• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.106-111
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• 1996

600MWe급 상업용 가압경수로의 무붕산운전 가능성을 핵설계 측면에서 검토하였다. 기본 원자로 핵연료 형태는 AP600 기준으로 무붕산 노심이 가능하도록 핵연료 농축도, BP 재질/갯수/위치/농도, 제어봉의 재질/위치/갯수등의 설계 변수등을 변화시켰다. 핵연료 농축도는 1.95w/o, 2.9w/o, 3.5w/o를 사용하였으며, BP의 갯수는 8에서 24개까지 사용하였으며, 재질은 Gd$_2$O$_3$, 농도는 축방향 출력분포를 평탄화 시키기 위하여 10w/o-14w/o를 사용하였다. 제어봉 설계에서 재질은 경제적이며, 제어봉가가 큰 B$_4$C를 사용하였으며, 반응도 제어에는 weak 제어봉을 사용하여 출력분포에 대한 영향을 최소화 하도록 설계하였다. 또한 출력분포제어에는 독립적으로 작동되는 고반응도가의 제어봉을 설정하여 노심 상부에서 동작하게 함으로써 반응도에 미치는 영향이 적도록 설계하였다. 설계 결과 아직 안전성 확보 여부에 대한 연구가 수행되지 않은 상태이나 주기초에서 주기말까지 잉여반응도를 1% 미만으로 유지하고, 축방향 BP zoning이 이루어지면 현재의 상업용 원자로에도 무붕산 운전이 가능할 것으로 판단된다. 또한 주기초 A.O.가 -14%, 제어봉의 삽입과 인출에 따른 국부 첨두치가 2.16으로 나타나 안전성 확보에도 큰 어려움은 없을 것으로 생각된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.23 no.3
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• pp.316-320
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• 1991

The Core Operating Limit Supervisory System (COLSS) is digital computer based on-line monitoring system that is designed to assist the operator in monitoring of the Limiting Conditions for Operation. A current COLSS calculates axial power distribution based on in-core detector signals using 5th order Fourier series method. It was found that the 5th elder Fourier series method was not accurate for certain axial power shapes, especially saddle power shapes, resulting in thermal margin decrease. A cubic spline synthesis was applied to the COLSS in order to improve the axial power distribution monitoring for the various axial power shapes. The results showed that the cubic spline synthesis simulated more accurately the axial power shapes, up to 5% in RMS errors, compared to those of the Fourier series.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.15 no.4
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• pp.236-247
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• 1983

Analyzed are the the DNBR(Departure from Nucleate Boiling Ratio) sensitivities to variations in various PWR operating parameters utilizing the Korea Nuclear Unit 1(KNU-1) design and operating data. Studied parameters in the analysis are core power level, system pressure, core inlet flow rate, core inlet temperature, enthalpy rise hot channel factor, and axial power peaking factor and axial offset. The calculations are performed using the steady state and transient thermal-hydraulics computer program, COBRA-IV-K, which is the revised version of COBRA-IV-i that has been adapted, partially modified and verified at KAERI. A reference case is established based on the design and operating condition of the KNU-1 reactor core, and this provides a basis for the subsequent sensitivity analysis. From the calculation results it is concluded that the most sensitive parameter in the DNBR thermal design is the coolant core inlet temperature while the axial power peaking factor is the least sensitive.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2000.02a
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• pp.179-179
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• 2000

음극의 크기에 따라 발생된 전자빔 전류가 도파관 영역에서 공간 전하 한계 전류를 초과할 경우 형성되는 가상 음극 (Virtual Cathode)을 이용한 축 방향으로의 고출력 마이크로파 발생 및 진단에 관한 연구를 수행하였다. 먼저 실험에 앞서 전산모사를 통해 결과를 예측하고 실험을 통해 확인하는 순으로 하였다. 전산 모사는 2-1/2차원 Partical-In-Cell(PIC) 코드인 "MAGIC"을 사용하여 축 방향으로 진행하는 새로운 개념의 가상 음극발진기를 모사하고, 정확한 경과를 얻기 위해 강렬한 상대론적 전자빔 발생 장치인 "천둥"( 최대 전압 600kV, 최대 전류 70KA, 60ns)을 사용하여 전산 모사에 넣어줄 전류값을 얻었다. 음극의 반지름이 2.5cm 일 때 전파되는 최대 출력이 약 800MW인 마이크로파가 발생되었고, 이때 출력변환 효율이 약 30%임을 전산모사를 통하여 알 수 있었다. 또한 전파하는 전기장의 축방향 성분(Ez)의 반지름 방향에 대한 분포 특성을 통하여 주된 전파 모드가 TM01와 그 상위모드의 조합으로 이루어졌음을 알았고 이때 기대되는 동작 진동수는 5~7 GHz임을 전산 모사 결과로부터 알 수 있었다. 실험을 통해서도 음극의 크기가 2.5cm 때, 최대 출력이 약 520MW인 마이크로파를 발생하였고, 이 때 출력 변환 효율은 약 8%이고, 방전 사진을 통해서 주된 동작 모드가 TM01와 그 상위모드의 조합으로 이루어졌음을 알았고, 이때 주된 출력 진동수는 5~6 GHz임을 알 수 있었다.는 5~6 GHz임을 알 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.4
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• pp.555-561
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• 1995

