• Proceedings of the Korea Information Processing Society Conference
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• 2013.11a
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• pp.2-4
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• 2013

최근 아날로그 기기의 생산중단 및 디지털 시스템들의 고도화에 따라, 가장 보수적인 산업분야인 원자력 분야에도 디지털 기술이 적용되고 있다. 정보처리시스템은 정보의 취득, 처리, 기록, 가공과 관련된 제반의 기능을 수행하여 원자로의 상태 감시 및 제어를 지원하는 중요한 시스템이다. 이러한 정보처리시스템은 대규모 발전소 또는 소규모 연구로 등 그 규모에 따라서 다양하게 설계될 수 있다. 본 논문에서는 국내에 사례가 매우 드문 연구용 원자로의 정보처리시스템에 대하여, 시스템이 갖추어야 할 안전성 요건 및 운전성 요건을 분석 및 정의하고 이를 만족하는 통합 정보처리시스템의 개념 설계 결과를 소개한다. 연구결과는 국내외 중/소 규모 플랜트의 정보처리시스템 설계에 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.334-339
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• 1996

Midloop 운전중 RHR 기능 상실사고를 모의 실험한 Bethsy 6.9d에 대해 CATHARE2 코드를 이용하여 해석하였다. 이 실험의 초기조건은 계통수위를 고온관 중간까지 낮추고, 그 윗부분은 비응축 가스로 차 있는 midloop 상태를 유지하는 것이다. 잔열은 원자로 정지 2일 후를 가정한 노심출력을 사용하였으며, 계통내 방출유로는 상부의 Upper head vent와 가압기 vent 및 고온관 1에 연결된 Letdown line과 수위지시계 방출유로가 열려 있다고 가정하였다. 또한 세 개의 loop중 증기발생기 한대만 이유 가능하고, 나머지 두 대는 이차측이 공기로 가득 차 있는 상태를 유지하였다. 이 연구의 주된 목적은 midloop 운전중 RHR 기능 상실사고에 대한 위와같은 상태에서 계통의 열수력적 현상을 실험을 통해 이해하고 코드 예측능력을 평가하는 것이다. CATHARE2 코드 계산결과 대체적으로 실험의 현상을 잘 모의하고 있으나 다음 사항에 대해서는 차이를 보이고 있다. 첫째 노심내 물의 혼합을 적절히 모의하지 못하여, 노심내 국부적 증기 발생 시점이 실험에 비해 약 250초 빨리 나타났다. 둘째 노심에서 고온관으로의 물의 유입이 많아 고온관에서 기포율이 실험에 비해 낮게 나타났다. 마지막으로 밀림관(surge line)에서 물의 유입에 의한 압력차가 실험보다 높게 나타났다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.36 no.10
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• pp.1235-1239
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• 2012

Primary water stress corrosion cracking (PWSCC) has been observed around the weld region of control rod drive mechanism (CRDM) nozzles in nuclear power plants overseas. The weld has a J-shaped groove and it connects the CRDM nozzle with the reactor vessel upper head (RVUH). It is a dissimilar metal weld (DMW), because the CRDM is made of alloy 600 and the RVUH is made of carbon steel. In this study, finite element analysis (FEA) was performed to estimate the stress condition around the weld region. Generally, it is known that a high tensile region is more susceptible to PWSCC. FEA was performed as for the condition of welding, hydrostatic test and normal operation successively to observe how the residual stress changes due to plant condition. The FEA results show that a high tensile stress region is formed around the weld starting point on the inner surface and around the weld stop point on the outer surface.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.160-165
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• 1996

중수로형 원전에서 일차측 냉각수를 순환시키는 주연수송펌프가 정상운전중 갑자기 정지하는 사고를 강제순환 상실사고라 한다. 강제순환 상실사고는 주열수송계통을 과도압력상태로 만들며, 일반적으로 펌프에 공급되는 IV등급전원 상실사고와 기계적 손상에 의한 주열수송펌프 고착사고로 분류할 수 있다. 본 논문에서는 강제순환 상실사고에 대하여 중수로계통설계의 열수력 해석코드인 SOPHT를 이용하여 주열수송계통의 과도압력상태를 해석하였다. 카나다 원자력 규제위원회(AECB)의 과압 방지조건인 R-77 요구조건에 적절한 유효트립변수를 결정하기 위한 해석이 수행되었으며, 증기발생기 오염상태와 액체방출밸브 작동여부가 고도압력상태에 미치는 영향을 고찰하여 보수적 조건을 제시하였다. 또한 위와같이 결정된 보수적 조건을 근거로 ASME 코드에 명시된 과압 한계치에 대한 만족여부와 과도압력상태에 따른 주열수송계통의 열수력학적 거동을 고찰하여 보았다. 해석결과, 강제순환상실사고시 주열수송계통은 R-77 요구조건에 적합한 원자로트립변수에 따라 안정화되었으며, 계통의 최대압력은 ASME 코드가 규정한 한계치내에 있음을 알 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.13 no.4
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• pp.264-276
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• 1981

A simulation procedure which can represent time-dependent nuclear characteristics of TRIGA Mark-III reactor is developed. CITATION, a multi-group diffusion-depletion program, has been utilized as calculational tool. The group structure employed in this study consists of 7 groups: -3-fast and 4-thermal-which is conventionally utilized in TRIGA type reactor analysis. Three-dimensional nuclear characteristics are synthesized by combining results from two-dimensional plane calculation and two-dimensional cylinder calculation, since direct three-dimensional approach is not yet possible. An effort ia made to develope a method which can extract effective zone and group dependent bucklings by neutron diffusion theory rather than conventional zone and/or group independent Ducklings by neutron transport theory, since neutron leakage is quite high for small core such as research reactors. It is turned out that the method developed in this study gives satisfactory results. The calculation is performed under assumptions that all control rods are fully withdrawn, that no samples are inserted in the irradiation holes and that the core is located in the center of the reactor pool. Burnup-dependent variation of core excess reactivity, time dependent change of Xe-135 poisoning and reactivity worth of rotary specimen rack are calculated and compared with operation records. Neutron flux and power distribution as well as neutron spectrum in each irradiation .facility are presented.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.96-101
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• 1997

