• 대한기계학회논문집B
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• 제33권9호
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• pp.643-657
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• 2009

This paper introduces the current nuclear experimental research activities in KAERI, the unique nuclear research institute in Korea, and the universities in Korea to solve and assess the issues which have been faced in the design of new reactors such as APR1400, SMART, GEN-IV reactors as well as fusion reactor. Also the experimental evaluations of safety for operating nuclear plants have been presented. The nuclear thermalhydraulic experiments performed in such organizations are classified the fundamental test, the separated effect test, and the integral effect test with ATLAS and SNUF. Introduction is deployed according to institutes. Finally, the future works and the direction of research voyage in the nuclear thermal-hydraulic field were suggested.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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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

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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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.

• 에너지공학
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• 제24권3호
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• pp.96-108
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• 2015

피동원자로건물냉각계통(Passive Containment Cooling System; PCCS)은 전원 공급 없이도 원자로건물 내부의 열을 제거하여 그 건전성을 유지시키기 위한 안전설비이다. 본 연구에서는 현재 연구중인 PCCS를 1400 MWe 가압경수형 원전(APR1400)에 설치하는 경우 PCCS 성능을 분석하였다. 분석도구로 계통열수력분석코드 MARS-KS1.3을 사용하였다. PCCS의 성능분석을 위해 APR 1400 표준안전성분석 보고서를 참고하여 원자로건물 내부의 최대압력을 유발하는 사고 시나리오인 저온관 양단 파단사고를 모의하였다. 이 계산에서는 PCCS, 원자로냉각계통 및 원자로건물의 열수력을 동시에 모의하였다. 계산결과를 통해 기존의 원자로건물 살수계통을 대체하여 PCCS가 원자로건물의 건전성을 유지시킬 수 있음을 확인하였다. 또한 PCCS의 성능에 영향을 줄 수 있는 여러 인자를 변경해가며 민감도 분석을 수행하였고 PCCS의 문제점도 확인하였다.

• NEWSLETTER 전기공업
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• 99-2호통권219호
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• pp.16-24
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• 1999

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.55.1-55
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.134-134
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• 1999

• 전력전자학회:학술대회논문집
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• 전력전자학회 2000년도 전력전자학술대회 논문집
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• pp.249-252
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• 2000

원자력 교육원 #2(KNPEC-2) 시뮬레이터는 1980년도 중반에 웨스팅하우스에 의해 공급되어 계속 사용되어 오다가 현재 성능개선 연구가 진행 중이다. 이번 성능개선을 통해 기존의 컴퓨터 시스템(Gould MPX)와 소프트웨어의 전면 교체가 이루어지고 있으며 최적 계산 코드를 이용한 실시간 열수력 모델 (ARTS; Advanced Real-Time Thermal-Hydraulics Simulation) 개발 , 2-Group 3D 실시간 노심모델(REMARK ; REal Time Multigroup Advanced Reactor Kinetics)를 이용한 노심 주기개선 (Cycle Update) 가상현실 기술 등을 이용한 컴퓨터 교육지원 시스템(CATS: Computer Assister Training System)등 새로운 시도가 이루어지고 있으며 본 논문은 이러한 새로운 시도가 이루어지고 있으며 본 논문은 이러한 새로운 시도들 및 그 결과에 대해 기술하고 있다. 기준발전소(Reference Plant)인 영광 1호기 12주기의 노심모델로 주기개선(Cycle Update)을 위한 REMARK의 입력자료 생성을 위해 핵설계 전산체계인 APA(ALPHA-PHOENIX-ANC) 시스템의 출력으로부터 자동으로 REMARK 입력데이타를 생성하기 위한 GUI툴 개발하였다. 또 이를 이용하여 개발된 노심모델은 최적계산코드(RETRAn 3D) 의 열수력 해법을 이용하여 개발된 NSSS 열수력코드(ARTS) 와 결합(Integration) 되어 안정 및 과도 상태 시험에 사용되었으며 원자로 냉각재 펌프 정지등의 몇 가지 과도 시험 계산결과 기존 해석 결과와 잘 일치하였다 중앙제어실(MCR; Main Control Room)내의 운전원 행동만 훈련하도록 되어있는 기존시뮬레이터의 한계를 극복하기 위해 가상현실 (VR) 저작도구를 이용한 발전소 현장 내부를 표현하는 가상발전소 (Virtual Plant) 발전소 현장에 소재하여 기존 시뮬레이터의 모의한계 밖에 있던 패널을 표현한 가상판넬(Virtual Panel)등과 강의실에서 발전소 모의 훈련을 가능케 하기 위해 가상현실 기술을 이용한 컴퓨터 지원 교육훈력 시스템(CATS ; Computer Assister Training System)을 개발 중이며 일부 개발부분을 소개하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제18권3호
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• pp.175-182
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• 1986

원자력 1호기의 설계 기준 사고인 외부 전원 상실 사고를 열, 수력학적 최적 계산용 코드인 RELAP5/MOD1/NSC를 사용하여 모의하였다. 본 분석은 최적 계산모델로 수행되었으나, 사고 전개 및 가정등 보수성을 갖는 평가 방법에 의거하였다. 해석결과중 노심평균온도, 증기발생기 및 가압기 수위 등의 중요한 열·수력학적 변수를 원자력 1호기의 최종 안전성 분석보고서의 결과와 비교하였다. 본 해석결과에서 노심평균온도와 가압기 수위는 보다 낮게, 증기발생기 수위는 보다 높게 나타남으로써 더 향상된 안전한계치를 확인하였다. 이것은 본 해석에서 최적 열·수력 모델을 사용하였을 뿐만 아니라 초기치로써 최적 값을 택하였기 때문에 얻어지는 결과이며, 또한 이와 같은 유형의 산고 (2차 계통의 열제거 능력 상실 사고)에서 원자력 1호기의 안전성을 더욱더 입증시켜 주는 것이다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.253.2-253
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• 2001