• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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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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• 제16권3호
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• pp.169-179
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• 1984

FIPREL 전산코드를 사용하여 원자로 냉각수 내의 핵분열 생성물에 의한 방사능을 분석함으로써 PWR의 운전시에 발생하는 핵연료 피복관 파손을 평가할 수 있는 효과적인 절차를 모색하였다. 이 코드를 이용하여 핵연료의 농축도, 연소도, 가동온도 및 갭유출계수의 크기로 정량화되는 실제적 파손 크기등의 물리적 파라미터에 대해서 핵분열 생성물의 방사능이 나타내는 민감도에 대한 방대한 계산을 실시하였으며 그 결과는 PROFIP방법에 의한 것과 대체적으로 일치한다. 노출 우라늄이 존재하는 경우에는 옥소보다도 화학적으로 더 안정된 핵종간의 방사능비에 근거하여 반복계산을 실시함으로써 파손된 핵연료 봉에서 유출된 방사능만을 분리해 낸다. 개발된 전산코드로 파손 핵연료봉의 선형출력 밀도, 갯수, 실제적 파손 크기 및 노출우라늄의 질량등을 계산할 수 있다. 고리 1호기의 4주기에 걸친 운전 경험을 이 모텔에 의해 분석한 결과에 의하면 본 모델은 원자력발전소 정상운전시 핵연료봉의 상태를 감시·평가하는데 아주 적합한 것으로 판명되었다.

• 원자력산업
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• 제19권7호통권197호
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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.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2011년도 제40회 동계학술대회 초록집
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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.

• 에너지공학
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• 제20권4호
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• pp.259-266
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• 2011

원자로 정지냉각계통은 원자로 정지 시 핵연료 잔열 제거를 위하여 냉각수가 충분히 공급하고 원자로기기들을 보호할 수 있는 냉각율을 유지할 수 있도록 설계되어야 한다. 경수로 정지냉각계통을 분석하기 위한 KDESCENT코드를 중수로 정지냉각계통에 적용하여 보았으며 기존의 중수로형 해석코드인 SOPHT, SDCS 코드 결과와 비교분석하였다. 정지냉각펌프 모드와 열수송펌프 모드에서 정상냉각 운전상태는 계통의 설계 요건을 만족시켰으며 정지냉각 열교환기를 열제거원으로 사용하였을 때 냉각률은 설계요건에서 규정하고 있는 제한치인 $2.8^{\circ}C/min$ 이하의 값을 얻었다. 전반적인 냉각능력 분석 결과 월성 2, 3, 4호기 정지냉각계통은 핵연료로부터 핵분열 생성물의 방출을 충분히 제한하고 핵연료채널의 건전성을 유지시키기 위한 충분한 냉각을 핵연료에 제공하였다.

• 플랜트 저널
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• 제12권4호
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• pp.37-43
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• 2016

원자력발전소의 사고 대처 부하에 전력을 공급하는 전원계통은 다양한 조건에서도 일정 전압이 유지됨을 분석을 통하여 입증한다. 이를 위하여 발전소를 일정부하 운전 상태로 유지하고, 대용량 전동기(원자로냉각재펌프(RCP), 기기냉각수펌프(CCWP))를 각각 기동하여 기동 전 후 안전관련 모선의 전압을 측정하였다. 현장 시험으로 확보된 자료(예, 전압, 전류, 역율 등)는 기존 전력계통해석 모델의 운전 조건으로 재입력하고 재분석을 수행하였다. 이는, 기존 전력계통분석에 사용된 분석기법과 가정들을 실질적인 측정과 결과 분석으로 입증하는 과정이다. 결국, 두 경우의 전압 강하는 발전소 안전에 중요한 기기의 전압이 허용전압 이하로 저하되지 않음과 두 값의 비교 결과가 요구되는 제한치 이내임을 검증한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권4호
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• pp.562-570
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• 1995