양자가속기를 외부 중성자 공급원으로 하여 미임계 운전을 가능하게 하고 토륨을 핵연료로 사용하므로 장주기 핵종과 핵무기 재료물질의 발생량을 현저히 줄일 수 있는 새로운 노형인 energy amplifier에 대한 연구가 CERN을 중심으로 활발히 진행되고 있다. 본 연구에서는 토륨주기에 대하여 고정 중성자속 조사에 의한 핵분열 및 방사붕괴에 관한 모델을 정립하여 다수의 연립선형 미분방정식으로 구성하여 Runge Kutta 5-6차 자동시간 간격 수치해법을 이용하여 계산하였다. 결과는 1014의 고정 중성자속에 대하여 충분한 U233의 생산이 평형상태에 도달하고 장주기 핵종도 우라늄 주기에 비하여 현저히 줄어듬을 보이므로 가속기를 이용한 토륨 핵연료 주기의 타당성을 확인하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.126-131
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• 1996

증기주입기간 고온, 고압의 증기 열에너지를 운동에너지로 전환하여, 저압의 피주입수를 고압의 계통으로 펌핑하는 장치를 말한다. 원자로에서 과도상태나 사고 발생시, 저온 저압의 냉각수를 고온 고압의 계통으로 주입시켜야 되는 상황이 종종 발생한다. 기존 원자로의 경우 먼저 여러 가지 능동적인 수단을 사용하여 계통의 압력을 떨어뜨린 후, 능동기기를 사용하여 냉각수를 주입시킨다. 냉각수를 주입시키기 위해서는 먼저 계통의 압력을 떨어뜨려야 한다. 기존 방식의 단점으로는 감압이 어렵고, 능동기기에 대한 전원 유지가 필수적이며, 능동기기(펌프)의 고장 가능성을 들 수가 있다. 증기주입기는 감압 및 구동력이 필요하지 않고, 움직이는 부분이 없이 노즐과 밸브로만 구성되어 있이, 냉각수 주입계통의 신뢰도를 크게 향상시킬 수 있다. 따라서 광범위한 운전 조건하에서 안정되게 작동할 수 있는 증기주입계통을 개발하기 위한 분석 기법연구 및 분석 코드를 개발하였다.

• Journal of the Korean Society for Precision Engineering
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• v.28 no.2
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• pp.233-238
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• 2011

In piping design of nuclear power plant facilities, the load stress according to self-weight is important for design values in test run(shutdown and starting). But sometimes it needs more studies, such as seismic analysis of an earthquake of power plant area and fatigue life and stress of thermal expansion and anchor displacement in operating run. In this paper, seismic evaluations were performed to nuclear piping system of Shin-Kori NO. 3&4 being built in Pusan lately. Results of seismic analysis are evaluated on basis of KEPIC MN code. The structural integrity on RCB piping system was proved.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2003.07d
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• pp.2432-2434
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• 2003

노내 중성자 분포 측정 설비는 원자로 내부의 중성자 분포를 측정하는 설비로서 원자로 내부를 이동하는 검출기의 구동 메커니즘 제어와 측정 데이터 취득을 위한 제어시스템이 요구된다. 이 설비는 발전소 건설 당시 도입되었던 제어시스템으로 운전되고 있으나 노후되어 디지털 제어시스템으로의 설비 개선 연구가 착수 되었다. 개발된 제어시스템은 산업표준 Programmable Logic Controller 및 소프트웨어 기반으로 설계되어 기능개선, 설계변경 및 예비품 확보에 유연하게 대처할 수 있고, 진보된 검출기 구동 메커니즘 제어와 검출기 데이터 취득 기능을 통하여 측정 작업의 완전 자동화가 가능하다. 특히, 다양한 진단 기법을 통하여 작업상황 및 설비의 상태를 파악하여 필요한 보호기능과 경보기능을 제공함으로써 설비의 안정적 운영과 정비가 편리하다. 현재 개발된 시스템은 고리1호기에 설치되어 주기적으로 노내 중성자 분포 측정 작업을 수행하고 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.25 no.2
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• pp.276-284
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• 1993

The ABB-CE System-80 reactor power cutback system(RPCS) is designed to enable continuous operation of the reactor without trip in the events of the loss of one of the two main feedwater pumps and loss of load, and thus improves plant availability in a cost effective manner. In this study expansion of RPCS has been investigated for continuous reactor operation without trip in the event of an inward control element assembly(CEA) deviation including a single rod drop. Under the expanded function of RPCS the control system will provide a rapid core power reduction on demand by releasing CEAs to drop into the core and reduce the turbine power, if necessary, to follow the reactor power variation. This design feature which is included as the new design features to be incorporated in the ABB-CE System-80+ meets the EPRI advanced light water reactor(ALWR) requirements. For this study core analysis models of System-80+ have been developed to simulate the nuclear steam supply system(NSSS) response as well as the RPCS initiation of rapid CEA insertion. The results of this study demonstrate that the reactor trip can be avoided in the event of inward CEA deviation including a single rod drop by the RPCS initiation and thus the plant availability and capacity factor would be increased.