• Journal of Energy Engineering
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• v.25 no.1
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• pp.15-22
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• 2016

The heat transport system transients of Wolsong 2,3,4 nuclear power plants were analysed during abnormal operating conditions. The compliance with requirements of AECB Regulatory Document R-77 for CANDU 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. The effect of LRV that is one of the overpressure protection device was very minor.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.3
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• pp.358-373
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• 1995

The Heat Transport system loop stability of CANDU-6 reactor using the CANFLEX fuel bundle was studied. The Thermal-hydraulic behavior of CANFLEX fuel bundle is similar to the conventional 37-element fuel bundle since the reactor power and the frictional pressure drop through the fuel channel is almost the same each other, Mounter the CANFLEX fuel bundle gives higher critical channel power and more homogeneous enthalpy distributions in the subchannels than 37-element fuel bundle. The SOPHT modelling or the CANFLEX fuel bundle and the Reactor outlet Header(ROH) interconnection line was made and the stability analysis response of Wolsong-1 reactor with CANFLEX fuel bundle was obtained. Without the ROH interconnection line the Heat Transport system loop using 43-element fuel bundle is unstable like the current 37-element fuel bundle. With the ROH interconnection line, however, the Heat Transport system is stable within $\pm$1％ of nominal flow. In the Heat Transport system loop stability point of view for Wolsong-1 plant therefore, the CANFLEX fuel loading is considered to be acceptable.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.371-376
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• 1995

CANDU-6형 원자로의 정지냉각계통(Shutdown Cooling System, SDCS)은 영출력 고온상태의 원자로를 상온상태로 냉각시킬 수 있도록 설계되었다. 본 해석은 증기발생기와 복수기증기방출밸브(CSDV) 및 정지냉각펌프를 이용한 정상냉각과 열수송펌프를 이용한 26$0^{\circ}C$부터 냉각 및 정지냉각펌프를 이용한 26$0^{\circ}C$부터 냉각의 두 가지 비정상냉각에 대해서 중수로 계통설계의 열수력 해석코드인 SOPHT 코드를 사용하여 해석하였다. 해석결과에 따라 주요기기들의 냉각천이에 따른 운전부하(service loadings)조건이 주어졌으며 또한 정지냉각계통은 열수송계통과 관련 보조계통을 정지냉각계통 열교환기 2차측에서 비등이 발생하지 않고 정상냉각 허용한계인 2.8$^{\circ}C$/min를 만족하면서 냉각할 수 있음을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.6
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• pp.932-937
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• 1995

1990년 12월 카나다의 Darlington 2호기에서 발생한 핵연료 다발의 양쪽 지지판에 있는 지지 금속판의 파손은 펌프 날개 통과 압력 충격파가 Acoustic 성격으로 중폭되어 연료봉지지판의 파손을 일으킨 것으로 추정되었고 이에 따른 주열수송계통에 대한 ABAQUS를 이용한 Acoustic 해석과 수많은 실험을 거쳐 Acoustic 압력 충격파가 핵연료 다발의 연료봉 지지판 파손 원인임이 입증되었다. 이러한 Acoustic 해석과 실험의 결과로써 Darlington 발전소의 열수송 펌프를 5 날개 펌프에서 7 날개 펌프로 교체시키게 되었으며 그 결과 핵연료 스트링의 축방향 진동을 감소시켜 연료봉 지지판의 파손을 방지하게 되었다. 이러한 사례로 인하여 최근 CANDU형 원자로 열수송 계통의 Acoustic 해석에 대한 연구가 AECL의 Chalk River Laboratory와 COG(CANDU Owners Group)에서 활발하게 진행되고 있다. 이 기고문에서는 매우 새로운 분야로써 현재 이루어지고 있는 CANDU형 원자로 열수송 계통의 Acoustic 해석을 위한 해석 이론과 해석 방법을 간단히 요약 정리하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2003.05a
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• pp.383.1-383.1
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• 2003

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.3
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• pp.439-446
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• 1995

원자력 발전소 안전성 향상을 위한 노력으로 현재 안전계통의 단순화및 피동화에 대한 연구가 활발히 지속적으로 수행되고 있다. 개량형 중수로에서는 특수 안전계통의 하나인 비상노심냉각계통의 피동화 및 단순화 방안을 다각적으로 검토한 결과, 비상노심냉각계통의 압력이 열수송계통(Heat Transport System) 압력보다 일정 크기 이상일 때만 파열되는 일방향파열판(One-way Rupture Disc)을 개발하여, 계통에 도입함으로써 전기적인 신호와 힘에 의해 작동되는 밸브 갯수를 크게 줄일 수 있게 되었고 이로 인해 계통의 피동성이 향상되었으며, 계통구성 측면이나 운전 측면에서도 단순화를 이루었다. 또한 물보다 비중이 작고 가스주입 차단 기능이 뛰어난 볼(Floating Ball)을 고압용 비상노심냉각 물탱크 내부에 설치하여 종래의 차단밸브 기능을 수행하게 함으로써 전동식 차단밸브를 제거할 수 있게 되었다.

