• Nuclear Engineering and Technology
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• v.22 no.1
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• pp.1-11
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• 1990

Heavy water is used as a moderator and a coolant in the pressurized heavy water reactor Because of the high cost of heavy water, downgraded heavy water generated in the reactor system is recycled to the reactor after being concentrated up to 99.8% or more in heavy water upgraders. This study investigates the process of upgraders and then suggests a theoretical model. The relations between process variables are derived from tower packing characteristics, vapour-liquid equilibria, and mass-heat balance equations at a steady state operation of the upgrader h computer program UPGR is developed, using the algorithm that solves the nonlinear equations step by step. It shows that the results of computer simulation are in good agreement with the operating data of the Wolsung upgrader. Thus, this computer code offers the optimum operating guide and is now applied to manage the performance of upgraders for the effective operation of the heavy water upgraders.

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 2000.11a
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• pp.173-181
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• 2000

IAEA자료에 의하면 원자력 발전용 원자로는 1998년말 현재 세계 32개국에서 434기가 운전중이며, 총 출력은 3억 4889만kW인 것으로 나타났고, 이는 세계 총 발전량의 17%를 담당하는 것으로 확인되었다. 그러나 농축 우라늄 고체 핵연료를 사용하는 발전로 개념은 근본적으로 핵물질 SEU(Slightly Enriched Uranium)를 생산하기 위한 235U 농축과 노내에서 238U의 중성자 포획으로 전환.생성되는 Pu의 누적에 따른 핵확산 우려, 고준위 방사성 폐기물로 취급되는 사용후 핵연료 처리.처분에 관한 정책적.기술적 장기 전망의 불확실성, 그리고 설계기준사고인 LOCA로부터 중대사고로 이어지는 안전성 문제 등이 대두되고 있다. Th$^{233}$ /U용융염 핵연료주기를 이용하는 발전로 개념은 원자력 발전이 안고있는 고유문제들을 배제 또는 완화할 수 있는 방안으로 고려되고 있다.(중략)

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2004.10a
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• pp.655-656
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• 2004

1) 제어봉의 전자 클러치는 직류전원 공급 장치에 의해 12V의 직류 전력을 공급받으며 전압 강하에 대한 내성이 좋다. 제어봉은 10V의 전압이 525msec 이상 지속될 때 전자력 상실로 낙하한다. 완전정전(0V)이 발생하여도 직류전원 공급 장치는 500msec 동안 전자클러치에 직류전력을 공급하여 제어봉의 연결 상태를 유지하도록 한다. 2) 정지봉 계통에 대한 전압강하의 영향은 제어회로를 구성하는 전자접촉기의 개방에 의하여 펌프의 전원공급이 차단되고, 그 결과 정지봉이 낙하한다. 정지봉은 펌프의 전원이 상실되면 수압 실린더의 압력 상실로 약 1000msec 후에 낙하한기 시작한다. 그림 2는 제어봉 및 정지봉에 대한 정전 영향을 시간에 따라 표시한 것이다. 3) 1차 및 2차 냉각계통의 부족전압 계전기에 의해 펌프가 정지할 때까지 저유량 신호 및 N/T mismatch 신호에 의한 원자로 정지신호는 발생되지 않는다. 따라서 정지봉 및 제어봉 계통에 적용하고자 하는 순간정전 보상장치는 부족전압 계전기 동작시간 이내의 보상시간에서만 가능할 것이다.

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 1992.10a
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• pp.81-86
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• 1992

원자력발전소 1차 계통 내의 건전성 감시를 위한 설비로는 음향누설 감시계 통(Acoustic Leak Monitoring System: ALMS), 금속파편 감시계통(Loose Parts Monitoring System: LPMS) 및 원자로내부구조물 진동감시계통 (Internals Vibration Monitoring System: IVMS)등이 있다. 현재, 국내의 여 러 원전에는 이들중 일부 계통들이 선택적으로 설치되어 운전중이며, 영광 3,4호기에서는 국내 최초로 이들 3개의 계통을 종합한 핵증기공급계통 건전 성감시계통(Nuclear Steam Supply System Integrity Monitoring System: NIMS)을 설계하였다. 특히, 영광 3,4호기 NIMS에서는 각 계통에 의해 감지 된 1차 계통 내의 이상상태를 하나의 분석컴퓨터(Analysis Computer)를 사 용하여 해석하는 종합결함 탐지해석 기법을 도입하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.771-776
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• 1998

