• Proceedings of the KSME Conference
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• 2000.11b
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• pp.228-233
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• 2000

The Korean Next Generation Reactor(KNGR) is a Pressurized Water Reactor adopting direct vessel injection(DVI) to optimize the performance of emergency core cooling system(ECCS). In a certain accident, however, pressurized thermal shock(PTS) of the vessel due to the sudden contact with the injected cold water is expected. In this paper, an accident of Main Steam Line Break(MSLB) has been numerically investigated with direct vessel injections and an increased volume flow rate in some cold legs. Using FLUENT code, temperature distributions of the fluid in the downcomer and of reactor vessel including the core region have been calculated, together with the distribution of convective heat transfer coefficient(CHTC) at the cladding surface of the reactor vessel. The result shows that some parts of the core region of the reactor vessel have higher temperature gradient expressing higher thermal stress.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2002.07d
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• pp.2466-2468
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• 2002

원자력 발전소 중 가동년수가 오래된 발전소에서는 원자로 압력용기의 상부와 하부구조물 등에서 일부부품이 이탈되어 주 냉각재 순환계통의 주요기기를 손상시키는 사례가 있으며, 부품의 미소 결함의 정밀검사는 육안으로는 판단이 불가능하므로 원전 설비의 안정성과 신뢰성 확보 측면에서 로봇을 응용한 정밀검사가 요구되어진다. 본 논문에서는 원자로 압력용기 육안검사용 수중로봇 시스템을 설계 제작하고, 제어시스템을 구현하고, 실험을 통해 제작 구현한 수중로봇 시스템의 효용성을 보인다.

• Journal of the KSME
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• v.16 no.2
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• pp.6-14
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• 1976

원자로의 안전성확보의 기본은 원자로의 운전에 의한여 발새하는 방사성 물질을 확실하게 관리하 여 방사서의 해로부터 공중의 건강과 안전을 보존하는 것이다. 원자로에는 로내의 방사성물질인 핵분열생성물의 누설을 방지하는 일련의 독립적 방벽들 즉 연료의 피복제, 원자로용기를 포함하 는 일차냉각재계용, 그리고 일차냉각재계통을 수용하는 격납용기들로 된 다중방호벽이 마련되어 있다. 원자로설계기준에서는 이들 방호벽이 어떠한 가상적사고가 발생하여도 그 건전성이 유지되 도록 요구하고 있디. 우리나라에서도 미국의 기준을 준용하는 원칙으로 고리 원자력발전소 등 1 호기에 대한 해석이 수행되었던 것이다. 여기서 해석판정기준 및 해석결과를 소개하고저 하는 것이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.119-124
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• 1997

원자로 압력용기의 수명연장을 위해 중성자속 조사량을 감소시키려면 여러 가지 방법이 있고, 각 방법의 효율성을 비교 검토하기 위해서는 새로운 노심 해석 방법이 필요하였다. 본 연구에서는 고리 원자력 1 호기 반사체영역에 Radial Reflector를 삽입한 경우에 대해 노달코드를 이용하여 압력용기 표면의 중성자속 분포를 계산하는 방법론을 개발하고, Radial Reflector 설치의 효과를 검토하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.870-876
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• 1998

원자로용기의 안전성은 가동중 운전조건과 조사취화등으로 인한 재료의 열화(degradation)를 검토함으로써 평가되는데, 특히 운전조건중, 비상사태에 해당하는 가압열충격에 관한 평가가 최근 중요한 안전문제로 부각되고 있다 본 연구의 목적은 가압열충격 사고중 소규모 냉각재 손실사고(Small LOCA)가 발생하는 경우, 원자로용기 내벽에 존재하는 균열의 안전성을 유한요소해석을 통해 평가하는 것이다. 본 연구에서는 Small LOCA 발생시 원자로용기의 내벽에 존재하는 균열의 종류, 방향, 균열형상비 및 클래드부의 두께가 응력확대 계수 계산에 미치는 영향을 평가하였으며, 이를 위해 총 14가지 경우에 대해서 3차원 유한요소해석을 수행하였다. 이러한 Small LOCA 해석수행을 기초로 다양한 가압열충격 사고에 대한 유한요소해석 모델링 기법, 해석 기법, 후처리 기법을 제시하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.763-768
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• 1998

