 비고정식 사용후 핵연료 저장대의 해석은 냉각수에 의한 수력학적 커플링 효과, 핵연료와 중성자 흡수체 및 저장대 구조물 사이의 간극에 의한 충돌, 마찰효과, 그리고 강체 미끌어짐 및 기울어짐 등의 복잡한 현상들을 고려해야 한다. 이러한 모델링 변수들에 대하여 현재의 방법과 규제기관의 추천사항을 비교, 검토하였으며 해석방법 개선 및 최근의 기술적 관심사항들에 대하여 논의하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.627-632
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• 1997

FLECHT-SEASET 실험을 이용하여 냉각재상실사고시 Reflood에 대한 TRAC-PF1 전산코드의 예측 능력을 평가하였다. FLECHT-SEASET 실험 장치는 3.657m(12 ft) 높이 161개 전열 봉으로 이루어 져 있으며, 다양한 재관수율, 계통압력, 초기 피복재온도, 재관수온도 노심내 반경방향 출력분포 둥의 조건에 따라 수행된 실험이다. TRAC-PF1은 비균질 비평형 이상유동 열수력(Nonhomogeneous Non-equilibrium Two-Fluid Hydrodynamic)모델을 사용하고 원자로 압력용기는 3차원으로 모델할 수 있는 최적전산코드로서, 이 평가 계산에는 HP Version이 사용되었다. 본 연구에서는 재관수율 변화에 따라 달라지는 연료봉 최대 피복재온도와 Quench 시간에 대한 TRAC-PF1 전산코드의 예측 능력을 중점적으로 평가하였다. 계산 결과 TRAC-PF1은 최대 피복재온도는 약 20-100$^{\circ}$K 낮게, Quench 시간은 실험치와 비교하여 약 40-150초 정도 늦게 예측하는 것으로 나타났는데, 재관수율이 낮을수록 최대피복재 온도는 낮게, Quench 시간은 늦게 예측하는 경향을 보이고 있다. 또한 재관수율이 3 in/sec 이상에서 노심 상부가 일찍 Quenching 되는 것으로 계산되는데, 이는 노심상부 열전달 Regime의 부적절한 계산이 원인으로 보인다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(4)
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• pp.523-528
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• 1996

원자력발전소는 화력, 수력발전소 및 화학플랜트와는 다르게 안전성을 최우선적으로 고려하여 건설되어야 하므로 이의 설계 및 제작에 코드 및 기술기준이 엄격하게 적용되고 있다. 기술기준은 산업이 발달함에 따라 해마다 개정되고 있는 바, 이를 건설중인 원자력발전소에 반영하기 위해서는 건설공기에 미치는 영향과 설계변경에 따른 기기 제작비용의 상승 등을 고려하여야 한다. 1995년 및 1996년부터 상업운전을 시작한 영광3호기 및 4호기와 현재 건설중인 울진3,4호기 원자로 계통설계에는 개정된 최신 기술기준이 거의 적용되지 않았으며, 설계에 반영하여야 할 필요성이 대두되거나 흑은 규제기관의 요구에 의하여 변경된 기술기준을 적용하여야 할 경우 사업자를 포함한 국내 관련사간의 혐의를 통하여 타당성을 평가한 후 설계를 변경하는 것이 일반적인 관례였다. 본 논문에서는 원자력발전소 설계의 기술기준 적용일 결정에 대한 법적 요건 및 국내외 기술기준 적용일 사례를 살펴보고, 원자력발전소 설계에의 기술기준 적용일 결정의 필요성과 기술기준 적용일을 결정하여야 할 경우 적절한 기술기준 적용일 선정방법 등을 분석하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.789-794
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• 1998

중대사고 해석 전산 코드 국산화의 필요성이 대두되고 있는 이때 우리가 개발해야 할 코드의 요건을 다음 여섯 가지로 정리하였다: 1) 종합적인 해석 코드. 2) 1차계통과 격납건물 모사 능력의 유연성, 3) 자세한 발전소 거동 모사, 4) 사용자 편의성, 5) 개선 및 새로운 모델 접목의 용이성. 그리소 6) 최신 모델 포함. 이런 관점에서 기존의 중대사고 해석코드를 분석한 결과 코드 개발의 기준 코드로 MELCOR를 선정하였다. MELCOR는 계통 모사의 유연성 때문에 상용 발전소 뿐만 아니라 앞으로 개발 계획 중인 차세대나 중소형 원자로까지도 확장이 가능하며, 상세한 열수력 기본 지배 방정식을 활용하고. 모델 분석 및 개선에 필요한 코드에의 자유로운 접근이 허용되며, 지속적인 코드 개선이 이루어져 최신 모델을 보유하고 있다. 이미 MELCOR는 상당한 수준의 결과를 예측하고 있기만. 노심 손상 모델을 개선하고 격납건물 안에서의 주요 현상 모사 모델을 추가하며. 또한 국내에서 이루어지고 있는 SONATA 실험이나 증기 폭발 실험 결과들을 MELCOR에 반영하는 것이 가급적 짧은 시간에 기술 자립을 이를 수 있는 방법으로 판단된다.

• 한국유체기계학회 논문집
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• 제10권2호
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• pp.41-45
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• 2007

The shutoff unit was designed to provide rapid insertion of neutron absorbing material into the reactor core to shutdown the reactor quickly and also to withdraw the absorber slowly to avoid a log-rate trip. Four shutoff units were installed on the HANARO reactor but the half-core test facility was equipped with one shutoff unit. The reactor trip or shutdown is accomplished by four shutoff units by insertion of the shutoff rods. The shutoff rod(SOR) is actuated by a directly linked hydraulic cylinder on the reactor chimney, which is pressurized by a hydraulic pump. The rod is released to drop by gravity, when triplicate solenoid valves are de-energized to vent the cylinder. The hydraulic pump, pipe and air supply system are provided to be similar with the HANARO reactor. The shutoff rod drops for 647mm stroke within 1.13 seconds to shut down the reactor and it is slowly inserted to the full down position, 700mm, with a damping. We have conducted the drop test of the shutoff rod in order to show the performance and the structural integrity of operating system of the shutoff unit. The present paper deals with the 647mm drop time and the withdrawal time according to variation of the pool water temperature, the water level and the core flow.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제24권3호
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• pp.274-284
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• 1992

가압경수로 최적 열수력 분석용 전산코드인 CATHRE의 모델 평가를 위하여 가압경수로의 가상 냉각재 상실사고시 원자로 용기내의 유동현상을 모의한 1/15축소의 CREARE 실험을 모의 계산하였다. 이 실험에서 주요변수들은 비상노심 탱각재 주입량과 아냉정도 그리고 계통압력 및 노심에서 발생되는 증기유량이지만. 본 연구에서는 우선 Downcomer에서 역방향유동의 정성적 분석에 촛점을 맞추었다. 모의 계산 결과와 실험 결과를 비교할 때 정량적인 값 뿐 아니라 변화의 경향에서도 차이가 나타난 것은 주로 적절하지 못한 일부의 수치해석 모델과 상간의 계면마찰 때문으로 판단된다. 따라서 매개변수적 민감도 분석을 통하여 CATHARE 전산코드의‘VOLUME’에 접한 접합점에서 운동량 보존방정식의 상세연구 혹은 다차원 분석을 통해서 이 경우의 물리적 현상을 보다 현실적으로 나타낼 수 있다는 결론을 얻었다.