울진 원전 3,4 호기를 대상으로 MAAP4.0.2 코드를 이용하여 발전소 정전사고를 모의/분석했다. 본 분석에서는 사고진행에 따른 일.이차계통의 상태변화를 원자로용기 파손때까지 상세 파악하였다. 사고관리 관점에서, 발전소 정전사고는 이차측의 대기방출밸브를 통한 강제감압에 의해 사고진행을 완화할 수 있으며 이러한 운전원 조치에 의한 완화효과를 검토하였다 그 결과 감압시작 2시간후에 일차측은 약 24$^{\circ}C$ 의 과냉각도를 보이며 안정되었고. 사고시작 1시간 후부터 3시간 동안의 강제감압이 성공한 경우, 노심노출시간 기준으로 약 2시간의 지면효과가 있었다.

• Proceedings of the Membrane Society of Korea Conference
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• 1998.10a
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• pp.156-158
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• 1998

원자력 발전소에서 사용하는 1차 냉각수에 대해 살펴보면, 일차냉각수의 pH는 5~8 범위이며, 수질기준은 염소이온과 불소이온이 0.15 ppm, 현탁고형물 이 0.2 ppm이나 실제 농도는 기준치보다 훨씬 낮은 매우 순수한 상태로 유지된다. 다만, 핵분열 반응도를 제어하기 위해 주입되는 붕소가 수백 ppm정도, pH를 조절하기 위해 부가되는 리튬의 1 ppm정도 포함되며, 그밖에 1ppm 정도의 실리카가 포함될 수 있다. 붕산으로 포화 운전되는 이온교환 수지탑 내에서는 붕산보다 이온선택도가 낮은 실리카는 이온교환수지에 흡착되지 않기 때문에 발전소의 가동년수의 증가에 ㄷ아라 원자로 냉각제의 실리카 농도는 점차 증가하게 되었다.

• Proceedings of the Korea Information Processing Society Conference
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• 2009.11a
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• pp.911-912
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• 2009

핵연료교환기는 매일 일정량의 연료를 교체해 주어야 하는 중수로 원전의 특성상 작동이 빈번한 장비로 원활한 원자로 운전에 중요한 역할을 담당하고 있다. 이에 따라 핵연료교환기 점검시에 정비이력관리 및 기기 이상 진단 기능을 추가하여 점검의 신뢰성을 높이고자 한다. 진단 시스템은 제어신호 및 진단신호 저장을 통하여 점검 상태에 대한 이력 관리가 용이해지고, 신호처리를 이용한 이상 분석을 통하여 기존에 확인 할 수 없는 이상신호를 확인 할 수 있다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.473-480
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• 1996

