• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2004.10a
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• pp.655-656
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• 2004

1) 제어봉의 전자 클러치는 직류전원 공급 장치에 의해 12V의 직류 전력을 공급받으며 전압 강하에 대한 내성이 좋다. 제어봉은 10V의 전압이 525msec 이상 지속될 때 전자력 상실로 낙하한다. 완전정전(0V)이 발생하여도 직류전원 공급 장치는 500msec 동안 전자클러치에 직류전력을 공급하여 제어봉의 연결 상태를 유지하도록 한다. 2) 정지봉 계통에 대한 전압강하의 영향은 제어회로를 구성하는 전자접촉기의 개방에 의하여 펌프의 전원공급이 차단되고, 그 결과 정지봉이 낙하한다. 정지봉은 펌프의 전원이 상실되면 수압 실린더의 압력 상실로 약 1000msec 후에 낙하한기 시작한다. 그림 2는 제어봉 및 정지봉에 대한 정전 영향을 시간에 따라 표시한 것이다. 3) 1차 및 2차 냉각계통의 부족전압 계전기에 의해 펌프가 정지할 때까지 저유량 신호 및 N/T mismatch 신호에 의한 원자로 정지신호는 발생되지 않는다. 따라서 정지봉 및 제어봉 계통에 적용하고자 하는 순간정전 보상장치는 부족전압 계전기 동작시간 이내의 보상시간에서만 가능할 것이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.521-525
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• 1996

국내 최초 운전경험을 갖는 CE 형 원전 설계인 영광 원자력 발전소 3,4호기의 제어봉 제어구동 설비는 시운전 시험 과정 중 제어봉 제어용 전원설비의 전기적 잡음에 의해 일부 제어봉이 미끄러짐으로서 원자로가 계속적으로 불시정지 되었다. 이와 같은 현상으로 이미 국내에서도 가동중인 고리 원자력 발전소 2호기에서도 고주파 용접기의 전도성 잡음에 의하여 제어봉 제어회로에 영향을 주어 여러차례 원자로 정지를 겪은바 있다. 따라서 원자력 안전기술원에서 제어봉 미끄러짐의 원인을 조사결과 직접적인 원인은 제어봉 전원공급 설비에서 발생된 전기적 잡음에 의해 제어봉 제어회로의 오동작 및 발전소 부하탈락 시험시 소내전원 주파수 상승으로 제어봉 코일에 정격이하의 저전압이 공급됨으로서 원자로가 불시 정지 됨을 확인 하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.258-263
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• 1998

원자력 발전소의 제어봉 낙하 시간 측정 시험은 원자로 비상 정지 명령에 따른 제어봉의 낙하 속응성이 지침서의 제한치 이내에 있는지를 주기적으로 확인함으로써 제어봉의 원자로 안전 운전 및 정지 기능을 확인하는 중요한 시험이다. 현재 고리2호기를 비롯한 WH형 발전소들은 제어봉이 디지틀 제어봉 위치 지시(DRPI) 코일속을 낙하할 때 유기되는 전압을 검출하여 제어봉 낙하 시간을 측정하는 방법을 사용하고 있다. 이 방법은 제어봉을 뱅크별로 인출한 후 하나씩 개별 낙하시키기 때문에, 제어봉 낙하 시간 측정 시험에 많은 시간과 다수의 인력이 소요되며, 측정시 격납용기내에 작업자가 장시간 체류해야 하는 단점이 있다. 이러한 DRPI 신호 이용 제어봉 낙하 시간 측정 방법의 단점을 보완하여 제어봉 구동 장치(CRDM)내 이동권선 신호를 이용하는 다중 낙하 방식의 새로운 측정 방법을 제안하고, 측정 장치를 개발하였다. 개발된 제어봉 낙하 시간 측정 장치를 이용하여, 고리2호기 제어봉 낙하 시간 측정 시험시 기존의 방법과 병행 측정 시험을 수행하고 그 결과를 비교 검토하여 충분히 정확하게 제어봉 낙하 시간을 측정할 수 있음을 보였다.

• 주류공업
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• v.11 no.1
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• pp.36-42
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• 1991

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.25 no.2
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• pp.276-284
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• 1993

The ABB-CE System-80 reactor power cutback system(RPCS) is designed to enable continuous operation of the reactor without trip in the events of the loss of one of the two main feedwater pumps and loss of load, and thus improves plant availability in a cost effective manner. In this study expansion of RPCS has been investigated for continuous reactor operation without trip in the event of an inward control element assembly(CEA) deviation including a single rod drop. Under the expanded function of RPCS the control system will provide a rapid core power reduction on demand by releasing CEAs to drop into the core and reduce the turbine power, if necessary, to follow the reactor power variation. This design feature which is included as the new design features to be incorporated in the ABB-CE System-80+ meets the EPRI advanced light water reactor(ALWR) requirements. For this study core analysis models of System-80+ have been developed to simulate the nuclear steam supply system(NSSS) response as well as the RPCS initiation of rapid CEA insertion. The results of this study demonstrate that the reactor trip can be avoided in the event of inward CEA deviation including a single rod drop by the RPCS initiation and thus the plant availability and capacity factor would be increased.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2003.10a
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• pp.231.2-231.2
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• 2003

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.55-60
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• 1995

