• 전력전자학회:학술대회논문집
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• 전력전자학회 2000년도 전력전자학술대회 논문집
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• pp.249-252
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• 2000

원자력 교육원 #2(KNPEC-2) 시뮬레이터는 1980년도 중반에 웨스팅하우스에 의해 공급되어 계속 사용되어 오다가 현재 성능개선 연구가 진행 중이다. 이번 성능개선을 통해 기존의 컴퓨터 시스템(Gould MPX)와 소프트웨어의 전면 교체가 이루어지고 있으며 최적 계산 코드를 이용한 실시간 열수력 모델 (ARTS; Advanced Real-Time Thermal-Hydraulics Simulation) 개발 , 2-Group 3D 실시간 노심모델(REMARK ; REal Time Multigroup Advanced Reactor Kinetics)를 이용한 노심 주기개선 (Cycle Update) 가상현실 기술 등을 이용한 컴퓨터 교육지원 시스템(CATS: Computer Assister Training System)등 새로운 시도가 이루어지고 있으며 본 논문은 이러한 새로운 시도가 이루어지고 있으며 본 논문은 이러한 새로운 시도들 및 그 결과에 대해 기술하고 있다. 기준발전소(Reference Plant)인 영광 1호기 12주기의 노심모델로 주기개선(Cycle Update)을 위한 REMARK의 입력자료 생성을 위해 핵설계 전산체계인 APA(ALPHA-PHOENIX-ANC) 시스템의 출력으로부터 자동으로 REMARK 입력데이타를 생성하기 위한 GUI툴 개발하였다. 또 이를 이용하여 개발된 노심모델은 최적계산코드(RETRAn 3D) 의 열수력 해법을 이용하여 개발된 NSSS 열수력코드(ARTS) 와 결합(Integration) 되어 안정 및 과도 상태 시험에 사용되었으며 원자로 냉각재 펌프 정지등의 몇 가지 과도 시험 계산결과 기존 해석 결과와 잘 일치하였다 중앙제어실(MCR; Main Control Room)내의 운전원 행동만 훈련하도록 되어있는 기존시뮬레이터의 한계를 극복하기 위해 가상현실 (VR) 저작도구를 이용한 발전소 현장 내부를 표현하는 가상발전소 (Virtual Plant) 발전소 현장에 소재하여 기존 시뮬레이터의 모의한계 밖에 있던 패널을 표현한 가상판넬(Virtual Panel)등과 강의실에서 발전소 모의 훈련을 가능케 하기 위해 가상현실 기술을 이용한 컴퓨터 지원 교육훈력 시스템(CATS ; Computer Assister Training System)을 개발 중이며 일부 개발부분을 소개하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권1호
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• pp.119-125
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• 1994

핵연료봉의 과도상태 출력준위는 핵연료봉의 과도상태 거동에서 가장 중요한 변수중의 하나이다. 핵연료 성능 데이타베이스의 분석과 핵연료의 과도상태 거동에 영향을 줄 수 있는 핵연료봉 출력이력, 속중성자속, 농축도 및 주기길이 등의 인자들의 민감도 분석을 통해서, ANS 과도조건 I 및 II에서 핵연료봉의 기계적 건전성이 유지되는 허용가능 과도상태 출력을 구하기 위해 일반적으로 적용이 가능한 방법론이 유도되었으며, 이를 통해 17$\times$17 KOFA 핵연료봉의 허용가능 과도상태 출력이 연소도의 함수로써 결정되었다. 이 방법론을 도입함으로써, 현재와 같이 매 주기마다 핵연료봉 과도상태 설계분석을 수행할 필요가 없이 단지 해당주기에서의 과도상태 최대 출력준위 평가로써 핵연료봉의 과도상태 설계를 대체할 수 있으며, 17$\times$17 KOFA 핵연료에 대하 낮은 연소도영역에서 기존의 최대 허용 과도상태 출력 준위인 591 w/cm보다 큰 최대 689.5 w/cm까지 허용함으로써 원자로 운전에 유연성을 줄 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권1호
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• pp.91-101
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• 1993