근래의 ABB/CE형 가압경수로들은, 정상운전 및 예상운전과도상태 중에 허용핵연료설계제한치가 위배되는 것을 방지하기 위하여, 노심 운전상태를 감시하는 디지탈노심감시계통, COLSS(Core Oper-ating Limit Supervisory System)를 보유하고있다. COLSS의 주요 기능 중 하나는. 측정되는 운전조건에 대한 최소 핵비등이탈률을 계산하여, 핵비등이탈에 대한 과출력여유도를 감시하는 것이다. COL-SS에서 최소 핵비등이탈률을 계산하는데 사용되는 CETOP-D 모델은 상세부수로분석코드인 TORC 모델에 대해 보수적으로 벤치마킹되며, 보정상수로서 고온집 합체의 입구유량인자를 사용하고 있다. 본 연구에서는 CETOP-D 입구유량인자를 가장 제한적인 운전조건에서 보수적인 단일 값으로 결정하는 ABB/CE 방법을 배제하고, 운전조건에 따른 CETOP-D 입구유량인자 변화를 상관식형태로 결정하는 “CETOP-D 입구유량인자 최적화기법”을 개발하였다. 개발된 방법을 영광 3,4호기 초기노심의 노심운전영역에 적용한 결과, 기존의 ABB/CE 방법에 비하여 정상운전영역에서 핵비등이탈에 대한 과출력여유도가 2% 가량 증가하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제20권4호
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• pp.253-264
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• 1988

본 논문에서는 불란서에서 건설한 900 MWe급 가압경수형 원자로의 중성자 잡음해석 결과를 제시하였다. 중성자 잡음해석이란 노심내의 반응도 변화 및 노심의 수평운동으로 인한 노외검출기 신호의 변화를 해석하는 기법을 의미한다 이러한 방법은 Deterministic Dynamic Testing 기법중에서도 발전소의 정상운전 조건을 유지시키며 기존의 발전소 계측설비를 이용할 수 있다는 장점을 지니고 있다. 본 논문에 사용된 잡음신호는 울진 1호기 원자로의 시운전 시험기간에 구하였으며 이를 통계적 기술함수인 에너지 밀도함수(PSD), 검출기간의 상관함수 (CF)및 위상차(Phase Difference)로 나타내었다. 실험결과, 원자로 용기내의 냉각수 흐름 및 압력맥동 등에 의해 유도되는 Core Support Barrel(CSB)의 진동 주파수가 8Hz 근처임을 규명하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제2권1호
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• pp.24-30
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• 1977

P.W.R. 형 원자로 증기발생기에서 발생되는 배수는 방사성 물질에 의하여 오염된다. 일반적으로 이 원자로의 증기발생기에 공급되는 급수는 'Phosphate'로 pH를 조절했으나 근래에는 'Ammonia' 조절방법이 선진제국에서 각광을 받고 있는 실정인 바 이는 약알카리로 pH를 조절하여 장치의 부식을 방지하기 위함이다. 본 실험에서는 이온 교환 수지탑을 이용하여 'Ammonia'로 조절된 배수를 처리하는 실험을 하였는 바, Acid Form의 Carboxylic, Cationic 몇 Anionic Ion Exchange Resinces Columns의 직열상태로 운전하였을 시 $^{137}Cs$과 $^{90}Sr$의 제염계수(Decontamination Factor)가 가장 높은 값을 나타낼 수 있으며 또한 그 처리능력이 가장 양호한 편으로 판명되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제16권1호
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• pp.36-46
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• 1984

가압경수로의 정상운전상태는 물론 예상 과도상태에서도 노심내에서 DNB가 발생하지 않아야 된다는 설계근거를 만족시키는 새로운 설계방법 즉, 통계처리에 의한 열설계 방법이 개발되어 이에 대하여 검토하였다. 이같은 설계방법을 사용하여 설계변수에 대한 불확실도를 통계적으로 처리함으로써 노심설계에 따른 설계여유도를 정량적으로 계산할 수 있어 원자로심의 안전성을 충분히 유지하면서도 DNB비례산에 따른 불필요한 보수성을 배제할 수 있다. 본 기술검토보고서는 미국의 Westing-house와 B & W원자로 제작회사가 개발한 통계적 열설계방법을 소개하고 본 설계방법의 특성을 설명하며 이어서 불확실도의 통계처리 과정, DNB설계 제한치 설정방법, 그리고 본 방법의 응용 결과를 비교하여 보여준다. 본 검토를 통하여 두 회사의 설계방법은 근본적으로 유사하나 통계처리를 위한 설계변수의 선택과 이들 불확실도의 처리방법이 다소 상이하다는 것을 알았으며 또한 본 방법의 사용으로 노심설계에 있어서 설계여유도가 현저히 증가한다는 것을 알았다.