• Language and Information
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• v.4 no.1
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• pp.130-140
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• 2000

이 논문에서는 피동접사 '이, 히, 리, 기'와 결합하는 피동형과 관련된 형태·통사적 문제를 전산적 관점에서 다룬다. 전산처리에서 이러한 피동형의 형태적 문제는 다음과 같다. 첫째, 피동접사 '이, 히, 리, 기'와 결합할 수 있는 타동사 어간의 분포가 제한되어 있다. 둘째, 타동사 어간이 결합할 수 있는 피동접사는 고정접사는 고정되어 있다. 셋째, 피동형 중에 타동사 어간과 피동접사가 결합할 대 형태적으로 변화하는 것들이 있다. '나누다/나뉘다, 모으다/모이다, 잠그다/잠기다, 자르다/잘리다'등이 여기에 해당된다. 이러한 형태적 문제 외에도 전산처리에서 피동형과 관련된 통사적 문제는 다음과 같다. 첫째, 능동형의 타동사가 피동형이 되면서 논항구조도 함께 변화한다. 둘째, 피동문의 행동주가 문장에서 생략되는 경우가 종종 있다. '문제가 쉽게 풀리었다','소리가 잘 들린다'등이 이에 해당된다. 이 논문은 한국어 피동접사 '이, 히, 라, 기'와 결합하는 피동형의 형태·통사적 특징을 전산적으로 처리하는 것이 목적이다. 이를 위해 표상모형으로는 자질구조를, 구현도구로는 Malage를 사용한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.423-428
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• 1996

피동형원자로 AP600을 참조발전소로하여 설정된 1000MWe급 대용량 피동형원자로의 계통개념에 대한 안전계통 성능 평가 및 코드의 적용성 평가를 목적으로 RELAP5/MOD3코드를 사용하여 대형냉각재상실사고를 모의 해석하였다. 피동형 안전계통으로 축압기, CMT IRWST를 모델하였으며 가압기에 연결된 1단계부터 3단계까지의 자동감압밸브계통을 모델링 하고 4단계 자동감압밸브계통은 각 루프의 고온관에 연결되어 있는 것으로 모델링 하였다. 피동형 안전계통의 모델이 향상된 RELAP5/MOD3.2와 그 이전의 코드인 RELAP5/MOD3.1의 냉각재상실사고 모의계산결과 원자로내의 압력변화, 노심냉각수 주입유량 및 핵연료 피복재 온도 거동이 거의 유사하게 나타났으며 1000MWe급 대용량 피동형원자로의 안전계통은 냉각재 상실사고시 충분한 노심냉각능력을 가지는 것으로 분석되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.657-662
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• 1997

계통분석 코드인 RELAP5/MOD3와 격납용기 분석 코드인 CONTEMPT4/MOD5에 피동형 격납용기 열전달 모델을 추가하여 개선한 CONTEMP4/MOD5/PCCS 코드를 이용하여 피동형원자로의 원자로 계통과 격납용기의 열수력 연계해석을 위한 통합코드를 구성하였다. 두 코드는 process 제어의 개념을 이용하여 각 코드의 특성을 유지시키면서 explicit coupling되게 하였으며 통합코드를 1000MWe급 피동형 원전의 냉각재 상실사고분석에 적용시켜 검증하였다 통합코드는 원자로 계통과 격납용기의 계산을 동시에 수행함으로써 얻을 수 있는 격납용기-계통 간의 열수력 현상을 파악 할 수 있게 하여줌으로써 피동형 원전의 열수력 분석도구로서 사용할 수 있는 것으로 분석되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.531-536
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• 1996

계통분식 코드인 RELAP5/MOD3와 격납용기 분석 코드인 CONTEMPT4/MOD5의 통합코드를 구성하였다. 두 코드는 process제어의 개념을 이용하여 가능한 한 코드의 수정을 최소화하고 각 코드의 특성을 유지시키면서 explicit coupling되게 하였다. 통합코드를 간단한 피동형 계통 분석에 적용시켜 계통과 격납용기의 계산을 동시에 수행함으로써 얻을 수 있는 격납용기-계통 간의 열수력 현상을 파악 할 수 있게 하여줌으로써 피동형 원전의 열수력 분석도구로서 사용할 수 있음을 검증하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.422-429
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• 1997

피동형 격납용기 냉각계통 해석을 위하여 격납용기 압력, 온도 과도현상 분석 코드인 CONTEMPT4/MOD5 전산코드에 피동형 격납용기 열전달 모델을 추가하였다. 외부공기의 순환에 의한 철제 격납용기와 차폐건물 사이의 환형 공간의 냉각모델은 자연대류 및 혼합 대류의 기존 실험적 상관식을 사용하였고 상부에서 분사된 물의 증발에 의한 열전달 현상은 analogy 개념을 적용한 질량전달 모델을 도입하였다. 개선된 전산코드로 1000Mwe급 원전의 피동형 격납용기에 대하여 각 실험적 상관식의 차이, 물막의 형성비율, 습식냉각 지연시간 등의 민감도 분석을 수행하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.430-436
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• 1997

