• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.17 no.1
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• pp.15-28
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• 2019

In accordance with the decommissioning plan for the Kori Unit 1 NPP, the reactor coolant system will be chemically decontaminated as soon as possible after permanent shutdown. This study developed the chemical decontamination process though the development project of decontamination technology of reactor coolant system and dismantled equipment for NPP decommissioning, which has been carried out since 2014. In this study, Oxidation/reduction process was conducted using system decontamination process development equipment of lab scale and was divided into unit and continuous processes. The optimal process time was derived from the unit process, and decontamination agent and the number of process were derived through the continuous processes. Through the unit process, the oxidation process took 5 hours and the reduction process took 4 hours. As optimum decontamination agent, the oxidizing agent was $200mg{\cdot}L^{-1}$ Permanganic acid + $200mg{\cdot}L^{-1}$ Nitric acid and the reducing agent was $2000mg{\cdot}L^{-1}$ Oxalic acid. In the case of the number of processes, all oxide films were removed during the two-cycle chemical decontamination process of STS304 and SA508. In the case of Alloy600, all oxide films were removed when chemical decontamination was performed for three cycles or more.

• Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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• v.12 no.3
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• pp.271-279
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• 1999

본 연구에서는 국내에서 가장 취약할 것으로 예상되는 원자력 발전소에 가압열충격 사고를 유발할 수 있는 주증기관 파단사고를 가정하여 열수력 해석과 파괴역학 해석을 수행하였다. 원전수명관리연구의 일환으로 계통열수력 해석 및 혼합열유동 해석에 의하여 구한 냉각제의 온도와 압력의 이력 및 용기의 재질성분으로부터 용기의 응력확대계수와 파괴인성치를 계산하고 이들을 비교하여 균열의 진전여부를 판단하여 형상계수가 1/6인 표면균열이 견딜 수 있는 최대 기준무연성천이온도를 결정하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.48-54
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• 1995

피동 및 고유안전 개념을 중점적으로 적용하고 운전유연성을 극대화하는 설계특성을 갖는 신형 원자로 노심개념 설정연구를 수행하였다. 노심의 출력은 피동안전개념 등과 같은 신기술의 적용이 용이하도록 600MWe급의 중·소형으로 설정하였다. 신형원자로는 무붕산 저출력밀도 노심개념을 채택하여 원자로 계통의 단순화와 낮은 선출력밀도로 원자로의 안전여유도가 제고될 수 있는 것으로 판단된다. 또한 모든 운전영역에서 음의 감속재 반응도계수가 보장되고 사각형 격자에 비해서 더 큰 값을 나타내므로 원자로의 고유안전성과 향상된 운전성능을 보장할 수 있다. 육각형 집합체내의 핵연료봉 직경 및 봉간거리에 대해 열수력적 관점에서 최적화 계산을 수행한 결과, 참조 모형으로 선정한 핵연료 집합체는 와이어랩 지지격자를 사용할 경우 열수력적으로 최적 설계치에 가까운 것으로 분석되었다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2011.07a
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• pp.770-771
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• 2011

발전사업자는 한국전력거래소(KPX)의 급전지령을 원활히 수행하기 위해 EMS(Energy Management System) RTU를 설치하고 있다. 한국수자원공사는 수력발전소에 전기판넬 형식의 EMS RTU 대신 컴퓨터 기반의 가상(Virtual) EMS RTU를 설치하여 기존의 RTU방식에 비하여 설비 면적을 대폭 줄였으며, 설비 변동에 따른 감시제어 데이터의 수정시 하드웨어적인 작업을 소프트웨어적으로 간단하게 처리할 수 있다. 그래서 가상 EMS RTU는 발전통합운영시스템(GIOS)을 실시간으로 운영, 감시하여 장애를 신속히 복구함으로써 중앙급전소 발전기 원격운전 응답 특성을 향상시켜 전력계통의 안정적인 운영에 크게 기여하고 있다.

• Journal of Industrial Technology
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• v.26 no.B
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• pp.145-155
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• 2006

High level of reliability in facility operation is specifically required these days. The goal of this study is to secure a methodology for reliability analysis of hydro-power plant so that an appropriate decision for operation and investment can be made. Fault tree analysis of water supply system within hydro-power plant has been performed in this study. We briefly examined the electric power generation facility and water supply system. We then developed fault tree for the water supply system based on failure modes and effects analysis. We conclude this study and provided future research areas.

• Journal of Industrial Technology
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• v.26 no.B
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• pp.135-144
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• 2006

The significance of hydro-power plant is increasing in its public roles such as flood control and water supply as well as electric power production. Even if high level of reliability in facility operation is required, no specific reliability research has been made. This specifically stems from the lack of technology and research investments. The eventual goal of this study is to secure a methodology for reliability analysis of hydro-power plant so that an appropriate decision for operation and investment can be made. Specific effort was put to develop a reliability model for water supply system within hydro-power plant. For this study, we briefly examined the overview of the hydro-power plant including the electric power generation facility system. We then discussed the facility reliability analysis methodology for hydro-power plant. Based on rigorous examination of the water supply system and components roles, we drew major failure modes for each component and examined their effects.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.699-706
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• 1998

