• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.1067-1074
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• 1995

현재 상용규모 이상의 재처리시설을 보유하고 있거나 건설중인 국가는 5개국이며, 이들의 재처리 용량은 약 5,000톤/y에 이른다. 또한 프랑스 등 5개국이 현재 총 440톤/y의 혼합핵연료 가공시설을 보유하고 있으며, 영국, 일본 등이 대규모 시설을 추가로 건설중에 있다. 재순환 산업이 성숙되어 감에 따라 2005년 경에는 전 세계적으로 누증되어 가고 있는 플루토늄 재고상황도 안정될 것이다. 앞으로 경수로가 혼합핵연료 이용의 중심 역할을 하는 가운데 고속증식로 및 신형전환로 등에의 이용도 확대될 것으로 보인다. 이제까지 총 32기의 경수로가 혼합핵연료를 사용한 실적이 있는데, 플루토늄의 수급 상황을 감안 할 때 2005년경에 가면 68기 정도의 경수로에 혼합 핵연료의 사용이 요구된다. 플루토늄 자체가 유용한 에너지원일 뿐 아니라, 이의 소진 문제도 전 세계적으로 큰 부담이 되고 있는 만큼 사용 후 핵연료사용 확대는 당연한 요구이다. 이를 위해서는 재 순환 하부구조의 확충과 함께 이에 대한 대중의 거부감을 불식시키는 한편, 각국 정부는 안정적 인허가 환경을 조성함으로써 대규모 투자를 보장할 수 있는 여건을 마련해야 할 것이다.

• 원자력산업
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• 제4권6호통권22호
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• pp.86-96
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• 1984

원자력선진국에서의 방사성물질, 특히 핵연료물질의 수송이 활발화되고 있으며 수송물의 종류도 핵분열성원료물질에서 경수로용 신연료, 사용후 핵연료로 다양화되고 있어, 이에 대응한 수송용기의 개발, 사고대책의 정비에 만전을 기하는 노력이 경주되고 있다. 그러나 앞으로는 신형로용 핵연료와 여러 가지 폐기물의 수용이 가해질 것이므로 이를 위한 수송시스템의 개발과 긴급시 대책검토도 이루어져야 할 것이다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
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• pp.258.2-258
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• 2002

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.592-599
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• 1997

중대사고관리 전략의 하나로서 피동형-설계에 적용되고 있는 용기내부보존(IVR)기념 - 이 논문에서는 실제적으로 원자로 압력용기벽 외부냉각(ERVC)방법을 사용한다 -이 규제측면에서는 용융물의 냉각가능성 쟁점의 해결이라는 문맥에서 조감되었다; 기술측면에서는 IVR개념의 신빙성 및 유융성이 언급되었다. 덧붙여서, 이 ERVC방법들이 개량형-설계에 적용되기 위하여 요구되는 점들이 규제측면과 기술측면에서 각각 검토되었다. 이 검토결과의 바탕위에서 용융물 냉각가능성/급냉가능성의 쟁점과 관련하여 전력연구원(KEPRI) 신형원전개발센타(CARD)에서 개발중인 한국차세대원전(KNGR)-설계에서 선택될 수 있는 대안적 전략들이 제안되었다: (1) 전략1A: 젖은공동방법의 신빙성에 기반을 두는 것; (2) 전략1B: 젖은공동방법/격납건물건전성에 기반을 두는 것; (3) 전략2A : ERVC방법의 신빙성에 기만을 두는 것, (4)전략2B: ERVC방법/격납 건물건전성의 균형된 접근법에 기반을 두는 것. 마지막으로, 신형-설계적용의 관점에서 각각 규제측면과 기술측면에서 본 현황파악 및 대책마련의 권고사항이 제시되었다.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2010년도 추계학술대회 논문집
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• pp.433-438
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• 2010

Reactor vessel internals comprehensive vibration assessment program(RVI CVAP) is one of the necessary tests to ensure the safety of nuclear power plants. RVI CVAP of U.S. Nuclear Regulatory Commission Regulatory Guide 1.20(U.S. NRC R.G. 1.20) consists of the analysis, measurement, and inspection. One of the core technologies of the measurement program for RVI CVAP is to select suitable sensors. We analyzed RVI design data of Palo Verde nuclear generating station(U.S.) and Yonggwang nuclear generating station(Korea) and investigated measuring sensors used in both of them; moreover, we investigated sensors used for measurement of RVI CVAP for the last 20 years throughout the world. Based on these results, we selected the most suitable sensors for RVI CVAP in Advanced Power Reactor 1400(APR1400).

