• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2006.07a
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• pp.402-403
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• 2006

이 논문은 캄보디아 전력산업의 현황과 캄보디아 정부를 대상으로 진행하고 있는 장기전원개발계획 수립 자문용역의 주요 결과를 소개한다. 현재 캄보디아는 수도인 Phnom Penh 지역에만 일부 계통망이 구축되어 있을 뿐 전국적인 계통망이 구축되어 있지 않아 매우 제한적인 전력사용이 이루어지고 있다. 하지만, 향후 2012년까지 전국 주요 지역을 연결하는 송전계통망의 구축이 완료되고, 인근국가인 태국, 베트남, 라오스와의 계통망 연계, 대용량 수력발전설비의 건설이 완료되면 규모의 경제가 확보되어 전력 사용에 대한 환경이 크게 개선될 것으로 예상된다. 이러한 전원개발계획을 위하여 WASP전산모형을 사용하여 구한 결과를 제시한다. 캄보디아 계통망에 연결된 전체 설비용량은 '05년말 220MW에서 '24년 2,090MW로 연평균 15%씩 증가할 것으로 예상된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.10a
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• pp.157-157
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• 1998

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.10a
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• pp.193.1-193
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• 2001

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2004.05a
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• pp.163.2-163.2
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• 2004

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.10a
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• pp.192-192
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• 2001

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.726-731
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• 1997

중대사고시 핵연료와 핵분열생성물의 거동을 파악하기 위한 PHEBUS FPT-1실험을 MELCOR 코드로 해석함으로써 코드의 모의 능력 및 실험의 최근 연구 동향과 측정의 타당성을 파악할 수 있었다. 노심을 포함한 전 계통의 열수력 거동에 대한 모의 결과는 측정 자료와 비교ㆍ분석하여 매우 타당한 결과를 얻은 것으로 판단되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2002.10a
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• pp.209.1-209
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• 2002

• JOURNAL OF ELECTRICAL WORLD
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• no.12 s.14
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• pp.30-41
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• 1968

이자료는 1968년 5월 30일$\~$6월 6일에 걸쳐 싱가포르에서 개최된 ECAFE의 제11회 에너지자원$\cdot$전력소위원회에 제출된 것으로서 ECAFE사무국이 작성한 것이다. ECAFE지역 각국의 발전설비(수력발전소, 화력발전소, 가스$\cdot$터어빈, 원자력발전소), 발전전력량, 연료문제, 송전계통 및 전력소비에 관해서 그 개요를 간결하게 기술한 것이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2003.10a
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• pp.81.2-81.2
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• 2003

• Journal of Energy Engineering
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• v.28 no.4
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• pp.103-110
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• 2019

The domestic innovative power reactor named iPOWER will employ the passive molten corium cooling system(PMCCS) to cool down and stabilize the core melt in the severe accident. The final design concept of the PMCCS is yet to be determined, but the in-vessel retention through external reactor vessel cooling has been also considered as a viable strategy to cope with the severe accident. In this study, the two-phase natural circulation flow established between the reactor vessel and the insulation was simulated using a thermal-hydraulic system code, MARS-KS. The flow path of cooling water was modeled with one-dimensional nodes, and the boundary condition of the heat load from the molten core was defined to estimate the naturally-driven flow rate. The evolution of major thermal-hydraulic parameters were also evaluated, including the temperature and the level of cooling water, the void fraction around the lower head of the reactor vessel, and the heat transfer mode on its external surface.