This paper examines the applicability of the modified Borresen's coarse-mesh method(MBSN) to the core power distribution monitoring program development for the Yonggwang nuclear power plant unit 3(YGN 3) which uses fixed incore detectors for monitoring core power distribution. In so doing the modified Borresen's coarse-mesh equations are solved with core internal boundary conditions provided by the fixed incore detectors and three-dimensional core power distributions are com puted for the first-cycle core of the YGN 3 PWR. The results are compared with predictions of the COLSS(Core Operating Limit Supervisory System) which is the axial power shape monitoring program of the YGN 3. It is shown that the modified Borresen's method can reproduce the core axial power shape more closely than the COLSS. Because of other advantages in computing speed and predictive capability, n conclude that the proposed MBSN has a promising practical application for core power distribution monitoring program development.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.14 no.2
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• pp.51-63
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• 1982

Stability of a PWR core against xenon-induced axial power oscillation is studied using one-dimensional xenon trausient analysis code, DD1D, that has been developed and verified at KAERI. Analyzed by DD1D utilizing the Kori Unit 1 design and operating data is the sensitivity of axial stability in a PWR core to the changes in core physical parameters including core power level, moderator temperature coefficient, core inlet temperature, doppler power coefficient and core average turnup. Through the sensitivity study the Kori Unit 1 core is found to be stable against axial xenon oscillation at the beginning of cycle 1. But, it becomes less stable as turnup progresses, and unstable at the end of the cycle. Such a decrease in stability is mainly due to combined effect of changes in axial power distribution, moderator temperature coefficient and doppler power coefficient as core turnup progresses. It is concluded from the stability analysis of the Kori Unit 1 core that design of a large PWR with high power density and increased dimension can not avoid xenon-induced axial power instabilities to some extents, especially at the end of cycle.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.526-531
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• 1998

본 논문은 농축도 0.9%의 순환우라늄 핵연료(CANFLEX-RU)에 대한 축방향 출력분포(AFD) 및 반경방향 출력분포(RFD) 특성을 조사하고 CANFLEX-RU 다발이 장전된 CANDU줄 채널의 예비 열수력 해석을 수행하였다. CANFLEX-RU 다발의 4 bundle shift 핵연료 교체 방법에 따라 AFD 분포 특성은 정점(Peak) 열속이 채널 상류쪽으로 이동하였고 채널 중심 부근에서 평탄하거나 다소 오목한 형상을 보여주었다. RFD 분포를 표현하는 적절한 변수로서 국부 다발열유속비를 정의하고, 이 비와 국부 표면열유속비의 상호 관계식을 도출하였다. 연소도에 따른 최외환봉의 국부 다발열유속비 변화를 조사한 결과로서, CANFLEX-RU 다발의 최대 국부 다발열유속비는 초기 연소도에서 발생되었고 이 값 CANFLEX-NU 다발 보다는 크고 37-핵연료봉다발 보다는 작았다. CCP 계산시에 RFD 분포 효과를 고려하는 방안으로서 최외환봉 열유속을 다발의 국부 열유속으로 가정하였다 이는 임계열유속이 -10.2% 감소한 조건을 사용하여 CCP를 계산하는 결과가 되었다. 다발-블균형 계수를 이용한 CCP 민감도 결과와 본 계산에서 얻은 CCP 결과에 의하면, CANFLEX-RU의 CCP 는 CANFLEX-NU에 비교해서 土1.0% 이내로 근사한 분포가 예상되었으며 이는 AFD 분포 효과가 RFD 분포에 의한 CCP 감소를 보상하기 때문이다. 결론적으로, CANFLEX-RU는 열수력적 설계 관점에서 CANFLEX-NU에 비교해서 열적 성능이 저하되지 않았고 따라서 기존 37-핵연료봉다발에 대한 CANFLEX-NU의 열여유도 증가와 같은 장점을 유지할 것으로 예상되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.389-395
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• 1995

