• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.203.1-203
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• 2001

• 한국시뮬레이션학회:학술대회논문집
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• 한국시뮬레이션학회 2003년도 춘계학술대회논문집
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• pp.25-29
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• 2003

본 논문에서는 울진 표준형원전 시뮬레이터의 강의실용 교육훈련 시스템의 일원으로 개발된 CBT (Computer Based Training) 및 WBT (Web Based Training)에 대해 다루고 있다. CBT는 발전소 시뮬레이션, 노심 다이나믹스, 중대사고, 비상발령 및 증기발생기 열변환 과정으로 구성되어 있다. Simulator Operation 기능을 이용하면 강사는 강사조작 메뉴를 통하여 시뮬레이터를 조작을 할 수 있고, Sim-Diagram 등 각종 화면을 보여줄 수 있다. 중대사고는 모의사고에 의해 구축된 데이터를 근거로 하여 개발되었으며, 방사선 비상등급에 따라 백색비상, 청색비상, 적색비상으로 구성된 비상발령은 각 발령의 발령상황 등을 Open Window를 통하여 볼 수 있도록 하였다. 한편 WBT는 강사와 교육생이 강의실 이외의 장소에서 시간과 공간의 제약을 벗어나서 원격교육이 가능하도록 구축한 웹서버 환경이다. 현재는 기존에 구축된 강사들의 홈페이지를 Intra-Net환경에서 접근이 가능하도록 링크된 상태에 있다. 향후에는 일부내용에 대해서는 원격으로 강의가 가능하도록 다양한 컨텐츠를 개발할 예정이며, 현재는 발전소 운전과 관련한 교육자료, 각종 동영상 및 이미지, 각종교재 등에 대한 DB 구축을 준비중에 있다

• 에너지공학
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• 제25권2호
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• pp.1-20
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• 2016

원전의 설계기준사고 및 중대사고 해석에서 응축열전달 모델은 매우 중요하며, 특히 피동냉각계통의 개발이 활발히 진행됨에 따라 그 중요성이 더욱 부각되었다. 그런데, 원자로건물 내부에서와 같이 비응축성기체가 존재하는 경우 응축열전달은 현저히 감소하므로 원전 안전해석에서 이를 고려한 응축열전달 모델이 주목받고 있다. 본 연구에서는 냉각재상실사고 등이 발생하는 경우 원자로건물 내부의 상황과 유사한 열수력 조건에서 수행된 응축열전달 실험자료를 이용하여 중대사고 해석코드 MELCOR 1.8.6의 응축열전달 모델을 평가하였다. 실험조건을 응축면의 형상에 따라 네 가지(수직평판, 수직관 외벽, 수직관 내벽, 수평관 내벽)로 분류하였고, 각 분류별 실험들을 MELCOR 코드로 해석하였다. 해석결과, 수직관 내벽을 제외한 나머지 조건에서 MELCOR 코드가 응축열전달을 전체적으로 저 예측하여 개선이 필요한 것으로 나타났다.

• 에너지공학
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• 제23권3호
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• pp.21-26
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• 2014

유럽 원전 시장 개척을 위해 개발 중인 EU-APR1400은 중대사고 대처설비로 노외 노심용융물 보유 및 냉각을 위한 소위 Core catcher라 불리는 노외 노심용융물 냉각설비를 개발 중이며, Core catcher body를 노심용융물로부터 보호하기 위하여 노심용융물의 물성 및 상태를 변화시켜 냉각 및 보유에 유리하게 하는 희생물질을 설치한다. 중대사고 시 원자로 압력용기의 틈으로부터 노심용융물이 분출되어 희생물질에 충돌 시 열 전달량이 매우 증가하게 되므로, 이 때 노심용융물 제트의 충돌에 의한 희생물질의 침식율을 정확하게 예측하는 것은 매우 중요하다. 이 논문에서는 경계층 이론을 기반으로 한 희생물질 침식 모형을 제안하고 KAERI에서 수행한 실험결과와 비교하였다.

• 한국안전학회지
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• 제29권5호
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• pp.160-165
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• 2014

The realistic cases causing severe core damage should be analyzed and arranged systematically for preparing an accident management of the specific nuclear power plant. The objective of this paper is to establish basic technical information for reactor safety and reactor building integrity management strategies in CANDU reactor severe accident. For the development of severe accident management strategies, plant specific features and behaviors must be studied by detailed analysis works. This analysis scope will serve to cover overall methods and analyzing results to understand the reactor building integrity status in the most likely severe accident sequences that could occur at CANDU reactor. Also analysis results could help prevent or mitigate severe accidents for the identification of any plant specific vulnerabilities to severe accidents using the probabilistic safety assessment (PSA) quantified results.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.806-811
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• 1998

