• Nuclear Engineering and Technology
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• 제9권3호
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• pp.151-163
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• 1977

CANDU-PHWR형 원자로인 월성 1호기의 Zircaloy-4 피복 핵연료 설계치를 중심으로 Segel method에 의하며 FACOM 230 OS$_2$/VS 콤퓨터 시스템을 사용하여 핵연료비를 계산하였다. 아울러 핵연료 제조공장의 수덩, 가동을, 곧장시설 낑산규모 증대, 건설지 및 운전비기 변동, 이자율의 변화, 원광가격의 물가상승을, 기술개발인자 등이 핵연료비 계산에 미치는 효과에 패한 민감도를 분석하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제9권3호
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• pp.125-137
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• 1977

천연 산화 우라늄 핵연료와 중수 감속재를 사용하는 월성 1호기에 관한 온도 계수를 조사하였다. 핵연료, 감속재 및 냉각재 온도변화에 따른 중성자의 유효 증배 인자의 변화를 계산하였다. 계산된 결과를 LATREP 전자계산 code에 의한 온도 계수 값들과 비교하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.112-116
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• 1996

신형경수로의 대안으로서 가압경수로의 단점을 보완하고, 가압중수로의 장점을 채택한 중수감속 경수로의 핵적 개념설계를 제안하였다. 냉각재와 감속재가 서로 다른 채넬을 통해 흐르는 기존 가압중수로의 Pressure-Tube 설계의 장점을 채택하여, 냉각재는 경수를 감속재는 중수를 사용하는 중수감속 가압경수로(DPWR, Deuterium-moderated PWR)의 설계 타당성을 검토하였다. 기본적으로 CANDU의 system설계를 Proven Technology로서 가능한 많이 채택하고, CANFLEX 핵연료 설계도 기존 연구 결과로서 최대한 활용하였다. 월성 2,3,4호기 FSAR의 사양을 그대로 사용하여 기존 중수로의 37봉 핵연료 다발을 6$\times$6 직각 배열 등가 핵연료집합체로 재구성한 후, SEU $UO_2$ 핵연료에 대해 HELIOS코드를 사용하여 핵적 특성을 검토하였다. 냉각재 온도계수가 음의 안전성을 갖고 있으며, 기존 중수로보다 연소도가 훨씬 큰 원자로가 설계될 수 있음을 확인하였다. 또한 발전소 이용률의 증대, 사용후 핵연료 발생량의 감소를 기대할 수 있었다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.539-543
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• 2003

본 연구의 목적은 월성의 삼중수소 저장 시설의 안전성 평가를 위해 개발 중인 환경영향 평가 코드의 시간에 따른 삼중수소 농도를 기존의 연구 결과와 비교하여 신뢰성을 높이기 위해 수행되어졌다. 그 결과 삼중수소 저장시설이 2005년에 가동된다고 가정하였을 때 가동시점에서의 월성 발전소 내의 삼중수소의 농도는 각 호기별로 60.9Ci/kg, 36.3Ci/kg, 30.0Ci/kg, 26.5Ci/kg로 기존의 문헌 결과 값과 거의 일치하는 결과를 얻었다. 그러나 TRF 시설의 가동에 따른 발전소별 농도 감소 속도는 기존 문헌 보다 더 빨리 감소하는 결과를 얻었으며 최종적으로는 각 발전소별 감속재 내의 삼중수소의 농도가 10Ci/kg 이하로 떨어지는 것은 같음을 확인 할 수 있었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제11권3호
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• pp.213-227
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• 2013

원자로시설 해체계획서 작성은 원자로시설의 안전한 해체, 해체폐기물의 발생 최소화, 사람과 환경 보호 등을 위해 원자로시설 해체에 앞서 반드시 필요하다. 우리나라는 고리 1호기, 월성 1호기가 머지않은 시기에 해체를 맞이하게 되지만, 해체계획서를 작성하는데 필요한 관련 세부 지침이 미비한 상황이다. 이에 따라 본 논문에서는 IAEA의 원자력 국제 안전기준과 원자로시설 해체경험과 선진화된 규제체계를 보유하고 있는 미국, 영국, 프랑스의 해체계획서 작성 지침을 비교분석하고 국내 상황을 감안하여 원자로시설 해체계획서 세부 작성지침(안)을 개발하였다. 본 논문에서 개발한 작성지침(안)은 국내 원자로시설 해체 관련 법령을 정비하고 해체사업자가 원자로시설을 해체하고자 할 때 미리 준비사항을 알려주는 역할을 할 것으로 기대되고 있다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2001년도 추계학술대회논문집B
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• pp.859-866
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• 2001

