• Proceedings of the Korea Society for Simulation Conference
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• 2005.11a
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• pp.165-170
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• 2005

원전 시뮬레이터의 노심모델(REMARK)은 원자로에서 발생하는 1차원 열원을 정확히 모사하고, 정상상태 및 과도상태의 반응도 변화에 따른 중성자속의 거동을 실제 원자로와 유사하게 모사할 수 있어야 한다. 모사의 정확성을 높이기 위해 Tuning 작업이 필수적이나 그 작업 단계가 매우 복잡하여 많은 시간과 노력이 필요하기 때문에 이를 간소화하면서 정확성을 높일 수 있는 Tuning 지원 프로그램을 개발하였다. 개발된 프로그램의 사용결과 신속하고 정확한 Tuning이 가능하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.106-111
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• 1996

600MWe급 상업용 가압경수로의 무붕산운전 가능성을 핵설계 측면에서 검토하였다. 기본 원자로 핵연료 형태는 AP600 기준으로 무붕산 노심이 가능하도록 핵연료 농축도, BP 재질/갯수/위치/농도, 제어봉의 재질/위치/갯수등의 설계 변수등을 변화시켰다. 핵연료 농축도는 1.95w/o, 2.9w/o, 3.5w/o를 사용하였으며, BP의 갯수는 8에서 24개까지 사용하였으며, 재질은 Gd$_2$O$_3$, 농도는 축방향 출력분포를 평탄화 시키기 위하여 10w/o-14w/o를 사용하였다. 제어봉 설계에서 재질은 경제적이며, 제어봉가가 큰 B$_4$C를 사용하였으며, 반응도 제어에는 weak 제어봉을 사용하여 출력분포에 대한 영향을 최소화 하도록 설계하였다. 또한 출력분포제어에는 독립적으로 작동되는 고반응도가의 제어봉을 설정하여 노심 상부에서 동작하게 함으로써 반응도에 미치는 영향이 적도록 설계하였다. 설계 결과 아직 안전성 확보 여부에 대한 연구가 수행되지 않은 상태이나 주기초에서 주기말까지 잉여반응도를 1% 미만으로 유지하고, 축방향 BP zoning이 이루어지면 현재의 상업용 원자로에도 무붕산 운전이 가능할 것으로 판단된다. 또한 주기초 A.O.가 -14%, 제어봉의 삽입과 인출에 따른 국부 첨두치가 2.16으로 나타나 안전성 확보에도 큰 어려움은 없을 것으로 생각된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.270-275
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• 1996

국내 WH 형 발전소의 노심 DNB 분석에 사용되고 있는 THINC-W 코드에 대한 이해와 분석체제에 대한 개선의 일환으로 고리 2호기를 대상으로 하여 노심 분석모형에 대한 민감도 조사 및 이에 따른 설계 한계 DNBR의 변화를 각 열설계 방법론에 대하여 평가하였다. 적용된 열설계 방법론은 웨스팅하우스사의 STDP, ITDP. RTDP, 그리고 Mini-RTDP 등이며, 노심분석 모형은 경계면에서의 대칭을 가정하고 있는 기존모델(Old Model)과 개선된 모델(Improved Model)을 비교분석 하였다. 평가결과 두 분석모형은 부수로내 질량유속 거동과 통계적 열설계 방법론의 설계한계 DNBR에서 유사한 결과를 보여주었으며, 고출력 영역에서는 개선된 분석모형의 적용이 보다 타당한 것으로 평가되었다. 따라서 운전영역 전반에 걸친 제한적 조건에 대한 민감도 분석을 수행할 경우, 원자로 출력증강이나 첨두치의 증가, 운전전략의 변경등으로 발생할 수 있는 여러가지 불리한 조건에 대하여 열적 여유도를 확보할 수 있을 것으로 판단된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.17-22
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• 1995

열출력 108㎿$_{t}$급의 소형 원자로를 설계하였다. 설계 제한 조건으로 2년의 재장전 주기, 무붕산 노심, 저 출력 밀도를 채택하였고, 핵연료 집합체의 설계는 울진 304호기의 사양을 그대로 사용하였다. 노심 출력 준위 제어는 제어봉만으로 가능하도록 하였다. CASMO-3와 KINS-3를 통해 설계된 노심의 주기 길이 만족 여부 확인, 첨두 계수, 감속재 온도 계수, 출력 계수 등을 계산하였다. 설계 결과, 한국 표준 원전 핵연료집합체 사양으로 저출력 밀도의 소형인자로를 무붕산 운전으로 가정하여 설계 가능함을 알 수 있었으며, 감속재 온도 계수가 음의 안전성을 갖고 있으며, 가연성 독봉의 축방향 Zoning이 필요하며, 기존 상용로의 경우 보다 독봉을 많이 사용되어야 하며, 제어봉이 서양 장기판처럼 배치될 정도로 많이 사용되어야 함을 알았다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.525-530
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• 1995

최적 열수력 전산 코드인 CATHARE2 Vl.3u 코드를 이용하여 영광 3/4호기 midloop 운전중 잔열제거(RHR) 기능 상실사고를 해석하였다. 본 연구의 주된 목적은 사고시 계통에서 발생하는 열수력 현상의 이해 향상 및 증기발생기 열제거 능력 평가에 있다. 사고 복구 절차 관점에서 노심 비등, 노출 시점 및 계통압력 등이 중요한 인자이다. 본 계산 수행시 사용한 가정은 다음과 같다. 가) 초기 계통 수위는 고온관 중간에 위치하며 그 윗 부분은 질소 가스로 차 있다. 나) 3/4 인치 크기의 방출 밸브가 원자로 용기 상부 및 가압기 상부에 각각 설치되어 있으며, RHR 흡입구에 수위지시계가 설치되어 있다. 다) 증기발생기의 이차측은 U-튜브가 잠기도록 물로 차있다. 라) 두 증기발생기의 대기 방출 밸브(ADV)는 항상 열려 있어 사고시 이차측 압력을 대기압으로 유지하기에 충분하다. 사고는 원자로 정지 2일 후 발생하였다고 가정한다. 이와 같은 조건하에서 사고시 주된 계통 열제거 수단은 증기발생기 U-튜브내의 응축 작용이며 이는 전체 열제거량의 94%로 나타났다. 노심 비등 시점온 사고후∼300초 이후이며, 계통압력은 10,800초 이후에 최고 압력인 0.25MPa에 도달한 후 그 값을 계속 유지하고 있다. RHR 배관에 연결된 수위지 시계를 통해 10,200초 이후부터 냉각수가 방출되었다. 2개의 방출밸브 및 수위지시계를 통하여 방출된 유량에 근거하여 원자로 용기 냉각재 수위가 고온관 바닦까지 낮아지는 시점을 계산하면 사고 약 6.4 시간 이후가 된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2003.05a
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• pp.170.2-170.2
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• 2003

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.10a
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• pp.362-362
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• 1998

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1999.05a
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• pp.5-5
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• 1999

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2004.05a
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• pp.174.2-174.2
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• 2004

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1999.10a
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• pp.57.1-57
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• 1999