• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.317-322
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• 1997

앞으로 건설되는 원전의 계측제어계통은 디지털 기술로 설계될 전망이다. 그러나 디지털 기술을 원전 계측제어계통에 적용하는데 있어서 디지털 기술이 원전의 안전성이나 신뢰도에 영향을 미치지 않는다는 사실을 보증하여야 하며, 디지털계통의 기능과 성능에 대한 확인/검증은 원전에 설치되기 전에 수행되어야 한다. 계측제어 시험검증설비의 목적은 새롭게 개발되는 디지털 제어 및 보호 알고리즘, 경보축약 알고리즘 또는 운전지원계통등의 성능을 검증하기 위함이다. 시험검증설비의 소프트웨어는 웨스팅하우스형 993 MWe 가압경수로를 모델링한 수학적 모델링과 시험검증설비를 운용하기 위하여 필요한 종합운용프로그램으로 구성된다. 하드웨어는 공학용 워크스테이션, 시험용 패널, 개발되는 계통과의 인터페이스를 위한 VXI 인터페이스 모듈, 그리고 공유메모리의 값을 시험대상 시작품으로 전송하는 Ethernet 모듈 등으로 구성된다. 사용자 인터페이스로 할덴 원자로 프로젝트에서 개발된 Picasso 그래픽 도구를 이용한 화면과 60개의 주요변수의 값을 CRT에 표시하는 기능을 제공한다. 계측제어 시험검증설비를 응용한 계측제어계통 시작품은 정상운전 및 과도상태에서 적절한 시험결과를 제공하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.16 no.3
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• pp.169-179
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• 1984

An efficient procedure of evaluating the fuel cladding failures occurring in the normal operations of typical PWR's has been investigated through the analysis of fission product(FP) activities in the reactor coolant using an analytical model, FIPREL code. Performed by this code is an extensive study on the sensivities of FP activities to such physical parameters as enrichment, turnup, and operation temperature of failed fuel rod as well as the effective failure size quantified in terms of the magnitude of gap release coefficient. The results of study are generally in agreement with those by PROFIP method. In the presence of tramp uranium the portion of activities released from failed rod is separated by an iterative calculation based on the activity ratios of fission nuclides chemically more stable than iodines. Obtained are the linear power density and the number of failed rods, the effective failure size, and the mass of tramp uranium. The operation experiences of 4 cycles of Kori Unit 1 are analyzed and the results show that the model is highly reliable for the survey and evaluation of fuel rod conditions during reactor operations.

• Nuclear industry
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• v.19 no.7 s.197
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• pp.31-34
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• 1999

99년 6월 21일 오전 11시. 울진 3호기의 모든 전산 설비의 날짜 및 시간이 2000년 00시 00분으로 변경되어 발전소의 모든 설비들은 2000년과 똑같은 상황하에서 운전되고 있었고 원자로 출력, 발전기 출력도 정상 상태를 유지하고 있었다. Y2K 종합 실증 실험은 50여분 동안 진행되었으며, 2000년 연도 전환 시험, 날짜 지정 시험, 윤년 인식 시험, 그리고 마지막으로 안전 설비 동작 시험순으로 시험이 진행되는 동안 아무런 설비의 이상 징후나 이상 상태 발생 없이 성공적으로 시험이 완료되었다. 지난 일년여 동안 Y2K 문제 해결을 위해 노력해온 모든 직원들의 노고가 한순간에 보상받는 순간이기도 했다. Y2K 종합 실증 실험이 끝나고 난후에 주제어실과 현장의 주요 설비들이 전보다 더 신뢰가 가고 튼튼해 보였던 것은 나만의 느낌이 아니었으리라 생각한다. 그 동안 수고한 모든 이들의 정성이 범국가적 아니 범세계적 핫이슈인 Y2K 문제를 원전의 울타리 밖으로 멀리 쫓아 버렸으며, 청정 에너지원인 원자력을 국민들로부터 더욱더 사랑받을 수 있도록 하는 계기가 되었다고 자평하고 싶다. 그 동안 울진 3호기 Y2K 종합 실증 시험을 마치기까지의 추진 경위와 Y2K 실증 시험 결과, 그리고 향후 대책 등에 대해서 간단히 소개하고자 한다.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2011.02a
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• pp.366-366
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• 2011