방사성동위원소 생산용 표적을 중성자 조사하기 위해 하나로의 제반 특성을 고려하여 조사용기를 개발하였다 IP(Isotope Production), HTS(Hydraulic Transfer System) 조사공별로 내.외부용기를 제작하였으며 재료는 검증된 Al-1050을 사용하였다. 내부용기는 냉간용접(Cold Welding) 하고, 외부용기는 TIG(Tungsten Inert Gas) 또는 전자빔으로 용접한 후 He을 충진하고 밀봉하였다. 조사용기의 건전성을 입증하기 위해 기포누설시험, 내압시험, 가열시험, 침투탐상시험, He 누설시험을 수행하였다. 기포누설시험 결과 내부용기는 90% 이상이 3x$10^{-6}$atm.cc/sec 이하의 누설율을 보였고, 내압시험 결과 파단압력은 28kg/$\textrm{cm}^2$ 정도였다. 외부용기는 TIG 용접시 70%, 전자빔 용접시 90% 이상이 누설율 1x$10^{-8}$atm.cc/sec 이하였다. 개발된 조사용기를 사용하여 하나로에서 200여회 방사성동위원소를 생산하였으나 중성자 조사중 누출을 포함한 기타의 문제가 발생하지 않았다. 조사용기 개발에서 확립된 밀봉시험, 내압시험 및 가열시험 방법은 기체표적이나 내압이 발생하는 표적용기의 개발 및 시험에 응용할 수 있다.

• Journal of Energy Engineering
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• v.28 no.4
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• pp.103-110
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• 2019

The domestic innovative power reactor named iPOWER will employ the passive molten corium cooling system(PMCCS) to cool down and stabilize the core melt in the severe accident. The final design concept of the PMCCS is yet to be determined, but the in-vessel retention through external reactor vessel cooling has been also considered as a viable strategy to cope with the severe accident. In this study, the two-phase natural circulation flow established between the reactor vessel and the insulation was simulated using a thermal-hydraulic system code, MARS-KS. The flow path of cooling water was modeled with one-dimensional nodes, and the boundary condition of the heat load from the molten core was defined to estimate the naturally-driven flow rate. The evolution of major thermal-hydraulic parameters were also evaluated, including the temperature and the level of cooling water, the void fraction around the lower head of the reactor vessel, and the heat transfer mode on its external surface.

• Nuclear industry
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• v.16 no.5 s.159
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• pp.59-68
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• 1996

한국원자력연구소는 최근 원자력 선진국인 프랑스로부터 원자로 격납 용기 실험 용역 사업을 국내 최초로 수주, 그동안 꾸준히 수행해 온 중대 사고에 대한 원전 안전성 확보를 위한 연구 성과를 국외에서 인정받게 되었다. 본 실험의 목적은 프랑스 900MWe 표준 원전 캐비티 모형에 대한 중대 사고시 고압 방출에 의해 캐비티 밖으로 방출되는 용융 노심 파편물의 방출량을 측정하고, 방출분율을 예측하는 상관식의 검증과 캐비티의 구조 특성을 고려할 수 있는 상관식을 개발하는 것으로서, 금년 2월부터 내년 1월까지 수행한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.600-605
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• 1997

Sandia National Laboratories(SNL)에서 수행된 원자로 용기의 고온, 고압 크리프 파괴 실험의 하나인 Lower Head Failure-1(LHF-1)에 대한 코드 해석을 수행하였다. 해석 코드로는 범용 유한요소 구조해석 코드인 ABACUS를 사용하였고, Idaho National Engineering Laboratory(INEL)의 크리프 데이터를 이용하였다. 크리프 해석에는 strain hardening 식을 적용하였고, 크리프 데이터를 적용하기 위해서 user subroutine을 개발하였다. 민감도 분석의 일환으로 내부 압력을 1.2배로 증가시킨 경우에 대해 수행한 해석 결과가 실험 결과와 유사하였다 해석 결과를 분석하여 현 크리프 데이터의 절대적 부족을 확인하였고, 크리프데이터 생산을 위한 크리프 시험을 계획하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.111-117
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• 1998

원자로 압력용기는 운전기간 동안 중성자 조사에 따른 재료의 기계적 성질이 변화되므로, 용기의 건전성 유지여부를 평가하기 위하여 조사시편을 이용한 주기적인 감시시험이 요구된다. 그러나 감시시편은 방사성 물질로서 일반 환경조건에서 시험이 불가능하다. 따라서 국내의 자력기술로 완공된 조사재시험시설의 핫셀 내에서 감시시험의 주요항목인 온도감시자, 충격, 인장, 파괴인성, 그리고 성분분석 등에 대한 시험을 수행하기 위하여 관련된 규정에 합하도록 장비 및 시험 평가기술을 개발하였다.