가압경수로형 원자로의 정상 비정상 운전시의 열수력학적 거동을 예측하기 위해서는 원자로내기포계수의 분포를 정확히 계산하는 것이 필수적이다. 이러한 기포계수의 정확한 예측을 위하여 많은 모델들이 제시되었다. 이중 drift-flux모델은 그 계산의 정확성과 간결성에 의하여 널리 사용되고 있다. 이러한 drift-flux 모델을 사용하여 보다 더 정확한 기포계수를 예측하기 위해서는 각 상간의 슬립률과 flow regime 에 따른 기포의 운동의 변화가 정확히 고려되어야 한다. Drift-flux 모델에서는 이러한 두 가지 요소가 drift-flux parameter인 $C_{o}$ 와 (equation omitted), 에서 고려된다. 본 연구에서는 이러한 $C_{o}$ 의 실험적 결정을 위하여 원자로 노심을 모사한 4개의 전열봉이 있는 비등이 발생하는 수직사각 유로를 구성하였으며, 완성된 유로내에서 기포계수의 분포 및 기포속도의 분포를 측정하였다. 국부적 기포계수 및 기포속도 분포의 측정에 사용된 방법은 이중탐침법이며 측정이 이루어진 유로내의 유동 상태는 유속이 비교적 느린 low flow rate condition이며 유로내 압력은 3기압 이하이다. 본 실험에서는 액상의 속도는 측정되지 않았으며, 따라서 $C_{o}$ 의 계산을 위하여 (equation omitted)의 실험 상관관계식을 사용하여 유로내 평균 기포계수의 함수로 나타내었다.

• 한국지능시스템학회논문지
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• 제3권2호
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• pp.18-35
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• 1993

가압경수로형 원자력발전소 수위제어시스템과 특히 저출력시 수위제어상의 문제점들이 분석 및 고찰되었으며 저출력으로 운전시의 여러 과도특성에서도 안정된 제어를 하고 급수펌프고장과 같은 큰 수위변동 발생시에는 신속한 수위응답을 얻기 위한 방법이 주로 연구되었다. 제어기의 기본 알고리즘으로 퍼지제어기법을 적용하였으며 여기에 필요한 제어규칙 및 알고리즘은 운전원의 지식과 한국원자력연구소에 설치된 교육훈련용 모의제어반에서의 수동운전경험을 바탕으로 설정되었다. 실제 시스템 구현관점에서 제어변수 및 적용규칙은 보다 간편한 튜닝과 입출력변수간의 영향을 고려하여 세워졌다. 저유량일 때 측정이 불량한 유량신호에 대해, 중기발생기를 압력제어모드로 운전할 때에는 유량차의 퍼지변수로서 우회급수밸브의 개도를 이용한 대체정보를 채용하였으며 수위오차의 크기에 따라 유량차의 소속함수를 달리하는 동적인 튜닝방법을 사용하였다. 또한 우회급수와 주급수밸브간 간단한 전환알고리즘의 적용으로 밸브절환시의 수위요동을 억제하고자 하였다. 시뮬레이션 결과 저출력구간에서 원자로출력변동에 대해 기존에 설치된 방법보다 안정된 제어를 하고 동적 튜닝의 적용으로 미세제어동작과 수위오차가 큰 영역의 제어에 대해 신속한 응답과 함께 제어성능이 개선되었음을 보였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제22권1호
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• pp.66-74
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• 1990

원자력 7, 8호기에 장전된 17$\times$17 최적 핵연료집합체의 열수력학적 특성을 원자력 5, 6호기에 장전된 17$\times$17표준 핵연료집합체와 비교하여 분석하였다. 분석된 열수력학적 특성은 정상상태와 과도출력상태에서의 최소 DNBR, 연료봉 중심온도, 출구 기포율등이며, 아울러 연료봉의 중심이 용융되는 국부선출력과 원자로 운전변수들에 대한 DNBR 민감도 계수도 계산하였다. 사용된 코드는 COBRA-IV-I이며, 임계열속 계산에는 R형 그리드에 대해 수정된 W-3 상관식을, 기포율계산에는 drift-flux model을 이용하였다. 계산결과, DNB가 발생할 확률은 최적 핵연료집합체가 더 높았으나, 연료봉의 중심이 용융되는 국부선출력은 표준 핵연료집합체와 거의 동일한 것으로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제18권2호
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• pp.97-106
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• 1986

