• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.305-310
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• 1997

국내에 신규로 건설되는 원자력발전소(이하 원전)는 부분강 제어봉을 설치하여 축방향의 출력 분포 제어에 별다른 어려움 없이 운전을 하고 있으나, 일부 가압 경수로형 원전의 경우는 부분강 제어봉이 설치되어 있지 않아 원자로 출력 변동시 출력분포 제어에 어려움이 많다. 기존 원전 경우의 제어봉 운전 방식은 원자로 출력의 균일한 제어를 위해 각 제어봉 뱅크를 순서적으로 운전하고 있으며, 각 뱅크간에는 일정한 수(일반적으로 113 Step) 만큼 중첩하여 운전하고 있다. 출력운전중에는 모든 제어봉을 인출하여 균일한 출력분포를 유지하며 축방향의 출력분포 제어를 위해 제어봉을 조절한다. 출력을 변동하면 제어봉이 원자로내에 삽입하게 되는 데, 먼저 D Bank가 삽입되며 D Bank가 113 Step에 도달하면 C Bank가 삽입되기 시작하는 데, D 130에서부터 C Bank가 삽입되어 제어값을 갖는 D 100 Step 까지는 축방향 출력 제어가 되지 않아 출력 편차가 제한값을 벗어나 출력을 급격히 감소해야 하는 등의 어려움이 있다. 본 연구는 제어봉의 중첩을 조절하여 C Bank를 조기에 노심에 삽입시의 영향을 분석하기 위하여 제어봉값이 출력에 미치는 영향을 예측하고, 제어봉 중첩수를 변경시에 노심에 미치게 될 안전성을 검토하였으며, 그 결과 중첩수를 조절할 경우 축방향 출력 분포를 초기부터 양호하게 제어할 것으로 예측된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.329-334
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• 1997

기포막 제한 및 기포 군집 이론에 의한 해석적 접근을 통해 축방향 출력분포가 임계열속에 미치는 영향을 파악하고, 이를 근거로 임계열속 발생지점에서의 엔탈피 변화를 고려하여 축방향 출력분포에 따른 임계열속 예측치 보정 모델을 개발하였다. 제안된 모델의 검증을 위해 cosine 형태의 축방향 출력분포를 갖는 임계열속 측정치와 비교하였으며, 그 결과 제안된 모델은 측정치에 대해 평균 1.0072, 표준편차 9.98%의 예측 성능을 나타냈다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.26 no.1
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• pp.149-159
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• 1994

노심설계의 검증을 통하여 설계의 신뢰성을 확인하며 이는 발전소 운전의 안전성과 경제성을 향상시킬 수 있는 발판이 된다. 본 보고서는 국산핵연료를 장전한 고리 3호기 7주기의 운전자료 중에서 핵설계와 관련한 인자의 측정치를 설계치와 비교 분석하고 평가하였다. 비교대상이 된 핵특성인자는 반응도 관련 자료인 임계붕소농도, 제어봉가, 등온온도계수 및 감속재온도계수등이고 출력분포 관련자료인 핵반응률 분포, 집합체 출력분포, 반경방향 첨두출력 F$\Delta$H/$^{N}$ , 축방향 출력분포, 축방향 첨두출력 Fq(z)및 노심 평균 축방향 출력편차(AO)등이다. 이들 인자들에 대한 설계치는 측정치와 잘 일치하였으며, 모두 안전성 관련 제한치이내로 만족함을 확인하였다. 또한 이러한 비교 분석을 통하여 후속주기의 핵설계에 운전자료를 반영할 수 있는 근거를 마련하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.25 no.3
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• pp.470-479
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• 1993

노심설계의 검증을 통하여 설계의 신뢰성이 확인되며 이는 발전소 운전의 안전성과 경제성을 향상시킬 수 있는 발판이 된다. 본 기고문은 국산핵연료가 장전되었던 영광 2호기 4주기의 운전자료 중에서 핵설계와 관련한 인자의 측정치를 설계치와 비교 분석하고 평가하였다. 비교대상이 된 핵 특성인자는 반응도 관련 자료인 임계붕소농도, 제어봉가, 등온온도계수 및 감속재온도계수 둥이고 출력분포 관련자료인 핵반응률 분포, 집합체 출력분포, 반경방향 첨두출력 F_ $\Delta$H/$^{N}$ , 축방향 출력분포, 축방향 첨두출력 Fq(z) 및 노심 평균 축방향 출력편차(AO)등이다. 이들 인자들에 대한 설계치는 측정치와 잘 일치하였으며, 모두 안전성 관련 제한치이내로 만족함을 확인하였다. 또한 운전자료의 비교 분석을 통하여 후속주기의 핵설계에 반영할 수 있는 근거를 마련하였다.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 2011.11a
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• pp.378-379
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• 2011

• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.21 no.4
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• pp.294-301
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• 1989

The Axial Power Distribution Monitoring System(APDMS) program was developed to calculate a detailed axial power distribution using two-level excore detector, cold leg temperature and control rod position signals. The unnormalized two-level excore detector signals were corrected for the rod shadowing factor determined by control rod position and for the temperature shadowing factor calculated based on cold leg temperature. A shape annealing matrix was then applied to the corrected excore detector response to yield peripheral power. After the core average power was obtained using linear relationship bet-ween core average and peripheral power, the boundary point power correction coefficient was applied to core average power in order to obtain boundary power for both upper and lower core axial boundaries. Then, the axial power distribution was synthesized by spline approximation. In spite of burnup, power level, control rod postion and axial offset changes, the comparisons of axial power distributions between BOXER simulation program and APDMS results showed good agreements within 5% root mean square error for Kori Unit 3 Cycle 4.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.25 no.1
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• pp.148-153
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• 1993

A fifth-order Fourier series technique is applied in Core Operating Limit Supervisory System (COLSS) to construct the on-line core average axial power shape from in-core detector signals because of its simplicity and fast computation. Such a synthesizing accuracy depends on number of Fourier series modes and axial boundary conditions. COLSS currently uses the five-mode Fourier series technique which utilizes the five axially located fixed in-core detector signals and a constant axial boundary condition. Therefore, the constant axial boundary condition should be appropriately chosen based on the evaluation of its effect on the accuracy of the on-line calculations. The four cases of axial buckling (0.75, 0.8, 0.9 and 1.0) were examined for Yonggwang Nuclear Units 3&4 as the axial boundary conditions in this paper. The core average axial power shapes and the operating margins were compared for each case to determine the optimal constant axial buckling. The axial buckling of 0.9 was found to be the optimal value.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1999.05a
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• pp.18-18
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• 1999

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2003.10a
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• pp.219.1-219.1
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• 2003