• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.783-788
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• 1998

국내 프랑스 가압경수형 원전인 울진 1,2호기 캐비티의 격납건물 직접가열에 대한 특성을 분석하기 위하여 노심용융물 고압분출 실험을 수행하였다. 본 연구에서는 환형통로 면적과 파손 직경에 따라 원자로용기 압력을 변화시키면서 용융물을 저온 용융 합금물인 Wood's Metal, 증기를 질소기체로 각각 모의하여 실험을 수행하였으며, 실험 결과는 물을 용융물 상사물로 사용한 전년 실험 결과(1)와 비교.분석하였다. 실험결과, 밀도가 물보다 큰 저온 용융 합금물을 사용한 경우는 물을 사용한 실험결과보다 밀도와 용융물의 벽면 고화고착 때문에 격납건물로 방출되는 용융물 양이 적게 나타났다. 물을 상사물로 사용한 경우와 같이 노심 용융물 고압분출에는 원자로 용기 파손직경이 많은 영향을 미치고 환형통로 면적은 큰 영향을 미치지 않는 것으로 나타났다. 노심용융물 고압분출 실험에 중요한 영향을 미치는 실험 상사물의 밀도와 용융물의 벽면 고화부착에 대해서는 종합적으로 분석하는 추가 연구가 필요하다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제37권9호
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• pp.855-862
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• 2013

개방 노심 열적여유도 해석 코드에 입력으로 제공되는 APR+ (Advanced Power Reactor Plus)의 수력학적 특징을 결정하기 위해 일련의 1/5 축소 원자로 유동분포 시험이 수행되었다. 본 연구에서는 원자로 내부 유동 계산시 다공성 모델을 사용한 전산유체역학의 적용성을 평가하기 위해 상용 전산유체역학 소프트웨어인 ANSYS CFX V.14를 사용하여 계산을 수행하였다. 결론적으로 본 연구에서 사용한 일부 원자로 내부 구조물에 대한 다공성 영역 처리방식을 통해 원자로 내부의 유동 특성을 정성적으로 적절히 파악할 수 있을 것으로 판단된다. 만일 충분한 계산 자원이 확보된 조건인 경우라면 노심 입구 상류에 위치한 원자로 내부 구조물의 실제 기하 형상을 고려함으로써 노심 입구 유량분포를 보다 정확하게 예측할 수 있을 것으로 예상된다.

• 한국지진공학회논문집
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• 제4권1호
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• pp.51-62
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• 2000

핵연료집합체 검증 프로그램의 일환으로 본 연구에서는 지진과 배과파단이 핵연료집합체의 건선성에 미치는 영향을 검토하였다 원자로 노심의 상세 동적해석을 이용하여 지진 및 배과파단시 핵연료 집합체에 발생하는 전단력 굽힘 모우멘트 및 변위를 계산하였고 또한 집합체를 지지하고 있는 지지격자체의 충격력을 검토하였다 이들 하중에 대한 핵연료집합체의 응력해석을 수행하여 사고조건하에서의 구조적 건전성에 대하여 언급하였고 추후 설계시 고려할 사항을 제시하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.738-744
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• 1998

본 논문에서는 DSNP로 개발된 EBR-II 시뮬레이션 프로그램을 이용하여 SHRT-45실험을 모의해석하고 실험결과와 비교 분석하였다. ULOF 사고시 노심과 계통에서 발생하늘 주요 현상학적인 특성과 이를 모의하기 위한 해석모델에 대하여 논의하였다. 특허 일차원적인 DSNP 코드로써 원자로 풀 내부에서 소듐의 혼합 및 성층화 현상과 같은 다차원적인 거동을 모의하는 방법을 검토하였다. 원자로 풀에서의 혼합모델을 적절히 조정함으로써 DSNP 코드는 일반적으로 ULOF 과도거동을 잘 예측하였다. SHRT-45 모의해석 결과, ULOF 발생시 금속핵연료를 사용하는 EBR-II노심의 고유 안전성과 피동 붕괴열 제거능력이 입증되었으며 이는 실험결과와 일치하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권3호
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• pp.433-439
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• 1994

영광 3, 4호기는 ABB-CE 사의 System 80 원자로와 비교해서 원자로 내부 구조물의 수력학적 설계 목적과 방법 이 동일하고, 단지 원자로의 크기와 출력이 상대적으로 작아진 내부 구조물이 축소된 형태이다. 따라서 System 80 유동 모델 시험에서 측정된 실험 결과로부터 영광 3, 4호기 연료 집합체 수에 맞게 보간법을 사용하여 보수적으로 유량 분포를 구하고 영광 3, 4호기 유동 모델 시험에서 얻어진 유량 분포와 비교하여 원자로의 수력학적 특성을 검토하고 자각에 대해 열적 여유도를 구하여 이런 경우에 원자로 유동 모델 시험을 수행하지 않고 이전의 실험 결과를 설계에 사용할 수 있는 가에 대해 연구하였다.

