• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.303-308
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• 1996

영광 3,4호기 노심보호연산기(CPC)와 노심감시계통(COLSS)의 운전성 시험은 실시간 (on-line)으로 측정된 노심보호연산기 및 노심감시계통의 결과들(DNBR, LPD, DNBR 출력제한치, LHR 출력제한치)을 노심보호 연산기 및 노심 감시계통 각각의 시뮬레이터 시스템(CEDIPS/CPC FORTRAN, COLSS FORTRAN)의 계산 결과와 비교하여 그 타당성을 검증하는 것이다. 그러나 기존의 노심보호연산기 및 노심감시계통의 운전성 시험자료 취득 방법은 관측(CPC)과 상세 보고서(COLSS)에 의한 것으로 정확한 자료 취득에 어려움이 있고 많은 시간이 소요되며 또한 자료 취득시 실수유발 가능성이 높다. 따라서 본 연구에서는 발전소 전산계통(Plant Computer System)으로부터 발전소 운전 상황을 순간적으로 기록한 자료(Snapshot)를 취하여 노심보호 연산기 및 노심감시계통 운전성 시험에 필요한 자료를 자동으로 얻는 방법을 고안하였다. 또한 발전소 Snapshot으로부터 필요한 자료를 자동으로 얻어내기 위하여 컴퓨터 프로그램(CODAP)도 개발하였다. 본 연구에서 고안된 방법은 영광 3호기 1주기 CPC/COLSS 운전성 시험에서 검증이 되어 영광4호기 1주기에 적용하였고, 이후의 후속기에도 적용할 예정이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.205-212
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• 1996

국내 1000 MWe급 발전소인 영광 3,4호기는 현재 표준주기 (12개월 주기)로 운전되고 있으나 향후 18개월 장주기 운전을 계획하고 있다. 본 연구에서는 영광 3,4호기의 교체노심을 대상으로 표준주기와 장주기에 대한 장기 핵연료관리계획을 수립하고 이들 평형노심에 대하여 핵연료주기비와 발전원가를 중심으로 경제성 분석을 수행하여 상호 비교하였다. 18개월 장주기로 운전할 경우 표준주기에 비하여 핵연료주기비는 약 7% 증가하나 약 4%의 발전소 이용율 향상에 따라 고정비가 약 5% 절감되어 총 발전원가를 약 4% (연간 약 99 억원) 절감할 수 있는 것으로 평가되었다. 또한 선형반응도 모델을 이용하여 핵연료 이용도(Fuel Utilization Curve)를 만들어 발전원가에 영향을 미치는 교체 신연료의 다발수, 농축도, 주기길이, 발전소 평균 부하율 및 재장전 보수기간의 변화에 따른 발전원가의 민감도 분석을 수행하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.315-320
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• 1996

영광 3호기의 정지냉각펌프 성능감시 설비로는 펌프 유량계, 입구압, 출구압, 모터전류 등이 있으며 현장에서 펌프의 소음 감시나 진동 측정 등을 통하여 펌프 건전성을 확인할 수 있다. 부분충수운전중 여러 연구결과 제시된 펌프의 이상징후 증상은 펌프의 소음 증가, 유량계 또는 모터전류의 불규칙 요동이 있으나 정량적인 값을 제시하지 못하고 있으며 공기유입량에 대한 운전제한 근거만 정량적으로 제시되고 있다. 즉, WCAP-l1916에 따른 펌프의 손상 판단 근거는 연속적인 공기 흡입의 경우 2%이내, 간헐적인 공기흡입의 경우 5%를 제시하고 있다. 영광 3 호기의 부분충수운전시 펌프 입구압력을 제외한 다른 펌프 성능감시 변수들은 허용오차 이내로 별다른 펌프 이상 징후를 발견하지 못하였다. 그러나 펌프 입구압력 기록계의 입구압력 및 진동폭 변화는 정지냉각유량률, RCS 수위, 증기발생기 노즐댐 설치 유무에 따라 민감한 변화를 보여주었으며, 펌프의 건전성 감시에 가장 효과적인 변수임을 보여주었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.526-531
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• 1996

영광5,6호기 유출관계통은 영광3,4호기의 유출관계통과는 달리 세개의 유출수 압력강하 오리피스 및 유출관 오리피스 개폐밸브론 이용하여 유출유량 및 압력을 제어한다. 새로이 설계 변경된 유출관계통의 성능 및 운전을 평가하기 위해서 Modular Modeling System(MME) 코드를 이용하여 분석을 수행하였다. 분석결과 배압제어기 제어변수의 계수선정이 계통의 과도현상에 매우 큰 영향을 미치고 있기 때문에 배압제어기 제어변수 선정이 계통의 과도현상 완화에 매우 중요한 인자임을 알 수 있었다. 그리고 배압제어기의 계수만 적절하게 선정되어 있다면, 유출관오리피스 개폐밸브의 Stroke 속도변화에 따른 계통의 과도현상에 미치는 영향은 거의 없음을 알 수 있었다. 또한 유출관오리피스 개폐밸브 특성이 선형인 경우가 Equal Percentage 특성을 갖는 경우 보다 과도현상 방지측면에서 우수하며, 배압제어기 제어변수의 계수만 적절하게 잘 선정된다면 유출관오리피스 개폐밸브의 운전에는 관계없이 계통의 과도상태를 적절하게 제어할 수 있다는 것을 알 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.2
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• pp.203-215
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• 1995