1981년 6일 9일 원자력 1호기에서 발생한 77.5% 출력상태에서의 외부전원상실사고를 열, 수력학적최적계산용 코드인 RELAP5/MODl/NSC를 사용하여 모의하였으며 해석결과는 발전소 실측자료와 잘 일치하였다. 원자로 냉각재펌프의 트립에 따른 flow coastdown후에 hot-cold leg온도차에 의하여 자연순환 유동이 형성됨이 확인되었으며 실측자료와 잘 일치하여 이와 관련된 전산코드의 열수력학 적모델의 타당성을 입증할 수 있었다. 또한 위의 사고전개가 정상운전상태인 전출력(100%)에서 재발하였을 경우를 가정하여 해석하였다. 이러한 해석을 통하여 보조급수의 공급과 더불어 증기발생기 PORV의 적절한 작동으로 원자력 1호기 노심잔열을 제거하여 안전성에 문제점을 야기하지 않음을 입증하였다. 최적 계산방법에 의한 사고해석에서는 turbine stop valve 작동시간, 증기 발생기 PORV 설정치 등 non-safety 관련요소들의 특성에 대한 정화한 모의가 필수적이다.

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
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• 한국에너지공학회 2008년도 춘계학술 발표회
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• pp.69-75
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• 2008

기포반응도는 월성발전소를 비롯한 CANDU형 원자로의 주된 안전성 쟁점사안으로 끊임없이 논의되어 왔다. 이는 설계기준사고가 노심에서 열에너지 불균형이 원인이 되어 기준이상의 핵연료 파손과 방사성물질 누출로 발전할 위험이 있는 사건들로 정의될 때, 사건 진행 과정에 기포반응도 증가는 조기에 운전중단을 실패할 경우 출력폭주로 이어지므로 사건의 결말이 중대사고로 전환될 위험이 크기 때문이다. 본 연구는 공개된 최신 핵자료인 ENDF/B-VII.0를 NJOY.99로 처리한 연속에너지 반응단면적 라이브러리를 구축하고 MCNP-4C에 접속하여 37봉 천연우라늄 핵연료다발의 표준노심격자에 대한 기포반응도를 시뮬레이션하여, 지금까지 각종문헌에 제시된 값들과 비교, 종합하므로 내제된 불확실성을 추정하는 내용이다. ENDF/B-VII.0 기반 MCNP-4C의 CANDU 노심격자 모델은 동일한 핵자료와 핵종농도를 사용한 WIMS-IAEA 모델과 비교할 때, 초기 노심의 임계도 오차 약 3.51mk가 연소 진행에 따라 $7.5\times10^{-4}mk$/MWD/teU의 비율로 감소하는 것으로 나타났다. 또한 MCNP-4C 예측기포반응도는 초기노심에서 기포율 50% 및 100%에 대해 각각 8.38 및 15.96mk, 평형노심에서 7.68 및 14.72mk로 계산된다. 이는 월성 2, 3, 4 FSAR의 초기노심 및 평형노심에서 100% 기포상태에 대한 값, 약15.0 및 10.6mk와 비교할 때, 초기노심은 약 1.0mk 평형노심은 약4, 1mk 보수적이지만, 다른 연구결과들과는 최대오차 ${\pm}1{\sim}2mk$ 이내에서 잘 일치하는 것으로 평가되었다. 본 연구는 CANDU 노심의 기포반응도 불확실성 요인의 규명 및 영향평가를 위한 노력의 일부로서 앞으로 감속재의 붕산농도 변화, 감속재 및 냉각재의 중수 순도 변화, 기기노화에 의한 격자 구조 및 물성 변화, 중성자속 및 출력 분포 불균형, 반응도조절장치의 위치, 등 주요 설계변수의 변화에 대한 반응도영향 분석연구를 계속할 계획이다.