기존의 천이노심 DNBR 벌점 평가 방법을 개선하여 불확실도를 줄이고 신뢰도를 향상시키며, 적용범위를 확대함으로써 보다 실제적인 DNBR 벌점 평가 방법을 제시하고자 하였다. 이를 위하여 영광 1호기 JDFA-V5H 의 천이노심을 대상으로 하는 일련의 분석이 수행되었다. 먼저 균일노심과 천이노심을 모형화 한 기준 제어군에서의 상대적인 물성치의 변화와 축방향에서의 DNBR 거동을 분석하였고 이에 따른 최소 DNBR 의 상대적 차이로부터 최대 럴점 조건 및 벌점이 적용되는 집합체를 선정하였다. 변수 민감도 분석 결과, 최대 벌점 조건은 과출력 (120% 출력), 고압 (2420 psia) 그리고 상부노심에서 상대출력이 많은 축방향 출력 분포를 갖는 조건이 선정되었고 천이노심 벌점은 V5H에만 부과된다. 천이노심 DNBR 벌점은 배열 민감도 분석을 통하여 노심내 V5H 분율의 함수로 표현됨을 알 수 있었으며, 기존의 보수적인 방법론에 비해 최소 3% 이상의 천이노심 벌점이 감소되는것으로 나타나 추가적인 여유도의 확보로 인한 설계의 탄력성을 기대할 수 있다. 이 결과는 IFM이 존재하는 원전연료 집합체 상부에 대하여 노심의 V5H 분율이 0.02 부터 1.0 까지의 정상 및 과도상태 노심에 대하여 적용할 수 있다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.335-341
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• 1997

운전중 노심의 출력변화를 감시하는 노외계측기(Excore Detector)는 노내계측기(Incore Detector)를 통하여 측정되어진 축방향 출력편차(Axial Offset)를 이용하여 교정되고 있다. 노외 계측기의 전류와 축방향출력편차의 선형적인 관계를 가정하여 노내계측기로 최소한 4회 노심출력을 측정한후 최소자승법(Least Square Method)으로 비례상수들을 구하는 기존의 방법을 대신하여, 단순 노외계측기 교정법은 노내계측기로 1회 측정되어진 자료들을 이용하여 계측기 반응상수(Detector Response Factor)를 계산한 후 비례상수를 계산한다. 계측기반응상수는 2차원 중성자수송모델로부터 계산된 weighting factor와 3차원 확산이론으로부터 구한 노심출력을 이용하여 계산된다. 중성자수송계산은 (R-Z)와 (R-$ heta$)모델을 합성하여 3차원 weighting factor를 계산하므로 축방향 영향뿐만 아니라 집합체별 영향을 고려하였다. 또한 노심의 복잡한 구조로 인하여 근사적인 weighting (actor와 노심출력분포의 사용은 노외계측기의 전류와 계측기반응율의 불일치를 초래하며, 이를 해결하는 상수를 소개하여 보다 정확한 교정결과를 얻도록하였다. 이와 같은 방법을 고리 3호기 9, 10주기 전주기와 11주기초에 적용하여 노심의 연소분포, 냉각수의 온도분포, 노심의 연소도, 노심출력준위등에 대한 단순 노외계측기 교정법의 오차를 분석하여 최적의 노외계측기 교정모델을 제시하였다. 2차원 중성자수송모델 합성법에 의한 단순노외계측기 교정법은 2차원 (R-Z) 중성자수송모델보다 개선된 결과와 평균오차 0.179% 최대 오차 0.624%를 보여주고 있다.하면 조사 후의 조직안정성에도 크게 기여할 것으로 기대된다.EX>O가 각각 첨가된 경우, Ar-4vol.%H$_2$ 분위기보다 H$_2$분위기에서 소결했을 때 밀도가 더 높았다. 그러나, 결정립은 $UO_2$와 $UO_2$-Li$_2$O의 경우, 수소분위기에서 소결했을 때, (U,Ce)O$_2$와 (U,Ce)O$_2$-Li$_2$O에서는 Ar-4vol.%H$_2$분위기에서 소결했을 때 더욱 성장하였다.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\ulcorner 본 논문에서는 표면적 형태에도 불구하고 [-wh]의미의 겹의문사는 병렬적 관계의 합성어가 아니라 내부구조를 지

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.50-57
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• 1997

영광 2호기 9주기 노심을 대상으로 다양한 운전조건에서 노외계측기 weighting function을 계산하고 영향 인자들에 대한 민감도 분석을 수행하였다. Weighting function 계산은 2차원 각분할 수송코드인 DORT 2.8.14를 사용하였고 핵단면적 라이브러리는 ENDF/B-VI에 근거한 BUGLE93 라이브러리를 사용하였다. Weighting function은 축방향 weighting function(R-Z 모델)과 집합체별 weighting function(R- 모델)을 계산하였고, 민감도 분석에 사용한 인자는 출력준위, 연소도, 제어봉 삽입, 붕소농도이다. 민감도 분석결과 노외계측기 weighting function은 출력 준위에 민감하고 그외 모든 인자의 영향은 무시할 수 있을 만큼 작았다. 또한 출력분포와 weighting function으로부터 계산되는 단순노외계측기 교정법의 계측기반응상수는 출력준위와 연소도를 고려하여 생산해야함을 확인하였다.