During the Pre-service Inspection for Wolsong Unit 3&4 in 1997/1998 respectively, 17 Distorted Roll Transition indications(over expanded beyond tubesheet secondary face) were identified at the Unit 4 (S/G B, D). Six(6) tubes out of these tubes were plugged in 1998. However the first Periodic Inspection identified additional 110 indications in 1999 and 2000. The additionally identified 110 indication call, not reported at the Pre-service Inspection, are; 2 Not-Finally-Expanded-Tubes and 108 Distorted Roll Transition tubes. Design limit of each Steam Generator tube Plugging is 6.4%. Plugging was performed by the Steam Generator manufacturer under the warranty. When Distorted Roll Transition indications were first identified on the Unit 4 in 1998 the degree of Over-expansion was measured using an inner dial-gage to make the disposition of Nonconformance report. 2 Not-Finally-Expanded-Tubes were plugged and 10 tubes out of 108 Distorted Roll Transition Tubes were also plugged as a preventive measure.

• 대한기계학회논문집A
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• 제34권4호
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• pp.495-499
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• 2010

이 연구에서는 우리나라 CANDU형 원전의 계속운전 규제지침을 개발하였다. CANDU 600 로형인 월성 1호기는 2012년에 30년 설계수명에 도달한다. 설계수명이후에 계속운전을 원하는 원전 사업자는 11개 인자를 포함하는 주기적안전성 평가 보고서를 제출해야 하며, 추가로 다음 사항에 대한 보고서를 제출해야 한다. (1) 경년열화 관리에 대한 범위 및 사전 검토 결과 (2) 경년열화 관리 프로그램 (3) 계속 운전기간을 포함하는 시간제한 경년열화 수명평가, (4) 운전경험 및 주요 연구결과의 반영. 이 연구에서는 상기 항목에 대한 54개의 규제지침이 개발되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권4호
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• pp.561-569
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• 1993

CANDU 6 발전소의 측면 및 하단 차폐 구조에서의 방사선 선량율을 해석하기 위하여 DOT4.2-QAD-CG 접속 방법을 이용한 평가 방법이 시도되었다. 평가 결과에 의하면 주 출입구 및 신연료 장전 구역에서의 평균 방사선 선량율은 설계 목표치인. 약 6 $\mu$Sv/h 정도로 나타났으며, 또한 이러한 평가 결과는 CANDU 6 발전소에서의 실측지와도 잘 일치하고 있음을 확인할 수 있었다. 따라서, 본 논문에서 사용된 평가법은 앞으로 건설 될 CANDU 6 원자로인 월성 2, 3 및 4호기의 방사선 차폐해석에도 이용될 수 있을 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권3호
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• pp.385-392
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• 1995

월성원자력 2, 3, 4호기 safety-critical 소프트웨어에 대한 규제 기관의 요구사항을 만족시키기 위하여 소프트웨어 엔지니어링 절차가 개발되었다. 본 논문에서는 그 중에서 검증시험절차에 대하여 기술하였는데, 검증시험이란 설계그룹에서 개발된 소프트웨어가 독립된 기능그룹에서 부여한 요구사항을 모두 만족하는지를 확인하는 것이다. 이 검증시험을 수행하기 위하여 시험설비와 시험용 소프트웨어가 개발되었으며, 검증시험은 기능시험, 성능시험 및 자기점검시험 등으로 구성되었다. 시험결과를 분석하여, 불만족한 경우는 설계그룹에 통보되어 소프트웨어가 수정되었고, 최종결과는 보고서로 작성되어 규제기관에 제출될 것이다. 개발된 검증시험 방법과 절차는 효율적이고 성공적이었으며, 시험결과는 소프트웨어가 기능사양서를 충분히 만족시킨다는 것을 성공적으로 검증함을 보여주었다. 본 시험방법은 다른 safety-critical 소프트웨어 검증에도 적용될 수 있을 것이다.

• 에너지공학
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• 제20권4호
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• pp.259-266
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• 2011

원자로 정지냉각계통은 원자로 정지 시 핵연료 잔열 제거를 위하여 냉각수가 충분히 공급하고 원자로기기들을 보호할 수 있는 냉각율을 유지할 수 있도록 설계되어야 한다. 경수로 정지냉각계통을 분석하기 위한 KDESCENT코드를 중수로 정지냉각계통에 적용하여 보았으며 기존의 중수로형 해석코드인 SOPHT, SDCS 코드 결과와 비교분석하였다. 정지냉각펌프 모드와 열수송펌프 모드에서 정상냉각 운전상태는 계통의 설계 요건을 만족시켰으며 정지냉각 열교환기를 열제거원으로 사용하였을 때 냉각률은 설계요건에서 규정하고 있는 제한치인 $2.8^{\circ}C/min$ 이하의 값을 얻었다. 전반적인 냉각능력 분석 결과 월성 2, 3, 4호기 정지냉각계통은 핵연료로부터 핵분열 생성물의 방출을 충분히 제한하고 핵연료채널의 건전성을 유지시키기 위한 충분한 냉각을 핵연료에 제공하였다.