• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.10a
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• pp.159.1-159
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• 2001

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2003.10a
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• pp.157-157
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• 2003

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05d
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• pp.359-364
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• 1996

월성 2, 3, 4호기(중수로형 원자로) 원자로빌딩에 대한 지진절연 베어링의 효과를 예측하기 위해 해석적 연구를 수행하였다. 이를 위해 월성 원자로빌딩이 lumped-mass로 모델링되고 0.2g 설계 기준지진(DBE)을 적용하여 지진절연 베어링을 사용한 모델과 사용하지 않은 모델이 비교되었다. 지진절연 베어링을 사용하지 않은 원자로빌딩의 1차 고유진동수는 5.4Hz였고, 지진절연 베어링을 사용한 것은 0.7Hz까지 낮아 졌고 원자로빌딩 높이에 따라 거의 일정한 가속도로 나타났다. 지진절연 베어링을 사용하지 않은 원자로빌딩의 최대변위는 7mm였고 지진절연 베어링을 사용한 것의 변위는 106mm였다. 그러므로, 지진절연 베어링을 사용함으로써 지진하중은 크게 감소시키는 반면 큰 변위를 수용하기 위한 부가적설계가 수반되어야한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05b
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• pp.538-545
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• 1997

기기 및 각종 지지부의 정착을 위해 사용되는 콘크리트 확장형 앵커(CEA Concrete Expansion Anchor)인 PRH Wedge, Selfdrilling 및 Hilti KBII, HSLG에 대해서 최근 Canada의 Mcmaster 대학과 Switzerland 의 Schann 연구소에서 앵커 성능시험이 수행되었다. 본 시험결과를 토대로 월성원자력 2,3,4호기 설계앵커인 PRH Wedge, Selfdrilling 및 Hilti KBII와 대체앵커인 HSLG 앵커의 사용범위에 대해서 살펴보았다. 또한 동일한 앵커에 대해서 수행된 성능시험이라 할지라도 시험결과는 시편크기, 콘크리트강도 등 시험적용 변수에 따라 달라질 수 있는데 보고에서는 시험시편(Concrete Structural Member)의 크기에 따른 앵커링 파괴강도 및 콘크리트 파괴형태의 고찰을 통해 기존의 앵커시험 및 사용기준인 ASTM E488-90 [5], ACI 355.1R [6] 둥 제규정과의 차이점에 대해 고찰하고자한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.3
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• pp.427-438
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• 1995

캐나다 원자력공사(AECL)는 1960년초 중수로형 원자력발전소 계통에 컴퓨터를 도입하여 처음에는 국부적으로 발전소를 제어하는 방법을 채택하였으나 점차 발전소 주요계통인 발전소제어계통 및 원자로 안전계통으로 확장하여 현재는 진보된 컴퓨터 응용 계측제어 기술로 개선된 Fully Computerized Shut down System 및 Distributed Plant Control System의 설계를 마무리하고 일부 기술을 신규 발전소 의 계측제어분야에 적응하여 운용하고 있는 상황에 있다. 본 보고서는 중수로형 발전소를 설계한 캐나다 원자력공사의 발전소 제어 및 원자로 정지계통 분야에 컴퓨터 기술을 적용한 배경과 그 기술을 2장, 3장에서 각각 서술하고 제4장에서는 이들 설비가 월성 1호기에서와 2, 3, 4호기에서의 차이점, 즉 설계변경된 부분을 소개, 고찰하여 보고 아울러 이의 기술이 향후 건설될 개량형 중수로에 적용 가능성과 관련 기술에 대하여 살펴보고자 한다.