• 에너지공학
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• 제13권1호
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• pp.51-59
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• 2004

국내에 설치 운영중인 원전 훈련용 시뮬레이터의 핵 증기공급 계통 열수력 프로그램은 1980련 전후에 외국 벤더들이 개발하여 공급한 것으로 이들 열수력 프로그램은 핵 증기공급 계통 열수력 현상을 실시간으로 모의하기 위해 과도하게 단순화된 모델을 채택하고 있다. 그 결과 원자로 냉각계통에 복잡한 이상유동이 발생하는 사고를 모의하는 경우 정확도가 떨어질 수 있어 부정적인 훈련(Negative training)을 초래할 가능성이 있다. 이와같은 문제를 해결하기 위해 전력연구원에서는 RETRAN-3D코드를 기본으로 시뮬레이터용 핵 증기공급 계통 열수력 프로그램 ARTS코드를 개발하였다. RETRAN-3D코드를 기본으로 하는 ARTS코드는 거의 대부분의 사고를 실시간으로 모의할 수 있으며 계산의 건전성도 보장된다. 그러나, 대형냉각재 상실사고나 저압 저유속 상태의 장기 과도현상 등을 모의하는 경우에 발생하는 계산실패나 실시간 계산 지체등의 가능성이 있다. 이 경우 이를 자동으로 대체 보완할 수 있는 보조계산체계를 개발했다. 특히, ARTS코드의 실시간 계산 및 건전성 문제가 예상되는 대형냉각재 상실사고를 주모의 대상으로 간주했다. 계산 결과는 코드의 정확도, 실시간 계산능력, 건전성 및 운전원 교육등에서 최종안정성평가보고서 및 ANSI/ANS-3.5-1998$^{[1]}$ 시뮬레이터 소프트웨어 기준을 만족하는 것으로 평가되었다

• 비파괴검사학회지
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• 제28권5호
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• pp.436-442
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• 2008

최근 VHTR(very high temperature reactor)에 대한 연구에서 흑연이 노심내 구조재, 반사재, 감속재로서 가장 적절한 재료로 인식되고 있다. 운전온도는 약 $900^{\circ}C$로 원자로 내부에 유입되는 소량의 불순물에도 흑연은 산화되기 쉬우며 산화된 흑연은 공극률이 증가하며 구조재료로서 가져야 할 파괴인성이 낮아진다. 본 연구에서는 산화 전후의 흑연에 대하여 초음파특성을 측정하고, 이를 기반으로 흑연에 대한 초음파탐상검사의 유효성을 타진하였다. 흑연의 초음파특성 측정 결과 초음파속도는 탄소강의 약 1/2, 음파 감쇠는 5배 이상, 신호대잡음비는 약 1/3로 측정되었다. 산화 후, 초음파속도는 as-received 상태에 비하여 미소하게 감소되었으나 초음파감쇠는 200% 이상으로 그 차이가 두드러지게 나타났다. 신호대잡음비에 기반하여 POD (probability of detection)을 산출한 결과, 100 mm 미만의 깊이를 가지는 측면공(SDH; side drilled hole)는 산화 전후에 큰 차이를 나타내지 않으므로 해당 깊이를 가지는 결함에 대해서 초음파탐상검사는 비교적 신뢰성 있는 검사를 수행할 수 있다고 판단된다. 상용 자동초음파탐상 장비에서의 테스트 결과 80 mm이하의 깊이에서는 인적오류가 크지 않을 것으로 예상할 수 있었으며, 위상배열 초음파 기법을 통한 검사를 수행한 결과 역시 양호한 신호대잡음비로 측면공들을 모두 검출할 수 있었다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제40권3호
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• pp.165-172
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• 2016

노심보충탱크(Core Makeup Tank, CMT), 안전주입탱크(SafetyInjection Tank, SIT)와 자동감압계통(Auto Depressurization System, ADS)로 구성된 1 계열의 SMART 피동안전주입계통의 주입특성을 파악하기 위한 소형냉각재상실사고(SBLOCA) 모의에 대한 실험적 연구가 수행되었다. SBLOCA의시험은 0.4 인치 안전주입수 배관파단에 대해 수행되었으며, 정상상태 조건은 실험요건서에 제시된 시험 초기 조건을 만족시키도록 746초 동안 운전되었다. 노심 출력 및 안전주입 유량 등의 경계 조건도 적절히 모의되었으며, 안전주입계통 배관에서의 파단, 히터 트립 및 잔열곡선 인가, 원자로냉각재펌프 관성서행(Coastdown), 급수 중단, CMT 및 SIT의 주입, ADS #1 개방이 SBLOCA 시나리오에 따라 적절히 모의되었다. 노심지지원통 내부의 액체환산수위는 파단 초반에 감소하다가 CMT와 SIT가 주입되면서 서서히 회복되었으며, 피동안전주입계통의 주입유량이 노심 수위를 회복하기에 충분한 것으로 판단할 수 있다.