피동형 원자로에서 냉각수 펌프의 작동불능시나 계통 내의 강제 순환이 충분치 못할 경우, 냉각수와 분리된 비상 저온 고농축의 붕산수를 노심에 피동으로 주입시키고 자연 대류에 의한 잔열 제거가 이루어져야 한다. PIUS형 원자로나 SPWR형 원자로에서는 Honeycomb구조의 Density Lock을 사용하여 Shutdown 및 잔열 제거 기능을 수행하며 정상운전시에는Primary Coolant(고온, 저농축 붕산수)와 Pool Water(저온, 고농축 붕산수)를 분리하고 있다. Density Lock을 사용할 경우, 기동 운전이나 출력 변경과 같은 비정상 운전시 Density Lock을 통하여 노심으로 Pool Water가 유입될 수가 있다. 따라서 불필요한 Pool Water의 유입을 방지하고 피동형 원자로의 설계 개념을 만족시키며, 피동적으로 강제 순환으로부터 자연 순환으로의 경로를 열어 줄 수 있는 Hydraulic Valve에 대한 이론적 해석을 수행하여 실제 밸브를 제작하여 실험을 통해 이론과 비교하고 Valve의 특성곡선을 개발한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.469-474
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• 1995

피동형 원자로에서 냉각수 펌프의 작동불능시나 계통내의 강제순환이 충분치 못할 경우, 냉각수와 분리된 비상저온 고농축의 붕산수를 노심에 피동으로 주입시키고 자연대류에 의한 잔열제거가 이루어져야 한다. PIUS형 원자로나 SPWR형 원자로에서는 Honeycomb구조의 Density Lock을 사용하여 Shutdown 및 잔열제거기능을 수행하며 정상운전시에는 Primary Coolant(고온, 저농축 붕산수)와 Pool Water(저온, 고농축 붕산수)를 분리하고 있다. Density Lock을 사용할 경우 기동운전이나 출력변경과 같은 비정상 운전시 Density Lock의 경계가 불안정하고 제어가 용이치 않으므로 Pool의 저온, 고농축 보론수가 Density Lock을 통하여 노심으로 유입될 수 있다. 따라서 불필요한 Pool Water의 유입을 방지하고 피동형 원자로의 설계개념을 만족시키며, 피동적으로 강제순환으로부터 자연순환으로의 경로를 열어줄 수 있는 Hydraulic Valve에 대한 이론적 해석을 수행하여 모델밸브의 주요변수와 제원을 결정하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.179-185
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• 1996

피동형 원자로에서 냉각수 펌프의 작동불능시나 계통 내의 강제 순환이 충분치 못할 경우, 냉각수와 분리된 비상저온 고농축의 붕산수를 노심에 피동으로 주입시키고 자연 대류에 의한 잔열 제거가 이루어져야 한다. PIUS형 원자로나 SPWR형 원자로에서는 Honeycomb구조의 Density Lock을 사용하여 Shutdown 및 잔열 제거 기능을 수행하며 정상운전시에는 Primary Coolant(고온, 저농축 붕산수)와 Pool Water(저온, 고농축 붕산수)를 분리하고 있다. Density Lock을 사용할 경우, 기동 운전이나 출력 변경과 같은 비정상 운전시 Density Lock을 통하여 노심으로 Pool Water가 유입될 수가 있다. 따라서 불필요한 Pool Water의 유입을 방지하고 피동형 원자로의 설계 개념을 만족시키며, 피동적으로 강제 순환으로부터 자연 순환으로의 경로를 열어 줄 수 있는 Hydrauric Valve에 대한 이론적 해석을 수행하여 실제 밸브를 제작하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.24 no.2
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• pp.213-218
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• 1992

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.534-541
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• 1997

1000MWe급 피동형원자로기 안전계통 성능 및 RELAP5 코드의 적용성 평가를 목적으로 AP600을 참조노형으로 설정된 1000MWe급 대용량 피동형원자로에 대한 냉각재 상실사고를 모의 해석하였다. 대형냉각재상실사고시 발생되는 현상들은 기존 원자로와 큰 차이가 없고, 이들 현상을 모의하기 위한 모델링 요건들이 피동형계통 분석에 동일하게 요구되었으며, 계산된 PCT가 규제기관의 허용치에 충분한 여유도를 갖고 있어 대형냉각재상실사고시 충분한 노심냉각 능력을 갖는 것으로 평가되었다. 또한 안전주입 배관이 파단되는 소형냉각재 상실사고를 해석한 결과 KP1000의 피동안전계통은 ADS의 작동에 의하여 노심을 노출시키지 않고 적절한 사고완화 기능을 수행할 수 있는 것으로 분석되었다.