냉중성자원은 하나로 반사체탱크에 위치한 수직공에 설치되어 노심에서 발생하는 열중성자를 감속재인 액체수소층을 통과시켜 냉중성자를 생산하는 설비로 수소가를 충전하고 있는 수소계통이 있으며, 21K의 극저온 액체수소/기체수소 2상(ttwo-phase)을 유지하기 위해 외부에서 유입되는 열침입을 최소화하기 위해 진공계통이 설치되어 있다. 진공계통은 수조내기기 집합체(In-Pool Assembly : IPA)의 액체수소 열사이펀, 감속재 용기 등의 냉중성자원 극저온 부풀들의 단열을 위하여 진공용기 내부진공도를 공정진공도 이하로 유지하기 위한 계통으로 고진공펌프, 진공배기탱크 및 저진공펌프의 조합으로 두 개의 진공펌프시스템과 진공박스, 배기수집탱크 및 밸브박스를 포함한 연결배관으로 설계되었다. 저진공펌프를 이용하여 대기압에서 고진공펌프 작동압력까지 도달한 후 고진공펌프를 가동하여 공정진공도 이하의 진공도를 확보하고, 고진공펌프로부터 배기되는 배출가스는 고진공펌프 후단에 설치된 진공배기탱크에 포집되며, 필요 시 저진공펌프레 의하여 배기수집탱크로 배출된다. 진공펌프시스템은 진공용기 내부의 압력이 공정진동고 이하로 유지되도록 연속적으로 가동되어 진공단열이 가능하다. 본 논문은 감속재인 수소를 액화상태로 유지하며, 공정진공도 이하로 충분히 유지되어 운전되는 진공계통의 특성을 원자로 운전 주기별로 소개하고자 한다.

• Journal of Energy Engineering
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• v.20 no.4
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• pp.259-266
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• 2011

Following the reactor shutdown, the reactor shutdown cooling system must be designed to supply the coolant sufficiently not only to remove the decay heat but to maintain the adequate cooling rate to protect the reactor equipments. In this study, KDESCENT code for the light water reactor and SOPHT, SDCS codes for the heavy water reactor were compared and analyzed to investigate the cooling capability during the shutdown cooling process. The shutdown cooling system design requirements were satisfied during cooling process for both the SDCP and the HTP modes and the design cooling rate of $2.8^{\circ}C/min$ or below was maintained using the SDC heat exchangers. This study shows that the shutdown cooling system in the Wolsong 2, 3, 4 reactors provides sufficient cooling to maintain the nuclear fuel integrity by removing the decay heat of the nuclear fission product.

• Plant Journal
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• v.12 no.4
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• pp.37-43
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• 2016

Power system which provides electricity to the accident mitigation load for nuclear power plant should be verified to maintain the proper voltage level under the various loading and source conditions. For this purpose, it was needed to collect the voltage data of safety related buses during operation of the Reactor Coolant Pump(RCP) motor and Component Cooling Water Pump(CCWP) motor, respectively, under the certain loading condition of the plant. The data (such as, voltage, current, power factor) collected from actual measurement were used to modify the existing ETAP model and then the reanalysis was conducted to simulate the testing conditions. Through these actual measurement and analysis, it ensures that the existing electrical system analysis including assumptions and methods was conducted properly. Finally, the voltage of safety related buses was not dropped below the acceptable level, and the discrepancy between two results was within the limit.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.4
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• pp.562-570
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• 1995

