• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2006.07d
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• pp.1881-1882
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• 2006

표준형 원자력발전소에서는 원자로 내의 핵연료 봉으로부터 발생하는 열에너지를 열교환기인 증기발생기로 전달하는 원자로냉각재 계통이 있다. 핵연료 봉을 적절한 냉각 상태로 유지하기 위하여 원자로냉각재의 온도와 압력뿐만 아니라 체적을 제어하고 있다. 원자로냉각재 체적은 용량이 큰 반면에 제어하는 밸브의 크기는 작아서 제어 응답이 길어서 현장에서 경험적으로 튜닝하는 것은 매우 어렵다. 본 논문에서는 체적제어루프의 수학적인 모델링을 통하여 오프라인으로 최적 제어 파라미터를 찾고, 실제 적용한 결과를 보여준다. 제어루프 모델링을 위하여 일반화 프로세서 모델 식으로부터 실제 운전 데이터로 모델 파라미터를 결정하는 경험적 방법을 사용하였다. 이로부터 구한 제어 파라미터를 실제 적용한 결과, 적절한 제어 응답을 얻었으며 모델링 과정이 적절하였음을 확인하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.344-349
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• 1998

고리 1호기 원전의 원자로냉각재 배관의 파단전누설개념 적용성을 평가하기 위하여 일반적인 파단전누설 절차 및 기준을 검토하였다. 파단전누설 타당성을 검토하기 위하여는 한계하중방법 및 J-T 방법을 비교검토 하였다. 그리고 원자로냉각재 배관에 대해서는 탄소강일 경우와 스테인레스강에 대하여 분석하였고, 가압기 밀림관에 대해서는 열응력을 계산하였다. 그리고 원자로 냉각재 배관에 가상의 관통균열의 파괴안전성은 유한요소법을 이용한 탄소성파괴역학을 통하여 분석하였다. 분석결과 한계하중법과 J-T 방법 모두 스테인레스강과 탄소강재질에 대해 적용 가능한 것으로 나타났다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.345-350
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• 1997

1980년대 이후로 원자로냉각재 온도를 계측하기 위한 RTD우회배관 계통을 제거하고 RCS 배관에 직접삽입식 RTD를 설치하여 온도를 계측하고 있다. 이에 고리 1,2,3,4호기에서도 직접삽입식 RTD를 설치하고자 한다. 이때 고온관 온도층화에 의한 계통측정정확도(PMA)가 설비 개선후 어떻게 변하는지 평가하였다. 평가 결과 RTD우회배관 계통의 PMA는 1.3℉F이고 직접삽입식 RTD 계통은 1.0℉로 계산되어 설비 개선후의 불확실도가 작아짐을 확인하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.411-416
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• 1998

출력운전 동안 원자로 냉각재의 정화 없이 운전하는 SMART원자로의 수화학 설계 요건을 정립하기 위하여 핵연료 피복관 및 계통재질의 부식을 최소화하고 부식 생성물의 방사화에 의한 방사선 준위의 상승을 억제하기 위한 수화학 운전 변수에 대한 정성적인 분석을 시도하였다. 원자로냉각재 의 pH 제어 계통을 구성하는 재질의 부식에 따른 건전성, 부식생성물의 거동 및 원자로 냉각재의 방사선 준위 측면에서 수화학 설계 요건이 적절한지의 여부를 살펴보았다 분석 결과, 원자로냉각재의 pH 제어는 암모니아를 이용하므로 높은 pH(= 9.5∼10.6)에서 운전이 가능하며, 계통재질의 부식을 최소화하며 방사선 준위의 상승을 억제할 수 있었다. 또한 SMART 증기발생기 튜브에 사용된 titanium 합금은 주어진 운전 조건하에서 Inconel-600보다 내 부식성이 매우(약 12 배) 우수하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2003.05a
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• pp.405.1-405.1
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• 2003

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.517-524
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• 1995

가압경수형 피동형 원자로의 대표적인 노형인 미국 westinghouse사의 AP600을 참조발전소로하여 피동형기기 용량 및 캔드형 원자로냉각재 펌프의 관성에 대한 민감도 분석을 수행하였다. 분석결과 축압기 및 노김보충수탱크는 용량을 20% 감소시킨 경우에 대해서도 핵연료 피복재 온도는 설계기준치를 충분한 여유도를 가지고 만족하고 있는 것으로 분석되었으며, 중력과 밀도차이에 의하여 형성되는 자연대류를 이용하는 피동잔열제거계통의 성능은 초기조건보다는 기기의 용량과 위치에 더 큰 영향을 받는 것으로 나타났다. 또한 원자로냉각재 펌프의 관성이 증가함에 따라 DNB 여유도가 증가하며 저관성일 경우 trip system의 지연시간이 중요한 것으로 나타났다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.55-60
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• 1996

원자력발전소 운전시 원자로냉각재는 부식 방지를 위해 적절한 화학물질을 함유하고 있어야한다. 이러한 원자로냉각재의 수질화학 조절은 유량조절 기능과 화학제주입 기능을 가진 화학 및 체적제어계통의 화학제주입탱크 및 체적제어탱크에 의하여 이루어진다. 본 연구에서는 영광5,6호기에서 화학제주입계통의 연결위치를 충전펌프 후단에서 전단으로 변경하고, 원자로보충수펌프에 의하여 화학제주입을 수행할 경우 요구되는 주입운전시간 특성에 대해 수치해석을 이용하여 분석하였다. 분석은 설계요건에서 요구되는 화학제주입탱크의 용량 및 주입유량을 고정하고 탱크의 구조적형상 변경, disk block 설치 및 주입속도를 변경(입구배관 크기 변경)하여 각각의 경우에 대하여 시간변화에 대한 탱크 내에서의 유속분포, 농도분포, 평균농도 등 을 구하였다. 분석결과 발전소의 빠른 화학제주입운전을 위해서는 탱크 내에 혼합효과를 중대 시킬 수 있는 disk block의 설치가 요구됨을 알 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2010.05a
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• pp.387-388
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• 2010

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 2009.04a
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• pp.300-301
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• 2009

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2010.10a
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• pp.401-402
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• 2010