• Nuclear Engineering and Technology
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• 제18권3호
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• pp.175-182
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• 1986

원자력 1호기의 설계 기준 사고인 외부 전원 상실 사고를 열, 수력학적 최적 계산용 코드인 RELAP5/MOD1/NSC를 사용하여 모의하였다. 본 분석은 최적 계산모델로 수행되었으나, 사고 전개 및 가정등 보수성을 갖는 평가 방법에 의거하였다. 해석결과중 노심평균온도, 증기발생기 및 가압기 수위 등의 중요한 열·수력학적 변수를 원자력 1호기의 최종 안전성 분석보고서의 결과와 비교하였다. 본 해석결과에서 노심평균온도와 가압기 수위는 보다 낮게, 증기발생기 수위는 보다 높게 나타남으로써 더 향상된 안전한계치를 확인하였다. 이것은 본 해석에서 최적 열·수력 모델을 사용하였을 뿐만 아니라 초기치로써 최적 값을 택하였기 때문에 얻어지는 결과이며, 또한 이와 같은 유형의 산고 (2차 계통의 열제거 능력 상실 사고)에서 원자력 1호기의 안전성을 더욱더 입증시켜 주는 것이다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.473-480
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• 1996

영광 3/4호기 mid-loop 운전중 잔열제거(RHR) 기능 상실사고시 열수력적 현상을 최적 전산코드인 CATHARE2를 이용하여 해석하였다. 이러한 사고시 열수력적 현상은 일,이차측 냉각재 방출유로와 계통내 비응축성 가스의 거동에 의해 크게 영향을 받는다. 본 연구에서는 2개의 경우를 모의하였는데, 하나는 계통내 방출유로가 있는 경우이며 다른 하나는 방출유로가 없는 경우를 계산하였다. 이 때 사용된 가정은 다음과 같다. (가) 계통은 부분충수 운전 상태로 상부에 비응축성 가스나 증기로 가득 차 있다. (나) 증기발생기는 1대만이 이용 가능하고 이차측은 습식보관 상태이며, 보조급수는 공급되지 않고 이차측 압력은 대기압 상태이다 (다) 사고는 원자로 정지후 2일후 발생한다. 이와같은 조건하에서 사고시 계통 최대압력은 방출유로가 있는 경우 사고후 6,000 초에 0.27 MPa이며, 방출유로를 통한 유량은 총 2.4 kg/s이다. 이 방출유량을 외삽하여 계통수위가 고온관 바닦까지 도달하는데 걸린 시간은 사고후 약 5.67시간이다. 증기발생기 U-튜브를 통한 열전달에 의해 이차측 증기 발생으로 이차측 수위가 하락하면 증기발생기 reflux cooling은 제한을 받을 수 있다. 이 경우 이차측 수위가 U-튜브의 active 영역 상부까지 도달하는데 걸리는 시간은 사고후 약 10시간으로 계산되었다. 그러므로 이 경우 보조급수 공급 여유시간보다 노심 노출시간이 더 빨리 도달하여 노심을 손상시킨다. 사고시 수위지시계는 계통감압에 큰 영향을 주지 못하기 때문에 가능한 빨리 닫아 계통 inventory를 유지하는 것이 이차측 보조급수공급보다 우선한다.합한 설계방안으로 분석되었다.크다는 단점이 있다.TEX>$_2$O$_3$ 흡착제 제조시 TiO$_2$ 함량에 따른 Co$^{2＋}$ 흡착량과 25$0^{\circ}C$의 고온에서 ZrO$_2$와 $Al_2$O$_3$의 표면에 생성된 코발트 화합물을 XPS와 EPMA로 부터 확인하였다.인을 명시적으로 설명할 수 있다. 둘째, 오류의 시발점을 정확히 포착하여 동기가 분명한 수정대책을 강구할 수 있다. 셋째, 음운 과 정의 분석 모델은 새로운 언어 학습시에 관련된 언어 상호간의 구조적 마찰을 설명해 줄 수 있다. 넷째, 불규칙적이며 종잡기 힘들고 단편적인 것으로만 보이던 중간언어도 일정한 체계 속에서 변화한다는 사실을 알 수 있다. 다섯째, 종전의 오류 분석에서는 지나치게 모국어의 영향만 강조하고 다른 요인들에 대해서는 다분히 추상적인 언급으로 끝났지만 이 분석을 통 해서 배경어, 목표어, 특히 중간규칙의 역할이 괄목할 만한 것임을 가시적으로 관찰할 수 있 다. 이와 같은 오류분석 방법은 학습자의 모국어 및 관련 외국어의 음운규칙만 알면 어느 학습대상 외국어에라도 적용할 수 있는 보편성을 지니는 것으로 사료된다.없다. 그렇다면 겹의문사를 [-wh]의리를 지 닌 의문사의 병렬로 분석할 수 없다. 예를 들어 누구누구를 [주구-이-ν가] [누구누구-이- ν가]로부터 생성되었다고 볼 수 없다. 그러므로 [-wh] 겹의문사는 복수 의미를 지닐 수 없 다. 그러면 단수 의미는 어떻게 생성되는가\