• Nuclear industry
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• v.16 no.3 s.157
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• pp.4-13
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• 1996

한국중공업(주)는 최근 캐나다에 이어 세계에서 두 번째로 700MW급 중수로형 원자로(CALANDRIA)를 국산화 개발하는데 성공, 월성 4호기 건설현장으로 출하하였다. 지난 94년 5월 제작에 착수하여 19개월만에 완료된 이 국산 원자로는 스테인리스와 튜브 소재인 지르코늄 등 초합금강으로 제작된 계약금액이 120억원에 이르는 고부가가치 제품으로, 이번 국산화에 따라 수입대체효과는 물론, 앞으로 중국을 비롯한 동남아시아 지역의 원자력발전소 수출에 새로운 전기가 될 것으로 기대된다. 그 간의 개발경위와 국산화의 의의 등을 살펴본다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.285-290
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• 1998

본 논문은 David Harel이 제안한 Statechart based Formalism과 Statemate MAGNUM toolset을 이용하여 월성 원전 2/3/4호기 증기발생기 수위로 인한 원자로 정지를 activity chart 및 Statechart로 모델링하고 K&R C 코드를 자동으로 생산하였다. 이는 종전의 몇몇 소프트웨어 전문가에 의해서 개발될 수 밖에 없었던 원전 필수만전(Safety-critical) 소프트웨어를 정형화된 Computer Aided Software Engineering 도구를 활용하여 소프트웨어 생명주기중 요구사양명세 및 설계까지만 수행하고 그 이하는 모두 자동으로 생산하는 소프트웨어 공학의 핵심기술을 연구한 것이다. 자동으로 생산된 K&R C 코드는 품질이 우수하고 생산성이 높으며 이식성이 뛰어남을 확인할 수 있었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.20 no.1
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• pp.53-64
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• 1995

The radiation fields following the large loss of coolant accident (LOCA) have been assessed for the vital areas in the service building of Wolsong 2, 3, and 4 nuclear power plants. The ORIGEN2 code was used in calculating the fission product inventories in the fuel. The source terms were based upon the activity released following the dual failure accident scenario, i.e., a LOCA followed by impaired emergency core cooling (ECC). Configurations of the reactor building, the service building, and the ECC system were constructed for the QAD-CG calculations. The dose rates and the time-integrated doses were calculated for the time period of upto 90 days after the accident. The results showed that the radiation fields in the vital access areas were found to be sufficiently low. Some areas however showed relatively high radiation fields that may require limited access.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.25 no.3
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• pp.430-436
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• 1993

Due to the failure of the instrument and control devices of nuclear power plants caused by aging, nuclear power plants occasionally trip. Even a trip of a single nuclear power plant (NPP) causes an extravagant economical loss and deteriorates public acceptance of nuclear power plants. Therefore, the replacement of the instrument and control devices with proper consideration of the aging effect is necessary in order to prevent the inadvertent trip. In this paper we investigated the optimal replacement periods of the control computer's components of Wolsung nuclear power plant Unit 1. We first derived mathematical models for optimal replacement periods to the digital control computer's components of Wolsung NPP Unit 1 and calculated the optimal replacement periods analytically. We compared the periods with the replacement periods currently used at Wolsung NPP Unit 1. The periods used at Wolsung is not based on mathematical analysis, but on empirical knowledge. As a consequence, the optimal replacement periods analytically obtained and those used in the field show a little difference.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.3
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• pp.358-373
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• 1995

The Heat Transport system loop stability of CANDU-6 reactor using the CANFLEX fuel bundle was studied. The Thermal-hydraulic behavior of CANFLEX fuel bundle is similar to the conventional 37-element fuel bundle since the reactor power and the frictional pressure drop through the fuel channel is almost the same each other, Mounter the CANFLEX fuel bundle gives higher critical channel power and more homogeneous enthalpy distributions in the subchannels than 37-element fuel bundle. The SOPHT modelling or the CANFLEX fuel bundle and the Reactor outlet Header(ROH) interconnection line was made and the stability analysis response of Wolsong-1 reactor with CANFLEX fuel bundle was obtained. Without the ROH interconnection line the Heat Transport system loop using 43-element fuel bundle is unstable like the current 37-element fuel bundle. With the ROH interconnection line, however, the Heat Transport system is stable within $\pm$1％ of nominal flow. In the Heat Transport system loop stability point of view for Wolsong-1 plant therefore, the CANFLEX fuel loading is considered to be acceptable.