• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2012.05a
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• pp.347-348
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• 2012

• KSCE Journal of Civil and Environmental Engineering Research
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• v.30 no.2A
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• pp.161-168
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• 2010

The bonded tendon was adopted to the reactor building of some operating nuclear power plants in Korea and the assessment of the effective prestress force on the bonded tendon is being issued as an important pending problem for continuous operation beyond their design life. The sensitivity analysis of various parameters was carried out to evaluate the effective prestress force using the system identification technique and the optimal parameters were determined for SI technique in this study. The 1/5 scaled post-tensioned concrete beams with the bonded tendon type were manufactured and in order to investigate the relationship of the natural frequency and the displacement to the effective prestress force, impact test, SIMO sine sweep test and bending test using the optical fiber sensor and the compact displacement transducer were carried out. As a result of tests, both the natural frequency and the displacement show the good relationship with the effective prestress force and both parameters are available for the SI technique to estimate the effective prestress force.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.20 no.1
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• pp.53-64
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• 1995

The radiation fields following the large loss of coolant accident (LOCA) have been assessed for the vital areas in the service building of Wolsong 2, 3, and 4 nuclear power plants. The ORIGEN2 code was used in calculating the fission product inventories in the fuel. The source terms were based upon the activity released following the dual failure accident scenario, i.e., a LOCA followed by impaired emergency core cooling (ECC). Configurations of the reactor building, the service building, and the ECC system were constructed for the QAD-CG calculations. The dose rates and the time-integrated doses were calculated for the time period of upto 90 days after the accident. The results showed that the radiation fields in the vital access areas were found to be sufficiently low. Some areas however showed relatively high radiation fields that may require limited access.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.05a
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• pp.131.1-131
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• 2001

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.407-412
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• 1996

본 논문은 중수로 내의 중수증기 회수 계통을 효율적, 경제적으로 운전하기 위하여 현 계통의 문제점을 분석하고, 이를 해결할 수 있는 제어알고리즘에 대해 연구하였다. 또한 PLC로 시제품을 개발하고 이를 기존 제어시스템과 병행설치하여 운전함으로써, 원자로 건물내의 습분 정도에 따라 변하는 DRYER 베드의 흡착능력에 연계된 운전 및 휴지상태(Idle running)를 없애는 최적 운전 방안을 도출하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.399-404
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• 1996

1000MWt 급 가압경수로의 질량 및 에너지 방출량을 감소시키기 위한 방안으로 울진 3,4호기를 기준으로 안전주입계통의 형태 및 용량을 변화시키면서 원자로냉각재펌프 토출관 및 고온관 파단에 대한 질량 및 에너지 방출량 계산과 격납건물 첨두압력 및 온도의 민감도를 분석하여, 후속호기 설계에 활용하고자 한다. 분석한 여러 경우 중에서, 토출관 파단사고시 안전주입탱크 용량은 변화시키지 않고 고압안전주입펌프 용량을 l75%로 증가시키면서 저압안전주입펌프를 제거하였을 경우가 격납건물 첨두압력 및 온도가 61.98 psia (3.32 kg/$\textrm{cm}^2$A), 288.03 ℉ (142.24$^{\circ}C$)로써 가장 낮게 나타났다. 이러한 결과는 격납건물의 설계여유도를 기존보다 더 확보하므로 안전성이 향상 될 뿐만 아니라. 저압안전주입펌프를 안전주입계통에서 제외함으로써 발전소 운전에도 큰 도움이 될 것이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.266-271
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• 1995

월성 1호기용 비상운전절차서는 사고별로 세분된 사건대응적 형태의 절차서로 작성되어 있어 발전소 비정상 상태 발생시 운전원이 조치하기 전에 사고진단을 먼저 수행하여야 하며, 또한 다중사고의 경우 적용하는데 난점이 있다. 이러한 결점을 보완하기 위하여 월성 원자력발전소 2호기용 비상운전지침서는 사건 및 징후대응적 판단 방법을 혼합한 형태이며, 운전원 조치사항으로 필수안전변수의 안정화 및 복구를 위한 핵연료 냉각, 열제거원, 원자로건물의 우선순위로 발전소를 안정시키는 방법이 시도되고 있다. 본 논문에서는 현재 월성 원자력발전소 2 호기용 비상 운전지침서에 고려되고 있는 사건들 중 하나인 소형 냉각재상실 및 냉각재계통 누설 사고 비상운전지침서의 특성을 소개하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05d
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• pp.392-397
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• 1996

지반특성에 따라 지진발생시 면진구조물과 비면진 구조물의 응답특성이 어떠한가를 평가하기위해, 1940 El Centro 지진을 입력지진으로 하고, 면진구조물로는 가압경수형 원자로격납건물을 이용하여 수평(NS) 및 수직지진입력에 대한 시간이력해석을 수행하였다. 0.5Hz 수평면진 구조물의 경우 수평방향 가속도응답은 지반특성에 무관하게 거의 변화가 없으며, 또 2Hz 이상에서 비면진구조물의 수평지진가속도응답보다 현저히 낮은 가속도응답을 갖는다. 면진베어링의 수직방향 21Hz 고유진동수는 풍화암의 경우 수직방향 가속도응답에 영향을 주지 않으나. 경암의 경우 원자로지지점에서의 수직방향 가속도응답을 전반적으로 증가시킨다. 비면진 구조물의 경우 지반의 강성이 약할수록 가속도응답이 비교적 큰 폴라크레인위치에서 수평 및 수직방향 가속도응답이 감소되는 것으로 나타났으며, 특히 수직방향의 가속도응답이 크게 감소하는 것으로 나타났다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11b
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• pp.737-742
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• 1996

우리나라는 미래의 노형전략 차원에서 한국형액체금속로인 KALIMER의 개발을 추진 중에 있어 이에 대한 자본비를 추정하였다. 자본비의 비용구성 항목은 EEDB 분류기준을 참고하였으며, 특히 원자로 및 핵증기 공급계통, T/G 건물, 원자로 설비, 열수송장치 둥과 같은 주요 비용에 대해서는 KALIMER의 설계치를 반영하여 평가하였다. KALIMER는 Block 당 333MWe로 구성되며, 3개의 Blocks으로 구성되는 1000MWe를 전용량 규모로 고려하고 있다. 그리하여 여기에서는 FC1B(First Commercial Plant with 1 Block), FC3B(First Commercial Plant with 3 Blocks), NOAK1B(Nth-Of-A-Kind Plant with 1 Block), NOAK3B (Nth-Of-A-Kind Plant with 3 Blocks) 등과 같은 4개의 대안을 설정하였다. 분석결과에 의하면 NOAK3B 대안의 평준화자본비는 30.46 mills/kWh로 학습효과와 규모의 경제효과 등에 의해 FC1B, FC3B, NOAK1B 대안에 비해 각각 42%, 11%, 23% 정도 더 경제적인 것으로 분석되었다. 또한 이들 대안의 평준화자본비는 기존의 1144MWe, 587MWe급의 PWR에 비해서 11%, 39% 정도 저렴하여 경쟁력을 가지고 있는 것으로 평가되었다.