• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.6
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• pp.877-887
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• 1995

YGN 3 is the first nuclear power plant to use the Core Protection Calculator (CPC) as the core protection system and the Core Operating Limit Supervisory System (COLSS) as the core monitor-ing system in Korea. The CPC is designed to provide on-line calculations of Departure from Nucleate Boiling Ratio (DNBR) and Local Power Density (LPD) and to initiate reactor trip if the core conditions exceed the DNBR or LPD design limit. The COLSS is designed to assist the operator in implementing the Limiting Conditions for Operation (LCOs) in Technical Specifications for DNBR/Linear Heat Rate (LHR) margin, azimuthal tilt, and axial shape index and to provide alarm when the LCOs are reached. During YGN 3 initial startup testing, extensive CPC/COLSS related tests ore peformed to ver-ify the CPC/COLSS performance and to obtain optimum CPC/COLSS calibration constants at var, -ious core conditions. Most of test results met their specific acceptance criteria. In the case of missing the acceptance criteria, the test results ore analyzed, evaluated, and justified. Through the analysis and evaluation of each of the CPC/COLSS related test results, it can be concluded that the CPC/COLSS are successfully Implemented as designed at YGN 3.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.6
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• pp.853-858
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• 1995

The initial condition of a core transient should be consistent with real core state for the simulation of the core tansient. The initial xenon distribution, which can not be measured in the core, has a significant effect on the transient with xenon dynamics. In the simulation of the transient starting from non-equilibrium xenon state, the accurate initialization of the non-equilibrium xenon distribution is essential for the prediction of the core transient behavior. In this study, a xenon initialization method to predict the core transient more accurately was developed through the equivalent pre-xenon-oscillation which represents the tenon oscillation before the transient and verified by the application of the simulation for a startup test of Yonggwang Unit 3.

• 기계와재료
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• v.10 no.2 s.36
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• pp.129-137
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• 1998

원자력발전소 기기의 구조, 건전성 확보를 위해 기기가 적절한 기술기준에 따라 제작, 설치 및 운전되고 있는지 여부를 정부가 인정한 제3자에 의해 시행되는 검사를 원자력공인검사라하며 세부적으로 기기의 제작 및 시공단계에서 수행되는 공인검사를 제작/시공공인검사, 시운전 및 운전단계에서 수행되는 공인검사를 가동전/중공인검사로 분류하여 검사를 수행하고 있다. 현재 우리 연구원에서는 월성원자력 2,3,4호기를 비록하여 울진원자력3,4호기를 비롯하여 울진원자력3,4호기, 영광원자력5.6호기에 대한 시공공인검사를 수행하고 있으며 울진원자력5,6호기와 KEDO에서 시행하는 북한원전에 대한 시공공인검사를 준비하고 있는 실정이다. 여기에서는 현재 검사가 진행중인 월성원자력 2,3,4호기 시공공인검사를 중심으로 원자력발전소 시공에 적용하고 있는 공인검사에 대해 소개하고자 한다.

• Proceedings of the Korean Society of Soil and Groundwater Environment Conference
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• 2006.04a
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• pp.107-110
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• 2006

국가 환경방사선/능 자동감시망과 원전주변의 환경방사선/능 감시를 통해서 연속적으로 측정 기록된 대량의 환경방사선/능 정보들이 효과적으로 활용되고 있지 않는 상황에서 환경방사선/능 정보에 내재되어 있는 공간정보 속성들을 정량적으로 해석하고 시공간적으로 예측할 필요성이 있다. 지구통계기법을 활용하면 환경방사선 감시설비가 비록 설치되어 있지 않은 지점일지라도 환경방사선/능 정보에 대한 예측이 가능하므로 향후 추가적인 감시기의 설치와 시료분석에 소요되는 시간과 비용을 절감할 수 있다. 본 연구에서는 고리, 월성, 영광, 울진 원자력발전소와 대전 한국원자력연구소 등 국내 원자력이용시설 주변 토양중의 환경방사능 분포를 감마동위원소인 $^{137}Cs$과 $^{40}K$을 중심으로 파악하였다.