한국원자력연구소에서는 원자력중장기연구의 일환으로 한국형 표준원전을 모의하는 종합열수력실증실험을 계획하고 있으며, 현재 실험장치에 대한 척도해석(Scaling Analysis), 예비해석(Scoping Analysis) 및 개념설계를 수행하고 있다. 본 논문에서는 영광 3/4호기를 대상으로 척도해석을 통하여 실험장치를 개념설계하고, 저온관 6인치 소형냉각재 상실사고에 대하여 예비해석을 수행한 결과를 보여준다. 개념설계된 실험장치는 높이비가 참조원자로와 동일하고, 체적비가 1/200이다. 실험장치의 개념설계는 이상유동에 대한 3단계 척도법을 적용하였으며, 개념설계의 타당성을 입증하기 위해 RELAP5/MOD3.1 코드를 사용하여 정상상태 및 저온관 6인치 소형냉각재 상실사고시 계통의 거동을 예비 계산하였다. 실험장치에 대한 예비해석결과 사고 거동이 참조원자로와 잘 일치하는 것으로 나타났다. 또한 수평관 및 주냉각재펌프의 척도기준이 사고의 진행과정에 영향을 미치는 중요한 인자로 밝혀졌다

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.596-602
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• 1998

한국의 차세대 원자로 (Korean Next Generation Reactor; KNGR)에 처음 적용되는 격납건물내에 설치된 재장전수조 (In-Containment Refueling Water Storage Tank; IRWST)는 기존 재장전수조의 기능외에 주입모드에서 재순환 모드를 전환생략, 일차계통으로 방출된 고온, 고압 냉각수의 응축 및 냉각 격납용기 방사능 오염방지, 원자로 동공층수 등 여러 가지 추가 기능을 가진 한층 진보된 설계개념이다. 발전소 천이사고 시 발생하는 Pipe Clearing, 응축진동 현상(Condensation Oscillations), Chugging 등의 열수력 현상들이 방출증기의 유동 및 가속도와 관련해 항력과 응력, 압력진동 등을 일으켜 IRWST 구조물에 영향을 미칠 수 있기 때문에 IRWST를 처음으로 시도하는 우리 나라로서는 이와 관련된 제반현상에 대한 심도 깊은 연구가 요구된다. 따라서 본 연구에서는 원자력 발전소 과도로 인한 가압기 안전밸브(Pressurizer Safety Valve) 또는 안전감압밸브(Safety Depressurization Valve) 작동시 IRWST로 방출되는 유체로 야기되는 하중 예측 모델을 기존의 BWR의 응축수조(suppression Pool)에서 일어나는 각종 현상을 토대로 이론적으로 체계적으로 유도하여 이를 비교, 분석하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.5
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• pp.687-700
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• 1995

The thermal-hydraulic transient analysis of the proposed CANDU-9 plant was peformed. Several major transients ore analyzed if they meet the heat transport system design requirements. The proposed heat transport system configuration and the preliminary sizes of system equipment are justified by analysis in terms of the fuel integrity and the high system pressure limit during transients. The compliance with AECB R-77 requirements for CANDU-9 reactor was estimated. The analysis results showed that for each postulated accident the peak pressure values in the reactor headers are within the acceptance criteria given in ASME code requirements and the fuel overheating is prevented. One pump start-up during the reactor start-up operation was analyzed to investigate the How reversal through the fuel channel, which is specific in the proposed CANDU-9 plant.

• Proceedings of the Korean Professional Engineer Association Conference
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• 1996.12a
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• pp.76-102
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• 1996

북한은 전력부족난과 전기품질의 저하로 인하여 주요 생산기업에 지장을 주고 있으며, 노후 발전소의 성능저하도 함께 진행되고 있는 것으로 추정된다. 이에 대한 적절한 대책이 없는 한 그 상황은 더욱 악화될 전망이다. 한반도 에너지 개발기구(KEDO)가 추진하고 있는 경수로 원자력 발전기가 6～7년 후에 준공된다고 해도 이처럼 불안정한 전력계통에 병입되어 원활한 운전이 가능할런지 기대하기 곤란하다. 이러한 실정에서 \circled1 전력부족으로 주파수가 저하될 때 우선 순위가 낮은 부하를 제한하는 자동 부하제한 방식을 포함한 자동 주파수 제어 계통개선 \circled2 기존발전소 성능과 이용을 향상을 위한 재가동(Repowering) 등의 리 엔지니어링 \circled3 가스터빈 복합화력과 열병합발전(Co-generation) 등과 같이 건설기간이 짧고 비용이 적게 들며 송전 설비 건설도 불필요한 분산형 전원의 건설 \circled4 수력발전소와 조력발전소의 건설 \circled5 양수발전 등 전력에너지 저장설비의 개발 \circled6 송전전압격상과 배전방식개선 및 종합전력정보시스템 구축 \circled7 남ㆍ북한 전력계통 내지는 동북아시아 전력계통을 연계하는 평화망사업(Peace Network Project)등의 추진이 경수로 사업에 선행되어야 한다. 특히 러시아, 중국, 한국, 일본의 발전 에너지원 분포와 년간 부하곡선을 고려할 때 동북아시아 전력계통의 연계는 관련국 상호간에 에너지 환경과 경제적 측면에서 상당한 이득과 안정성을 강화해 줄 것이며, 기술발전과 평화공존에 크게 기여 할 것이다. 이를 위하여 관련국의 전력계통연계 전문가들이 참여하는 남\ulcorner북한전력 계통연계연합회(Co-Pia ; Co-rea Power Systems Interconnection Association)와 동북아지역전력 계통연합회(Near Pia=North-Eastern Asia Region Power Systems Interconnection Association)의 구성을 제안하는 바이다. 주요용어(Key Words): 자동주파수 제어(AFC), 리엔지니어링(Re-Engineering), 분산형 전원(Dispersed Generation System), 전력저장(Power Storage), 부하조절기(Load Conditioner), 수요관리(DSM) 연계(Interconnection), 인터시스템(Intersystem), 통합자원계획(IRP), 안전성 강화(Security Enhancement), 전력시장개방(Electricity Free Maket), 통일비용(Unification Expense, Unification Cost), 남ㆍ북한전력계통연계연합회(Co-Pia), 동북아지역전력 계통연계연합회(Nea,-Pia).