CANDU형 원자로의 노심해석을 위해 핵연료 격자 및 반응도 설비(reactivity devices)에 대한 2군 군정수가 필요하다. 특히 CANDU형 원자로의 노심해석에 있어서 반응도 설비나 구조물은 증분격자 상수(Incremental Cross Section)에 의해 묘사된다. 현재 CANDU형 원자로의 반응도 설비의 증분격자 상수를 계산하기 위해 MULTICELL 코드를 사용하여 계산하고 있다. 그러나 weak absorber에 대해 기존의 증분격자 상수를 이용하여 계산한 반응도가는 시운전(Phase-B)조건에서의 노물리 시험치보다 다소 과소평가하고 있다. 본 연구에서는 증분격자 상수 계산 방법의 개선 방향을 모색하기 위해 SHETAN 및 MCNP 코드로 단일 격자에서의 반응도가를 계산하여 비교, 평가하였다. HCNP 계산의 결과는 조정봉(Adjuster rods)과 흡수봉/정지봉 (Mechanical Control Absorber/Shutoff rod)은 MULTICELL의 계산 결과보다 적으며, 경수영역 조절기(Liquid Zone Controller)는 크게 나타났다. 또한 SHETAN 코드를 이용한 결과는 MULTICELL의 결과보다 약간 크게 나타났다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.33-39
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• 1998

기존 가압형 경수로에서 전체 반응도가의 상당부분을 제어하고 있는 붕산수를 사용하지 않고 가연성독봉 및 쟤어봉을 확대 사용하는 전략으로 1300MWe급 차세대원자로(KNGR)를 대상으로 무붕산 노심 개념설계를 수행하였다. 가연성독봉으로는 기존 PYREX 독붕의 독물질을 농축한 농축 PYREX 독봉을 도입하여 주기초 반응도 제어효과 및 전 주기동안 평평한 잉여반응도 유지에 매우 효과적인 결과를 도출하였다. 또한, 무붕산 노심이 필연적으로 갖게되는 축방향 출력분포의 노심 하단부치중현상을 제어하기 위하여 부분장 제어봉(Part Length Control Red)을 보조적으로 사용, 매우 간단한 형태의 핵연료집합체 축방향 zoning 설계를 수행하였다. 부분장 제어봉의 사용으로 모든 핵연료집합체를 축방향으로 zoning 하지 않고도 축방향 출력분포를 효과적으로 제어할 수 있었다. 제어봉으로는 큼 제어봉가를 확보하기 위하여 B$_4$C를 재질로하는 Checkerboard 형태의 제어봉 설계를 수행하였고, 효과적인 제어봉 운영을 통하여 무붕산 노심의 잉여반응도 및 출력분포 제어가 가능하였으며 제어봉이 운전중에 상당부분 삽입될지라도 약 7%$\delta$p 의 충분한 운전정지 여유도를 확보할 수 있다는 가능성을 확인할 수 있었다.

• Journal of Welding and Joining
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• v.25 no.4
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• pp.9-14
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• 2007

선박의 고강도화 및 극후물화가 진행됨에 따라 선체 구조물의 파괴 특성에 대한 관심이 높아지고 있으며, 최근 균열정지의 관점에서 취성균열 정지특성에 대한 연구가 활발히 이루어지고 있다. 기존의 연구결과에 따르면 65mmt 이상의 극후물 용접부에 대해서 취성균열 정지특성의 저하가 발생할 가능이 있다고 보고되고 있으며, 취성균열 정지특성이 우수한 강재의 개발 이외에 용접부 보강재의 부착, 보수 용접 실시 등 개선 방안을 마련하기 위한 다양한 연구가 진행되고 있다. 그러나 극후물 용접부 취성균열 전파기구에 관한 규명은 현재 전무한 실정이며, 강재 두께의 영향 이외에 용접 입열량 용접부 잔류응력 등의 효과가 복합적으로 검토되어야 한다. 아울러 극후물 용접부 균열정지 파괴인성의 평가, 대형파괴시험을 대체할 소형시험법의 개발 및 검증 등에 관한 연구가 요구된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.543-548
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• 1996

이 연구의 목적은 고리 3/4호기 및 영광 1/2호기의 음의 중성자속 변화율에 의한 원자로 트립(NFRT) 설정치를 제거하여 불의의 제어봉 낙하 사고시에 원자로 트립을 방지하는 것이다. 현재의 인허가된 안전해석 방법론에 의하면 제어봉 낙하사고시에 NFRT에 의하여 원자로가 트립되고 결국 발전소의 이용율이 감소하게 되는데 본 연구에서 적용된 새로운 방법론으로는 이 NFRT 보호신호 없이도 제어봉 낙하사고시에 발전소의 안전성을 입증할 수 있다. 안전분석은 주기별로 다른 핵설계 자료 즉, 냉각재 온도상수, 전출력에서의 제어봉가 및 제어봉 삽입한계 등을 이용하여 수행되었다. 웨스팅하우스형 연료인 OFA 및 V5H에 대하여 고리 4호기 6주기외 3개 주기에 대하여 분석되었다. 분석된 주기들에 대해서 NFRT 신호 없이도 핵비등 이탈률(DNBR) 설계기준을 모두 만족하였다. 그러므로 고리 3/4호기 및 영광 1/2호기의 NFRT 신호는 제거할수 있고 이로써 제어봉 낙하사고시의 발전소 불시정지를 방지할수 있다.