영광 3/4호기 mid-loop 운전중 잔열제거(RHR) 기능 상실사고시 열수력적 현상을 최적 전산코드인 CATHARE2를 이용하여 해석하였다. 이러한 사고시 열수력적 현상은 일,이차측 냉각재 방출유로와 계통내 비응축성 가스의 거동에 의해 크게 영향을 받는다. 본 연구에서는 2개의 경우를 모의하였는데, 하나는 계통내 방출유로가 있는 경우이며 다른 하나는 방출유로가 없는 경우를 계산하였다. 이 때 사용된 가정은 다음과 같다. (가) 계통은 부분충수 운전 상태로 상부에 비응축성 가스나 증기로 가득 차 있다. (나) 증기발생기는 1대만이 이용 가능하고 이차측은 습식보관 상태이며, 보조급수는 공급되지 않고 이차측 압력은 대기압 상태이다 (다) 사고는 원자로 정지후 2일후 발생한다. 이와같은 조건하에서 사고시 계통 최대압력은 방출유로가 있는 경우 사고후 6,000 초에 0.27 MPa이며, 방출유로를 통한 유량은 총 2.4 kg/s이다. 이 방출유량을 외삽하여 계통수위가 고온관 바닦까지 도달하는데 걸린 시간은 사고후 약 5.67시간이다. 증기발생기 U-튜브를 통한 열전달에 의해 이차측 증기 발생으로 이차측 수위가 하락하면 증기발생기 reflux cooling은 제한을 받을 수 있다. 이 경우 이차측 수위가 U-튜브의 active 영역 상부까지 도달하는데 걸리는 시간은 사고후 약 10시간으로 계산되었다. 그러므로 이 경우 보조급수 공급 여유시간보다 노심 노출시간이 더 빨리 도달하여 노심을 손상시킨다. 사고시 수위지시계는 계통감압에 큰 영향을 주지 못하기 때문에 가능한 빨리 닫아 계통 inventory를 유지하는 것이 이차측 보조급수공급보다 우선한다.합한 설계방안으로 분석되었다.크다는 단점이 있다.TEX>$_2$O$_3$ 흡착제 제조시 TiO$_2$ 함량에 따른 Co$^{2＋}$ 흡착량과 25$0^{\circ}C$의 고온에서 ZrO$_2$와 $Al_2$O$_3$의 표면에 생성된 코발트 화합물을 XPS와 EPMA로 부터 확인하였다.인을 명시적으로 설명할 수 있다. 둘째, 오류의 시발점을 정확히 포착하여 동기가 분명한 수정대책을 강구할 수 있다. 셋째, 음운 과 정의 분석 모델은 새로운 언어 학습시에 관련된 언어 상호간의 구조적 마찰을 설명해 줄 수 있다. 넷째, 불규칙적이며 종잡기 힘들고 단편적인 것으로만 보이던 중간언어도 일정한 체계 속에서 변화한다는 사실을 알 수 있다. 다섯째, 종전의 오류 분석에서는 지나치게 모국어의 영향만 강조하고 다른 요인들에 대해서는 다분히 추상적인 언급으로 끝났지만 이 분석을 통 해서 배경어, 목표어, 특히 중간규칙의 역할이 괄목할 만한 것임을 가시적으로 관찰할 수 있 다. 이와 같은 오류분석 방법은 학습자의 모국어 및 관련 외국어의 음운규칙만 알면 어느 학습대상 외국어에라도 적용할 수 있는 보편성을 지니는 것으로 사료된다.없다. 그렇다면 겹의문사를 [-wh]의리를 지 닌 의문사의 병렬로 분석할 수 없다. 예를 들어 누구누구를 [주구-이-ν가] [누구누구-이- ν가]로부터 생성되었다고 볼 수 없다. 그러므로 [-wh] 겹의문사는 복수 의미를 지닐 수 없 다. 그러면 단수 의미는 어떻게 생성되는가\

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.3
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• pp.336-343
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• 1995

The Self Tuning Regulator(STR) method which is an approach of adaptive control theory, is ap-plied to design the fully automatic power controller of the nonlinear reactor model. The adaptive control represent a proper approach to design the suboptimal controller for nonlinear, time-varying stochastic systems. The control system is based on a third­order linear model with unknown, time-varying parameters. The updating of the parameter estimates is achieved by the recursive extended least square method with a variable forgetting factor. Based on the estimated parameters, the output (average coolant temperature) is predicted one-step ahead. And then, a weighted one-step ahead controller is designed so that the difference between the output and the desired output is minimized and the variation of the control rod position is small. Also, an integral action is added in order to remove the steady­state error. A nonlinear M plant model was used to simulate the proposed controller of reactor power which covers a wide operating range. From the simulation result, the performances of this controller for ramp input (increase or decrease) are proved to be successful. However, for step input this controller leaves something to be desired.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.16 no.3
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• pp.155-160
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• 1984

Analyzed is the thermal margin of the Korea Nuclear Unit 1 (KNU-1) reactor core consisting of either 14 x 14 standard fuel assemblies (SFA) or optimized fuel assemblies (OFA). Employed for the analysis are two different thermal design methods; traditional and statistical thermal design method. Compared to the traditional design thermal method, the statistical thermal design method improves the core thermal margin utilizing best-estimate values for the core operating parameters combining their uncertainties in a statistical manner. Calculations are performed using a steady state and transient thermal-hydraulic analysis computer program, COBRA-IV-i. Calculated results show that the statistical thermal design method significantly improves the thermal margin and satisfies the core thermal design base of the KNU-1 SFA and OFA core. However, the thermal design base can not be met, if the traditional thermal design method is employed for the OFA role analysis.