• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.745-750
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• 1998

원자로 압력용기 대형 냉각재상실사고에 기인하는 노심용융사고시 노심용융물과 내벽사이의 간극 및 외벽의 열대류계수의 건전성에 대한 영향을 고찰하기 위하여 건전성평가를 수행하였다. 먼저 유한요소해석을 통해 간극 고려 여부와 외벽의 열대류계수 변화에 따른 원자로 압력용기의 온도 및 응력 분포를 결정하였으며, 결정된 온도 및 응력 분포, Larson-Miller 곡선과 손상 법칙을 이용하여 원자로 압력용기의 손상 정도와 파손 시간을 계산하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05d
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• pp.176-181
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• 1996

원자로 용기 헤드부위의 관통관은 재질이 Inconel-600이며, 현재 세계각국에서도 원자로 헤드 관통관의 균열이 일부 발견되어 우리나라에서도 관심이 되고 있다. 국내 원전 헤드관 통관 수량도 고리 1,2호기의 경우 40개, 고리3,4호기(영광1,2) 61개, 울진 57개로서 관통관의 균열결함이 존재할 수 있다. 만약 균열이 성장하여 파손 되었을 시 원자로 냉각재 누설등 발전소 안전에 큰영향을 미치므로 균열의 원인으로 알려진 용접부위 잔류응력 및 발전소 정상운전 상태에서의 응력을 해석하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05b
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• pp.489-494
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• 1997

주조 스테인레스강으로 제작된 원자로 냉각재배관은 고온에서 장기간 운전됨에 따라 열취화의 영향을 받을 수 있다. 장기간의 열취화는 재료의 연성 및 파괴인성을 저하시킬 수 있으며, 배관에 균열이 존재하는 경우 건전성을 위협할 수 있다. 따라서 본 논문에서는 원전수명연장을 위한 타당성 검토 측면에서 Chopra의 방법 등을 이용한 원자로 냉각재배관의 열취화 평가 및 민감도 분석을 수행하였다. 이를 통해 원자로 냉각재배관의 열취화 수준을 정량화하였고, 건전성 평가에 활용될 수 있는 J$_{IC}$ 값을 예측하였으며, 열취화에 영향을 미치는 주요 인자를 도출하였다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2011.05a
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• pp.171-172
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• 2011

• JOURNAL OF ELECTRICAL WORLD
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• s.402
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• pp.23-27
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• 2010

• Proceedings of the Optical Society of Korea Conference
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• 1991.06a
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• pp.46-49
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• 1991

우라늄 원자의 선택적 광이온화 과정을 레이저 빔과 상호 작용하는 네준위 원자 모델을 통하여 분석하였다. 다준위 원자 모델이 보이는 원자 감금 현상과 여기 경로의 중첩으로 인한 간섭 현상을 이용하여 모델 내의 최상 준위의 원자 밀도를 최대화하는 조건을 착고, 그 물리적 해석을 부여하였다.

• Journal of the KSME
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• v.51 no.7
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• pp.35-39
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• 2011

이 글에서 중소형 원자로인 스마트 원자로의 표준설계인가를 받기 위하여 수행한 기계 기술검증시험, 원자로 계통의 안전성 평가에 필요한 자료를 생산하기 위하여 수행한 시험, 그리고 기술현안 사항을 해결한 시험에 대하여 소개하고자 한다.

• Journal of the Korean Magnetics Society
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• v.2 no.3
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• pp.193-199
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• 1992

희토류 영구자석, $Nd_2Fe_{14}B$ 화합물에 대한 자체충족적 국재밀도함수근사 전자 구조 계산을 수행하여 이 물질의 전자기적 물성을 연구하였다. LMTO(Linearized Muffin-Tin Orbital)에너지 띠 방법을 사용하여 상자성, 강자성상에서 구한 $Nd_2Fe_{14}B$ 화합물의 에너지 띠구조를 토대로 하여 자성을 포함한 제반 물성, 즉 희토류금속과 천이금속의 결합(bonding)효과, 전기적, 자기적 구조등을 고찰하였다. Boron 원자의 역학은 근접 Fe 원자와의 혼합 상호작용을 통하여 Fe의 원자의 자기모멘트를 많이 줄이는 효과를 주며 또한 구조 안정성에 기여한다는 결과를 얻었다. 강자성상에서의 Fe 원자들의 평균 자기모멘트는 약 2.15 ${\mu}B$로 계산되었는데 이중 Boron 원자로 부터 가장 멀리 떨어져 있으며 12개의 Fe 원자들로 둘러싸인 Fe(j2-site)원자가 가장 큰 값(2.7 ${\mu}B$)의 자기모멘트를 갖고 Boron 원자와의 혼합 상호작용이 가장 큰 Fe(e-site)원자가 가장 작은 값(1.9 ${\mu}B$)의 자기모멘트를 갖는다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.16 no.2
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• pp.106-115
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• 1984

Core safety limits define reactor operating conditions and parameters that will assure fuel rod and reactor system's integrity. Limiting safety system settings (LSSS) programmed into reactor protection system (RPS) then ensure a rapid reactor trip to prevent or suppress conditions which might violate the core safety limits. Generation of the LSSS must properly take into account uncertainties in both calculated and measured parameters in order to assure, with an appropriate degree of confidence, that the RPS will protect the core safety limits. Reviewed in this report are Westinghouse RPS setpoint generation philosophy, methodology of safety limit development and LSSS generation procedure. The Westinghouse RPS trip setpoint generation methodology has been established based on the calculation of core safety limits and the selection of LSSS allowing appropriate uncertainties in a conservative manner. Such conservative values of setpoint assure a high degree of core protection against fuel melting and occurrence of DNB.

• Journal of the KSME
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• v.20 no.5
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• pp.333-335
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• 1980

원자력발전소의 열원인 원자로는 막대한 잠재에너지와 핵분열에 의하여 생기는 다량의 방사능을 보유하고 있다. 이 방사능은 무슨 사고라도 생기면 원자로 밖으로 누출되어 총사원이나 인근 주 민들에게 해를 끼칠 우려가 있으며 원자로안전의 기본은 이 방사능을 확실하게 관리하는 것이다.