핵연료 피복관의 산화반응 현상은 중대사고시 원자로와 격납건물의 건전성을 위협하는 중요한 원인중의 하나이다 본 논문에서는 MELCOR에서 사용증인 Urbanic-Heidrich 상관식과 SCDAP/RELAP5/MOD3.1에서 사용중인 MATPRO-EG&G 상관식을 사용하여 산화 반응 모델이 노심손상에 미치는 영향을 울진원전3,4호기를 대상으로 MELCOR의 입력변수의 변화에 따른 민감도를 분석하였다. 분석결과, Urbanic-Heidrich 상관식이 MATPRO-EG&G상관식에 비해 핵연료 용융시작을 약 394초, 원자로 노심 하부에서의 용융물 재배치 (relocation)시작을 약 434초 가량 빨리 초래하여 사고진행에는 큰영향이 없음을 나타내고 있으나 노심하부 파손시점까지 발생한 수소량은 Urbanic-Heidrich 상관식이 MATPRO-EG&G상관식에 비해 약 1.4배정도 더 많이 발생시켜 격납건물 건전성에 대한 영향이 매우 크므로 보다 자세한 모델검토가 요구된다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.683-688
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• 1997

원전의 중대사고 발생시 형성될수 있는 노심용융물의 고화피막층을 동반하는 용융물의 자연대류 열절달 특성에 대한 실험결과를 정밀 분석하고, 이에 대한 해석적 연구를 수행하였다. 본 연구대상 실험은 종횡비가 작은 경우와 큰 경우에 대하여 용융물을 자연대류와 강제대류로서 냉각하는 조건에서 경계조건에 따른 용융물의 피막층 두께를 측정하였고, 피막층 주변의 열전달량을 측정ㆍ분석한 것이다. 실험결과를 정밀 분석한 결과, 용융물의 고화 피막층 형성이 용융물의 자연대류 열전달양에 많은 영향을 미쳤으며, 종횡비가 큰 경우는 냉각 조건도 자연대류 열전달 양에 다소 영향을 미치는 것으로 나타났다. 또한 고화층 두께 증가에 따른 종횡비 감소는 자연대류 열전달양 감소율을 작게하는 것으로 나타났다. 피막층 형성이 있는 용융물의 자연대류 열전달 해석 결과, 실험에서의 열손실 때문에 용융물의 고화 피막층 두께가 실험결과보다 다소 작게 나타났으며, 자연대류 열전달 흐름이 피막층 형성에 미치는 것으로 나타났다.

• 전력전자학회:학술대회논문집
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• 전력전자학회 2014년도 전력전자학술대회 논문집
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• pp.7-8
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• 2014

본 논문은 다이폴 코일 공진방식(DCRS, Dipole Coil Resonant System)을 사용한 원격 무선전력전송 개발 사례를 소개한다. 제안된 다이폴 코일 공진방식은 기존의 자기결합 공진방식(CMRS, Coupled Magnetic Resonance System)에 비하여 송신, 수신코일로만 이루어진 간단한 코일 구조와 작은 부피를 가지며, 공진도 Q를 100이하로 설계하여 주변 환경 변화에 강인한 전력전달 특성을 가진다. 본 논문에서는 원전 중대사고 시 격납건물 필수계측기용 소형 비상전원으로 개발된 10W급 7m 원격 무선전력전송 장치의 구성 및 설계과정을 제시한다.

• 한국시뮬레이션학회:학술대회논문집
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• 한국시뮬레이션학회 2003년도 추계학술대회 및 정기총회
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• pp.153-157
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• 2003

전력연구원에서는 울진 표준형원전의 시뮬레이터를 개발하였으며, 여기에는 가상 주제어실, 발전소 현상 감시, 중대사고 등 많은 클라이언트 프로그램들이 있다. 이러한 프로그램들은 시뮬레이터와 연동되어 필요한 값을 읽고 쓰는 과정이 필요하다. 그러나 현재는 해당 시뮬레이터 환경에서 개발되지 않는 외부의 응용프로그램이 이들 시뮬레이터의 값들을 엑세스하는 방법은 제공하지 않고 있다. 본 보고서에서는 이러한 문제점을 해결하기 위해 외부 프로그램들이 시뮬레이션모델의 각종 변수들을 효과적으로 엑세스하여 값을 Read/write 할 수 있는 OPC (OLE for Process Control) Server를 개발하였다. 본 프로그램은 Rockwell의 OPC Server Toolkit인 RSI OPC/DDE Server Toolkit Library를 이용하여 개발하였으며 시뮬레이터가 실행되고 있는 컴퓨터에서 실행된다. 본 보고서에서는 OPC 일반개념, 개발한 OPC Server의 소개, OPC Server의 적용결과 등을 기술하고자 한다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.616-621
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• 1996

PWR 원전의 중대사고시 격납건물내 수소거동을 모의한 NUPEC의 수소분포실험 결과를 MELCOR 1.8.3 코드를 이용하여 검증 차원의 비교분석을 수행하였다. 이 연구에서는 정확한 실험조건 및 코드의 특성을 반영하여 실험에서의 유동 및 열역학적 조건을 모두 모의하였다. 이를 통해 실험에서 나타난 수소거동 특성을 재확인하고, MELCOR 코드의 분석능력 및 특성을 평가하였다. ISP-35에 대한 비교분석을 통해 다격실 격납건물내 중대 사고시 수소 혼합 및 분포 현상에 대한 MELCOR의 분석능력을 확인하였다.