• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권4호
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• pp.571-581
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• 1995

원자력 발전소의 비상운전절차서는 작성단계부터 난점이 많이 있고, 작성된 절차서를 착인 및 검증하는 데에도 많은 어려움이 따른다 캐나다의 원자력 규제기관인 AECB에서도 원자력발전소의 운전 허가를 받는 데 있어 발전소 비상운전 절차서를 하나의 요구조건으로 삼고 있는데, 그 요구조건은 발전소 내외의 비상상황에 대처하기 위한 상세한 계획 및 절차를 개발하는 것이다. 본 보고서에서는 미국의 원자력 발전소 비상운전 계획을 참고하고 있는 캐나다 원자력 발전소용 비상운전절차 표준지침서를 검토하고, 캐나다 비상운전 절차서 들의 현재 경향을 알아보았으며, 캔두형 발전소들의 비상운전 절차를 사고의 범위(개별적인 사고의 종류 지정), 사고진단 방법(사건 대응적, 징후 대응적, 또는 이 두 가지 방법의흔합형), 절차서 형식 등을 중점으로 비교 검토하고, 각 절차서의 내용을 포괄적으로 종합하여 현재 건설중인 월성 원자력 발전소 2, 3, 4호기용 비상운전절차서의 기본방향을 징후 대응적절차서(사고진단이 안될 경우 사용)와 논리도표와 문장이 혼합된 형식의 사건파악적절차서로 이루어진 비상운전절차서로 제시하였다.

• 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.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제23권4호
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• pp.445-452
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• 2010

CANDU형 격납건물에 대하여 극한내압하중에 대한 확률론적 취약도 평가를 수행하였다. 격납건물 성능의 불확실성은 가동중 검사 결과를 통해 얻어진 재료 물성치 중앙값과 텐던 긴장력 중앙값을 적용하여 고려하였다. 격납건물은 개구부를 고려하여 3차원 유한요소로 모델링하였으며, 확률론적 취약도 평가를 위하여 대규모의 비선형 유한요소해석 모델을 적용하기에 적합한 효율적인 취약도 평가기법을 개발하였다. 월성 1호기 격납건물에 대한 물성치를 사용하였다. 개발된 새로운 취약도 평가기법을 도입하여 각각의 파괴모드에 대한 취약도 평가를 수행하였으며, 파괴모드 별, 신뢰도 수준별 취약도 곡선을 도출하였다. 벽체 중단부가 극한내압발생으로 인한 방사능물질 누출에 가장 취약한 것으로 나타났다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제22권2호
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• pp.119-125
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• 1997

가압중수로는 감속재와 냉각재로 중수를 채택함으로써 높은 중성자 경제성을 달성하는 대신 중수소의 중성자 포획반응 때문에, 경수로에 비해, 다량의 삼중수소가 발생한다. 한편 원자로심에서, 삼중수소의 ${\beta}$-붕괴결과 발생된 $^3He$는, 열중성자를 포획하여 다시 삼중수소로 변환된다. 중수로에서 삼중수소의 생성에 대한 기존의 계산모형은, $^3He$가 상대적으로 낮은 용해도를 가지므로, 그 기여도를 무시해왔다. 그러나 $^3He$의 중성자 포획단면적은 중수소의 그것에 비해 $1.6{\times}10^7$ 배가 된다. 즉 $^3He$가 중수내에 0.03 ppm만 녹아있다 하더라도 $^3He$에 의해 생성되는 삼중수소의 양은 전체 중수에 의한 삼중수소의 양에 필적하게 된다. 본 연구에서는 월성1호기를 대상으로, 중수로에서 $^3He$가 삼중수소의 생성에 미치는 영향을 평가하였으며 결과를 실측치와 비교하였다. 연구의 결과, 감속재에서는 $^3He$의 용해도가 낮고 $^4He$ Cover gas 때문에 $^3He$의 기여도는 무시할 수 있음이 밝혀졌다. 반면 냉각재의 경우 $^3He$ 삼중수소의 생성에 지대한 영향을 미치는 것으로 나타났다. 또한 본 연구의 계산방법은 원전 운전초기의 냉각재내 삼중수소 생성량은 과대평가 하는 것으로 나타났으나 운전기간이 증가함에 따라 실측치와 잘 일치하는 것으로 나타났다.