• 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 Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 2000.11a
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• pp.163-171
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• 2000

AMBIDEXTER 원자력 에너지 시스템은 Th$^{233}$ /U 핵주기를 이용한 용융염 핵연료가 내장형 열교환기를 포함하는 일체형 원자로 시스템을 순환하면서 1차 냉각 계통을 이루고, 독립된 온라인 정화계통에 의해 액상 용융염 핵연료 일부를 연속 추출. 처리, 재주입 함으로 노심의 핵적 자활상태를 유지한다. 이와 같은 시스템 개념은 배관망 파손에 의한 중대사고 방지, 열수송 회로와 방사성 물질 회로의 독립적 구성을 통한 효과적인 원자력 에너지 이용과 고유 안전성을 확보하는 장점을 통해 현안 원자력 문제의 근본적인 해결 방안을 제시하고 있다.(중략)

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 1994.11a
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• pp.150-154
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• 1994

본 연구는 원자력발전소용 시뮬레이션 언어인 DSNP 언어를 이용하여 CANDU-6 발전소 운전 모사 프로그램을 구성함으로써 핵심계통인 1차냉각재 계통(PHTS)과 2차 계통 일부가 정상 및 과도조건에서 보일 수 있는 운전 상태를 연구하였다. DSNP 프로그램은 원자로심과 증기발생기에서의 열전달 모델, 열수송계통 펌프 모델 및 가압기 열수력 모델을 포함하고 있으며, 파이프(pipe)라는 단위 구성체를 이용하여 1차 냉각재계통을 노드화하여 계통 모사가 실현된다. 정상상태 100% 전출력 운전시 대표적인 운전변수를 기준으로 DSNP 결과와 CANDU-6 발전소 설계치를 비교해본 결과 서로 매우 근사한 값을 나타내었으며, 이는 과도상태 모사의 초기조건으로 합당한 것으로 판단된다. 본 연구에서 선택된 과도상태 모사시 DSNP 프로그램은 매우 안정된 '최종정상상태'를 얻음에 따라 원자로의 기계 물리학적 변화를 합리적으로 모사하고 있음을 알 수 있었다. CANDU-6 단계감발 운전시 동적 거동을 원자로 설계자료인 '예비 안전성 평가 보고서(PSAR)'와 비교한 결과 단기적 거동은 PSAR 결과와 다소 다른 점이 있었으나 전체적으로 합리적인 운전변수 값을 얻을 수 있었다. 단기적 거동에 대한 입증은 원자로 운전자료를 통하여 가능할 것으로 사료된다. 이상과 같이 본 연구를 통해 구성한 DSNP 프로그램은 보완 및 개선의 여지가 있으나 현재의 수준으로도 CANDU-6 발전소의 일부 과도상태 모사가 가능한 것으로 판단된다

• Journal of Energy Engineering
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• v.4 no.1
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• pp.103-114
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• 1995

본 연구는 원자력발전소용 시뮬레이션 언어인 DSNP(Dynamic Simulator for Nuclear Power-plants)언어를 이용하여 CANDU-6 발전소 운전 모사 프로그램을 구성함으로써 핵심계통인 1차 냉각재 계통(PHTS)과 2차 계통 일부가 정상 및 과도조건에서 보일 수 있는 운전 상태를 연구하였다. DSNP 프로그램은 원자로심과 증기발생기에서의 열전달 모델, 열수송계통 펌프 모델 및 가압기 열수력 모델을 포함하고 있으며, 파이프(pipe)라는 단위 구성체를 이용하여 1차 냉각재계통을 노드화하여 계통 모사가 실현된다. 정상상태 100% 전출력 운전시 대표적인 운전변수를 기준으로 DSNP 결과와 CANDU-6 발전소 설계치를 비교해 본 결과 서로 매우 근사한 값을 나타내었으며, 이는 과도상태 모사의 초기조건으로 합당한 것으로 판단된다. 본 연구에서 선택된 과도상태 모사시 DSNP 프로그램은 매우 안정된 최종정상상태를 얻음에 따라 원자로의 기계 물리학적 변화를 합리적으로 모사하고 있음을 알 수 있었다. 최종 정상상태 회귀 이전의 동적 거동을 원자로 설계자료인 예비 안전성 평가 보고서(PSAR)와 비교한 결과 단기적 거동은 PSAR 결과와 다소 다른 점이 있었으나 전체적으로 합리적인 운전변수 값을 얻을 수 있었다. 단기적 거동에 대한 입증은 원자로 운전 자료를 통하여 가능할 것으로 사료된다. 이상과 같이 본 연구를 통해 구성한 DSNP 프로그램은 보완 및 개선의 여지가 있으나 현재의 수준으로도 CANDU-6 발전소의 일부 과도상태 모사가 가능한 것으로 판단된다.