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
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• 한국에너지공학회 1999년도 추계 학술발표회 논문집
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• pp.137-142
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• 1999

소형원자로는 크기가 작아서 경제성이 떨어지는 단점이 있지만 안전성이 높아 수출용 원자로로서 가능성이 높다. 소형원자로의 이용 범위는 지역난방용 원자로, 담수화플랜트, 선박 및 잠수함의 추진용 원자로 그리고 우주 탐사용 원자로 등으로 확대되었으며 다양한 형태로 개발되었다. 소형원자로 개발에 있어서 주기길이 연장은 핵연료주기 경제성에 매우 큰 영향을 미친다.(중략)

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.534-541
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• 1997

1000MWe급 피동형원자로기 안전계통 성능 및 RELAP5 코드의 적용성 평가를 목적으로 AP600을 참조노형으로 설정된 1000MWe급 대용량 피동형원자로에 대한 냉각재 상실사고를 모의 해석하였다. 대형냉각재상실사고시 발생되는 현상들은 기존 원자로와 큰 차이가 없고, 이들 현상을 모의하기 위한 모델링 요건들이 피동형계통 분석에 동일하게 요구되었으며, 계산된 PCT가 규제기관의 허용치에 충분한 여유도를 갖고 있어 대형냉각재상실사고시 충분한 노심냉각 능력을 갖는 것으로 평가되었다. 또한 안전주입 배관이 파단되는 소형냉각재 상실사고를 해석한 결과 KP1000의 피동안전계통은 ADS의 작동에 의하여 노심을 노출시키지 않고 적절한 사고완화 기능을 수행할 수 있는 것으로 분석되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.55-60
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• 1995

CANDU형 원자로의 노심해석을 위해 핵연료 격자 및 반응도 설비(reactivity devices)에 대한 2군 군정수가 필요하다. 특히 CANDU형 원자로의 노심해석에 있어서 반응도 설비나 구조물은 증분격자 상수(Incremental Cross Section)에 의해 묘사된다. 현재 CANDU형 원자로의 반응도 설비의 증분격자 상수를 계산하기 위해 MULTICELL 코드를 사용하여 계산하고 있다. 그러나 weak absorber에 대해 기존의 증분격자 상수를 이용하여 계산한 반응도가는 시운전(Phase-B)조건에서의 노물리 시험치보다 다소 과소평가하고 있다. 본 연구에서는 증분격자 상수 계산 방법의 개선 방향을 모색하기 위해 SHETAN 및 MCNP 코드로 단일 격자에서의 반응도가를 계산하여 비교, 평가하였다. HCNP 계산의 결과는 조정봉(Adjuster rods)과 흡수봉/정지봉 (Mechanical Control Absorber/Shutoff rod)은 MULTICELL의 계산 결과보다 적으며, 경수영역 조절기(Liquid Zone Controller)는 크게 나타났다. 또한 SHETAN 코드를 이용한 결과는 MULTICELL의 결과보다 약간 크게 나타났다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.423-428
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• 1996

피동형원자로 AP600을 참조발전소로하여 설정된 1000MWe급 대용량 피동형원자로의 계통개념에 대한 안전계통 성능 평가 및 코드의 적용성 평가를 목적으로 RELAP5/MOD3코드를 사용하여 대형냉각재상실사고를 모의 해석하였다. 피동형 안전계통으로 축압기, CMT IRWST를 모델하였으며 가압기에 연결된 1단계부터 3단계까지의 자동감압밸브계통을 모델링 하고 4단계 자동감압밸브계통은 각 루프의 고온관에 연결되어 있는 것으로 모델링 하였다. 피동형 안전계통의 모델이 향상된 RELAP5/MOD3.2와 그 이전의 코드인 RELAP5/MOD3.1의 냉각재상실사고 모의계산결과 원자로내의 압력변화, 노심냉각수 주입유량 및 핵연료 피복재 온도 거동이 거의 유사하게 나타났으며 1000MWe급 대용량 피동형원자로의 안전계통은 냉각재 상실사고시 충분한 노심냉각능력을 가지는 것으로 분석되었다.

• 한국신뢰성학회:학술대회논문집
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• 한국신뢰성학회 2000년도 춘계학술대회 발표논문집
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• pp.161-168
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• 2000

고리 3,4호기 및 영광 1,2호기의 원자로보호계통 및 공학적안전설비작동계통의 정기점검주기와 허용정지시간에 대하여 계통의 신뢰도와 노신손상빈도를 평가하여 안전성이 저해되지 않는 범위에서 합리적인 정기점검주기와 허용정지시간을 도출하였다. 이를 위하여 원자로보호계통의 17개 원자로정지신호와, ESFAS계통의 11개의 안전설비작동신호에 대해서 고장수목을 작성하였고, 정기점검주기 변화에 따른 신뢰도를 평가하였다. 또한 계통의 신뢰도가 발전소의 안전성에 어떤 영향을 미치는가를 파악하기 위하여 노심손상빈도를 분석하였다. 분석 결과 현행 1개월의 점검주기를 3개월로 연장한다 하더라도 신뢰도는 20%미만 노심손상빈도는 2%정도 저하되는 것으로 나타났다. 이런 정도의 신뢰도와 위험도가 변화는 원자력발전소의 안전성에 거의 영향을 주지 못하기 때문에 점검주기를 연장하는 안이 타당한 것으로 나타났다.