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권3호
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• pp.331-337
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• 2018

원전 해체는 일반적으로 5단계로 준비, 제염, 절단 및 철거, 폐기물 처리, 환경 복원으로 진행된다. 효율적인 원전 해체를 위해서는 작업자의 안전, 비용 대비 효과, 폐기물 최소화, 재사용 가능성 등이 고려되어야 한다. 또한, 작업자의 안전 및 측정기술이 확보되어야 원전 해체 작업의 최적 효율을 낼 수 있으며 이를 위해서는 계통 및 기기의 정확한 측정 기술이 필요하다. 원전 해체 시 현장에서 사용할 수 있는 대표적인 In-Situ 방법으로는 CZT, Gamma Camera, ISOCS 등이 있다. 본 연구에서는 대표 시료 채취 없이 원전 해체 시 현장에서 적용될 수 있는 ISOCS를 이용하여 S/G Water Chamber 지점에 대하여 측정을 수행하였다. 측정 방법은 ISOCS의 HPGe 검출기를 증기 발생기 수실 하부 중앙을 향해 위치하였으며, 이때 검출기는 주변 방사선장 감소를 위해 납 차폐체를 장착하였다. 차폐체 두께는 5 cm인 원통형 납 차폐체를 장착하였으며, 검출기 전면에는 30도 콜리메이터를 장착하여 측정을 수행하였다. 측정값에 검증을 위해 실제 측정 방법과 동일하게 Microshield를 이용하여 측정한 값과 GEANT4 코드를 이용하여 모델링 하였다. 비교 결과 $1.0{\times}10^1{\sim}1.0{\times}10^2Bq$ 정도 차이를 보였으며, 이는 측정 시 주변 방사선의 영향, 모델링의 정밀도 등으로 오차를 줄일 수 있을 것으로 보인다. 본 논문의 연구 결과를 바탕으로 측정값의 정확도 및 신뢰도를 분석하고 향후 해체 작업 시 직접 측정 방법의 적용성에 대한 신뢰도를 높이고자 한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권1호
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• pp.126-139
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• 1994

본 연구에서는 BETHSY 실험장치에서 수행한 6" 소형 냉각재 상실사고(LOCA) 실험을 최적 열수력 코드인 CATHARE2 V1.2와 RELAP5/MOD3를 이용하여 계산했다. 본 연구의 주 목적은 소형 LOCA시 관심을 가지는 주요 물리현상인 이상 임계유동, 감압과정, 노심수위 감소, loop seal clearing 등에 대한 두 코드의 소형 LOCA 계산모의능력을 평가하는 것이다. 두코드는 이상 유동현상의 전개 경향이나 발생시점을 비교적 잘 예측하는 것으로 나타났고, CATHARE2의 경우가 실험과 더 잘 일치했다. 그렇지만 두 코드는 loop seal clearing 현상, loop seal clearing 발생후의 노심수위, accumulator 유량거동 등의 예측에는 약간의 편차를 보였는데, 편차의 정도는 RELAP5가 CATHARE2보다 더 큰 것으로 나타났다. 두 코드의 편차요인을 보다 상세히 분석하기 위하여 계면 마찰력, mesh크기, 파단노즐 junction에서의 방출계수(Discharge coefficient)등에 대하여 민감도분석을 수행하였다. 그 결과 CATHARE2의 경우는 계면 마찰력을 증가시킴으로써 감압과정시 일차계통의 질량분포, 즉 증기 발생기 입구 공동(SG inlet plenum)에서의 차압과 Cross√er leg의 차압이 개선되었으며, 증기발생기 외측 열전달계수를 증가시킴으로써 중기발생기의 압력변화를 개선할 수 있었다. RELAP5의 경우는 어떤 하나의 입력변수를 변화시켜서 과도기의 결과를 개선할 수 없었으며 다만, 계면 마찰력 모델링에 여전히 많은 불화실성이 내포되어 있음을 확인했다.확인했다.