• Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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• v.12 no.3
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• pp.271-279
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• 1999

본 연구에서는 국내에서 가장 취약할 것으로 예상되는 원자력 발전소에 가압열충격 사고를 유발할 수 있는 주증기관 파단사고를 가정하여 열수력 해석과 파괴역학 해석을 수행하였다. 원전수명관리연구의 일환으로 계통열수력 해석 및 혼합열유동 해석에 의하여 구한 냉각제의 온도와 압력의 이력 및 용기의 재질성분으로부터 용기의 응력확대계수와 파괴인성치를 계산하고 이들을 비교하여 균열의 진전여부를 판단하여 형상계수가 1/6인 표면균열이 견딜 수 있는 최대 기준무연성천이온도를 결정하였다.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2003.04a
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• pp.1897-1902
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• 2003

An 1/21.6 scaled experimental facility was prepared utilizing the results of a scaling analysis to simulate the APRI400 reactor and insulation system. The behaviors of the boiling-induced two-phase natural circulation flow in the insulation gap were observed, and the liquid mass flow rates driven by natural circulation loop were measured by varying the wall heat flux, upper exit slot area and configuration. And non-heating experiments have also been performed and discussed to certify the hydraulic similarity of the heating experiments by injecting air equivalent to the steam generated in the heating experimental condition.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.16 no.1
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• pp.46-51
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• 1996

원자로는 압력용기 및 내부 구조물로 구분되어 있다. 내부 구조물들의 경련 열화 현상에 따라 결함이 많이 발생하여 이에 대한 초음파검사가 요구되고 있다. 따라서 원자로 내부 구조물에 대한 초음파검사 현황 및 각각 구조물들의 검사 원리를 기술하였다. 특히 원자로 내부 구조물 중 CRDM, core baffle bolt, core barrel bolt, CRGT-support pin 및 fuel alignment pin에 대한 유럽 및 독일을 중심으로 한 검사 현황 및 검사방법을 간략하게 기술하였다. 이 기술에 대한 지침안(guideline)이 독일, 프랑스, 일본을 중심으로 하여 마련되고 있다.

• Proceedings of the KAIS Fall Conference
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• 2004.06a
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• pp.58-61
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• 2004

일체형 원자로는 제어봉의 고장으로 인해 제어봉을 이용한 원자로 정지가 불가능한 경우 원자로에 붕산을 주입하여 정지시킨다. 일반적으로 붕산을 주입하는 방식은 붕산 분말을 물에 용해시켜 고농도의 붕산수를 만들어 저장하고 있다가 사용하는 것이다. 그러나 이와 같은 방식은 구성 기기의 수가 많고 구성이 복잡하므로 비경제적이며 운전과 계측제어 및 유지보수 측면에서 불리하다. 본 연구에서는 이와 같은 단점을 개선하기 위해 붕산분말을 원자로에 직접 주입하는 방식을 채택하였다. 붕산분말을 원자로에 직접 주입하므로써 기기의 수가 줄어들고 계통의 구성, 운전 및 유지보수가 매우 단순해지고 경제적이다.

• Proceedings of the KWS Conference
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• 2005.06a
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• pp.241-243
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• 2005

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2016.05a
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• pp.347-348
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• 2016

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2016.05a
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• pp.219-220
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• 2016

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2015.10a
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• pp.387-388
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• 2015

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.26 no.3
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• pp.505-513
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• 2002

During heatup and cooldown of pressurized water reactor, thermal stress was generated in the reactor pressure vessel (RPV) because of the temperature gradient. To prevent potential failure of RPV, pressure was required to be maintained below the P-T limit curves. In this paper, several methods for constructing the P-T limit curves including the ASME Sec. XI, App. G method were explained and the results were compared. Then, the effects of the various parameters such as flaw size, flaw orientation, cooldown rate, existence of chad, and reference fracture toughness, were evaluated. It was found that the current ASME Sec. XI App. G method resulted in the most conservative P-T limit curve. As the more accurate fracture mechanics analysis results were used, some of the conservatism can be removed. Among the parameters analysed, reference flaw orientation and reference fracture toughness curve had the greatest effect on the resulting P-T limit curves.

• Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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• v.10 no.1
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• pp.107-112
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• 2014

The Code of Federal Regulations, Title 10, Part 50, Appendix H requires surveillance program for reactor pressure vessel(RPV) that the peak neutron fluence at the end of the design life of the vessel will exceed $1.0E+17n/cm^2$ (E>1.0MeV). 2D/1D Synthesis method based on DORT 3.1 transport calculation code has been widely used to determine fast neutron(E>1.0MeV) fluence exposure to RPV in the beltline region. RAPTOR-M3G(RApid Parallel Transport Of Radiation-Multiple 3D Geometries) performing full 3D transport calculation was developed by Westinghouse and KRIST(Korea Reactor Integrity Surveillance Technology) and applied for the evaluations of In-Vessel and Ex-Vessel neutron dosimetry. The reaction rates from measurement and calculation were compared and the results show good agreements each other.