• 한국산업경영시스템학회:학술대회논문집
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• 한국산업경영시스템학회 2002년도 춘계학술대회
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• pp.25-30
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• 2002

The problem of qualitative reliability system is very important issue in the digitalized nuclear power plant, because the failure of its system brings about extravagant economic loss, extensive environment destruction, and fatal damage of human. Therefore this study is to develop the reliability evaluation model through the normalized scoring model by the quantitative and qualitative factors considering the advanced safety factors In the Advanced Pressurized water Reactor 1400MWe(APR 1400) under uncertainty Especially, the qualitative factors considering the information and human factors for the systematic and rational justification have been closely analyzed. The reliability evaluation model can be simply applied in real fields in order to minimize the industrial accident and human error in the digitalized nuclear power plant.

• 한국소음진동공학회논문집
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• 제21권11호
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• pp.1036-1042
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• 2011

APR1400 RVI CVAP using the non-prototype category II is being conducted to verify integrity of the RVI design and to secure the CVAP technology. The measurement programs are to confirm vibration analysis results for reactor internals during pre-operational and initial startup testing and to determine the safety margin. One of the important basis for the measurement programs is test acceptance criteria. Therefore, this paper is on establishment of response instrumentation test acceptance criteria for APR1400 RVI CVAP. The established acceptance criteria show that the stress criteria of APR1400 RVI are more conservative values than those of the valid prototype plant(Palo Verde unit 1) and, the displacement criteria of the inner barrel assembly and the upper guide structure were established to 0.03 in and 0.01 in, respectively.

• 한국소음진동공학회논문집
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• 제21권8호
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• pp.708-713
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• 2011

U.S. nuclear regulatory commission(NRC) regulatory guide(RG) 1.20 requires a comprehensive vibration assessment program(CVAP) for use in verifying the structural integrity of reactor vessel internals(RVI) for flow-induced vibrations prior to commercial operation. The CVAP program consist of vibration and fatigue analysis, a vibration measurement program, an inspection program, and a correlation of their results. One of the main purposes of the analysis program is to select measurement locations, however measurement locations can not be determined by only analysis results, therefore we developed selection criteria of measurement locations for advanced power reactor 1400(APR1400) RVI CVAP, It will be used to select measurement locations and instrument types for APR1400 RVI CVAP.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2001년도 추계학술대회논문집B
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• pp.505-510
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• 2001

Advanced Pressurized Reactor 1400(APR1400), which is a standard evolutionary advanced light water reactor(ALWR), has been developed from 1992 as one of long-term Government Project(G-7). The APR-1400 is designed to operate at the rated output of 4000MWt to produce an electric power output of around 1450MWe. Due to the increased electric power, In Nuclear Power plant huge quantities of heat are generated in the thermo-dynamic process used for producing electrical energy. So, There is considerationly additional cooling, Heat transfer area and increased cooling water of Heat Exchanger which take care of the different smaller cooling duties within the nuclear power plant. We review applying to PRE instead of Shell-and-Tube Heat exchanger. In this paper, we describe the major design features of PRE, Comparison between a PHE and a Shell-and-Tube Heat Exchanger, and then Applicability of Plate Heat Exchanger in Nuclear Power Plant Component Cooling water systems.

• 원자력산업
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• 제37권11호
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• pp.30-38
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• 2017

완전 통합 디지털 계측제어 시스템을 갖춘 APR1400 신형경수로 초호기 신고리 3호기가 지난해 연말부터 가동되고 있다. 본고는 이 최첨단 원자로의 종합 계측제어 시스템을 상세히 설명하고 있다. 지금 세계의 많은 원전들은 디지털 계측제어 시스템의 확보를 위해 확실하고, 효율적이며, 무엇보다 안전한 기술 혁신을 추구하는데 매진하고 있다. 기술이 밀집되어 복잡하지 않고, 모듈 방식의 개인별 계기반과 전산화된 공정, 그리고 스마트 경보 발령 시스템 등을 갖춘 첨단 제어실은 더욱 간편하고 안전한 업무 환경을 제공해 주고 있다. 신고리 3,4호기의 성공 사례를 통해서 독립형 계측제어 시스템을 성공적으로 통합시킬 수 있는 혁신적인 방법이 확인됨으로써 이제는 종합 디지털 계측제어 시스템을 적시에, 안전하고, 경제적으로 실용화할 수 있다는 것을 보여주고 있는 것이다.