• 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

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.1
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• pp.133-140
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• 1995

본 논문은 가압경수형 원자력발전소내 비고정식 고밀도 사용후 핵연료 저장대의 지진해석을 수행하기 위해 현재 사용되고 있는 해석방법을 검토하고 있다. 석기서는 영광 3, 4호기 및 울진 3, 4호기 계통설계 경험을 통해 한국원자력 연구소가 보유하게 된 해석 기술을 근거로 하여 해석과정과 모델방법 등을 논의하였다. 비고정식 사용후 핵연료 저장대의 해석은 냉각수에 의한 수력학적 커플링 효과, 핵연료와 중성자 흡수체 및 저장대 구조물 사이의 간극에 의한 충돌, 마찰효과, 그리고 강체 미끌어짐 및 기울어짐 등의 복잡한 현상들을 고려해야 한다. 이러한 모델링 변수들에 대하여 현재의 방법과 규제기관의 추천사항을 비교, 검토하였으며 해석방법 개선 및 최근의 기술적 관심사항들에 대하여 논의하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.550-555
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• 1995

국내 Westinghouse형 및 CE형 가압 경수로의 Non-LOCA 및 성능 분석을 수행할 수 있는 범용 전산 코드 TASS 1.0 코드를 한국원자력연구소에서 개발하였다. TASS 1.0의 노심 출력 계산은 Point Kinetics 모델과 1차원 확산 모델이 함께 내장되어 있어 축방향 출력 분포가 변하는 반응도 관련 사고 및 주증기관 파단 사고들에 대해서는 1차원 확산 모델을 사용하여 노심의 출력 계산이 가능하도록 개발되었다. 1차원 확산 모델의 적용 가능성 및 효과를 평가하기 위하여 Westinghouse형 발전소인 고리 3호기 7주기 및 CE형 발전소인 영광 3호기 1주기 전출력 제어봉 인출 사고에 대한 비교 분석 계산을 수행하였다. 비교 분석 계산 결과 1차원 확산 모델이 Point Kinetics 모델에 비해 DNBR 관점에서 보다 많은 운전 및 열적 여유도를 확보함이 판명되어 반응도 관련 사고 해석에서의 TASS 1.0 1차원 확산모델의 개선 효과를 입증하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.237-243
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• 1996

최근, 한국원자력연구소에서 개발된 3차원 노심 거동분석 코드인 MASTER$^{[1]}$ 는 노심의 정상 및 과도상태에서 기존의 다른 코드와 비교해서, 보다 정확하면서 빠르게 노심 분석을 할 수 있다. 특히, 노심의 과도상태에서의 해석을 위해서는 간단한 입력체계와 신뢰할 수 있는 결과가 기대되었는데, 기존의 CE사와 KWU사의 코드체계인 ROCS/HERMITE및 MEDIUM/PANBOX는 과도상태에서의 노심 분석을 위해 1차원 및 3차원 과도해석 코드와의 연계로 인한, 부수적인 입력작성 및 정확도를 유지하기 위한 많은 Tuning 작업이 요구되나 MASTER 코드는 정상 및 과도상태에서의 노심 분석을 동시에 할 수 있어, 적은 노력으로 정확한 계산결과를 기대할 수 있다. 그래서, 과도상태에서 MASTER 코드의 신뢰성을 검증하기 위하여 IAEA Benchmark 계산 및 영광1호기의 5주기 노심을 대상으로 RIA(Reactivity Induced Accident) 분석을 수행하였다. 본 연구에서는, 미임계 노심에서의 Bank Withdrawal 사고와 전출력 및 영출력에서의 Rod Ejection 사고를 대표적인 RIA사고로서 연구를 수행하였으며, 그 결과를 기존 KWU사 코드인 PANBOX로 수행된 NSAR(Nuclear Safety Analysis Report)$^{[2]}$ 의 결과와 비교하였다. 결과에 의하면, MASTER 코드는 그 정확도를 충분히 신뢰할 수 있으며, NSAR 분석 시에 사용된 군정수, 코드의 해석 방법론 및 초기조건의 불 일치성으로부터 기인된 약간의 차이 외에는 PANBOX의 계산결과와 유사하였다.

• Journal of Korea Water Resources Association
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• v.32 no.5
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• pp.547-555
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• 1999

The economical manufacturing process of fluorescent sediments (FS) which makes use of the understanding of coastal sediment path has been suggested with respect to the Lagrangian viewpoint. First, the fluorescent liquids were made by the mixing of the fluorescent materials, acetone, and xylene. Second, the sediments collected in Gamami beach were desalinized by the freshwater washing, dried indoors to protect the fine-sediment scattering, and classified by the sieve analysis. Finally, the FS which have seven different colors were manufactured by the mixing of fluorescent liquids and prepared sediments. The FS were used to figure out the major sediment supply routes of the intake channel in the YoungKwang nuclear power plant. From the field experiments, it was shown that the sediments were suspended and dispersed by the strong seasonal NW wind and the tide, and the sediments in suspension were flowing into the intake channel due to very strong suction speed. All the FS injected in stations were detected in the channel sampling points, thus we concluded that the sediments in suspension and dispersion were flowing into the intake channel from all directions in adjacent coastal zone.