The recent ABB/CE(Asea Brown Boveri Combustion Engineering) type pressurized oater reactor-s have the on-line monitoring system, i.e., the COLSS(core operating limit supervisory system), to prevent the specified acceptable fuel design limits from being violated during normal operation and anticipated operational occurrences. One of the main functions of COLSS is the on-line monitoring of the DNB(departure from nucleate boiling) overpower margin by calculating the MDNBR(mini-mum DNB ratio) for the measured operating condition at every second. The CETOP-D model, used in the MDNBR calculation of COLSS, is benchmarked conservatively against the TORC mod-el using an inlet flow factor of hot assembly in CETOP-D as an adjustment factor for TORC. In this study, a technique to optimize the CETOP-D inlet flow factor has been developed by elim-inating the excessive conservatism in the ABB/CE's. A correlation is introduced to account for the actual variation of the CETOP-D inlet flow factor within the core operating limits. This technique was applied to the core operating range of the YongGwang Units 3&4 Cycle 1, which results in the increase of 2％ in the DNB overpower margin at the normal operating condition, compared with that from the ABB/CE method.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.20 no.4
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• pp.253-264
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• 1988

Our experience of neutron noise analysis in French-type 900 MWe pressurized water reactor (PWR) is presented. Neutron noise analysis is based on the technique of interpreting the signal fluctuations of ex-core detectors caused by core reactivity changes and neutron attenuation due to lateral core motion. It also provides advantages over deterministic dynamic-testing techniques because existing plant instrumentation can be utilized and normal operation of the plant is not disturbed. The data of this paper were obtained in the ULJIN unit 1 reactor during the start-up test period and the statistical descriptors, useful for our purpose, are power spectral density (PSD), coherence function (CF), and phase difference between detectors. It is found that core support barrel (CSB) motions induced by coolant flow forces and pressure pulsations in a reactor vessel were indentified around 8 Hz of frequency.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.2 no.1
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• pp.24-30
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• 1977

Les eaux de $g\'{e}n\'{e}rateur$ de vapeur d'un $r\'{e}acteur$ P. W. R peuvent $\^{e}tre$ $contamin\'{e}es$ par des $radio-\'{e}lements$. Ces eaux sont habituellement $condition\'{e}es$ 'phosphate' pour limiter leur $agressivit\'{e}$ et la tendence actuelle est de remplacer les phosphate par un conditionment 'Amoniaques'. La $pr\'{e}sente$ $\'{e}tude$ a pour but de definir la $possibilit\'{e}$ $d'{\'{e}}purer$ des eaux $condition\'{e}es$ $\'{a}$ l'ammoniaque $\'{a}$ l'aide $d'{\'{e}}changeurs$ d'ion organiques. Des Facteurs de $D\'{e}contamination$ (F. D) en Cesium 137 et Strontium 90 et la $dur\'{e}e$ du cycle $d'{\'{e}}puration$ ont $d\^{u}$ $\^{e}tre$ bien meilleurs avec une colonne de 10 ml de $r\'{e}sine$ Carborylique Duolite $CC_4$ mise sous forme acide, suivie d'une colonne de 10 ml de $r\'{e}sine$ cationique Amberlite IR 120 mise sous forme acide et suivie d'une colonne de 10 ml de $r\'{e}sine$ anionique Amberlite IRA 400 mise sous forme hydroxyde.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.16 no.1
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• pp.36-46
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• 1984

Studied are the statistical thermal design (STD) methods that have been developed to satisfy the design basis which protects a pressurized water reactor (PWR) core against departure from nucleate boiling (DNB) during normal operations and anticipated transients. The objective of the statistical thermal design is to quantify the thermal design margin and to remove any excess conservatism from the DNB ratio calculations through statistically combining design parameter uncertainties, while still maintaining a high level of core protection. This report describes and compares the STD methods developed by the two U.S. reactor vendors (Westinghouse and B & W). Included are the characteristics of STD, statistical treatment of uncertainties, DNB design limit development methodology and the sample application of the STD technique to core thermal design analysis. It is observed that the STD methods developed by the two vendors are similiar to each other in principle, but different in the treatment of the uncertainties associated with the design parameters. The statistical thermal design is found to significantly improve the thermal design margin.