A continued operation of RCPs during a certain small break LOCA may increase unnecessary inventory loss from the RCS causing a severe core uncovery which might lead to a fuel failure. After TMI-2 accident, the CEOG developed RCP trip strategy called “Trip-Two/Leave-Two” (T2/L2) in response to NRC requests and incorporated it in the generic EPG for CE plants. The T2/L2 RCP trip strategy consists of tripping the first two RCPs on low RCS pressure and then tripping the remaining two RCPs if a LOCA has occurred. This analysis determines the RCP trip setpoint and demonstrates the safe operational aspects of RCP trip strategy during a small break LOCA for YGN 3&4. The trip setpoint of the first too RCPs for YGN 3&4 is calculated to be 1775 psia in pressurizer pressure based on the limiting small break LOCA with 0.15 ft$^2$ break size in the hot leg. The analysis results show that YGN 3&4 can maintain the core coolability even if the operator fails to trip the second too RCPs or trips at worst time. Also, the YGN 3&4 RCP trip strategy demonstrates that both the 10 CFR 50.46 requirements on PCT and the ANSI standards 58.8 requirements on operator action time can be satisfied with enough margin. Therefore, it is concluded that the T2/L2 RCP trip strategy with a trip setpoint of 1775 psia for YGN 3&4 can provide improved operator guidance for the RCP operation during accidents.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.549-555
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• 1996

실제 발전소의 거동을 정확히 예측하여 코드 내장모델의 적합성을 증명하는 것은 완전계통 분석코드 검증에 필수적이다. 이를 위하여 코드 분석결과와 비교할 만큼 측정정보가 충분한 영광 3호기 자연대류 시험을 선택하여 모의하였다. 사용된 원전계통 분석코드는 KAERI에서 최적 코드로서 개발한 TASS 1.0 코드이며, 운전원의 조치 및 증기우회밸브의 오동작 등이 고려되었다. 분석결과, TASS 1.0 코드가 실제 발전소에서 수행된 자연대류 시험을 모의할 수 있으며, 아울러 최적코드로서 사용될 수 있음을 확인하였다.

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 2003.10a
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• pp.38-43
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• 2003

증기발생기 전열관의 마멸은 유체 유발 진동(flow induced vibration)에 의한 전열관과 증기발생기 상부 지지구조물 사이에서 발생하게 되며 원통 지지대(stay cylinder)상부의 중앙 공공(central cavity) 주변에 집중적으로 발생되는 것으로 보고되고 있다. 국내에서는 1997년 영광 4호기의 증기발생기에 마멸 손상이 보고된 이후 영광 3호기와 울진 3, 4호기에서도 마멸 손상이 발견되고 있으며, 외국에서는 1992-1993년 기간동안 대략 500∼600 개의 전열관이 마멸에 의해 관막음(p1u99ing)된 것으로 보고되었다.(중략)

• Defense and Technology
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• no.8 s.258
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• pp.60-69
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• 2000

초기 시대부터 로마의 힘과 영광은 어떠한 잠재적인 적에 비교해도기술 및 효과면에서 비교되지 않을 정도였던 군사제도의 탁월함에서 기인하였다. 로마 제국 초기 3세기 반 동안에 군사제도의 여러 가지 면에서 다양한 변화가 있었다. 그러한 변화 중 일부는 시간의 경과에 따른 자연스러운 것이었고, 또 일부의 변화들은 내부적인 긴장과 갈등 때문에 비롯되었고, 또 다른 변화들은 외부의 적으로부터 고무된 것이었다. 로마 군사 제도의 우월성과 그에 따른 제국의 계속된 영광은 로마인의 실제적인 문제들에대한 실용적 및 논리적인 접근태도에 많은 부분 기인하였다.

• Nuclear industry
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• v.15 no.10 s.152
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• pp.59-72
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• 1995

영광원자력 제1발전소는 주제어실 경보시스템을 순수한 국내기술로 처음 개발하여 영광 1호기에 설치, 성공적인 시운전을 마치고 본격적인 운영에 들어갔다. 아울러 2호기에도 최근 설치, 시운전중에 있다. 이번에 개발$\cdot$성공한 경보시스템은 디지털방식에 의한 분산제어시스템으로 기존의 외국 것보다 그 성능을 획기적으로 향상시킨, 계측제어설비 국산화개발의 쾌거로서, 원전에서 신뢰성을 확보한 후 그 영역을 수화력으로 확대하고, 나아가 일반 산업체에도 적용이 가능하여 그 응용이 무한할 것으로 보인다. 그 개발경위와 활용전망 등을 들어본다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.905-910
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• 1995

영광 3·4호기 원자로 압력용기에 대한 고속중성자 조사량을 계산하기 위하여 MCNP코드로 3차원 모델링을 하였다. 중성자선원은 출력분포에 의해 핵연료집합제 단위로 하였고 원자로심부터 원자로 압력용기 밖까지 핵분열 반응을 포함한 모든 반응에 대해 중성자를 수송시켰다. 원자로 압력용기 안쪽 면에서의 고속중성자 플루언스는 기존의 연구자와 비교할 때 큰 차이가 있었다. 그러나 이번 연구의 계산방법이 보다 신뢰할 수 있기 때문에 앞으로의 연구를 통하여 기존의 연구방법과 비교하는 것이 필요하다.