• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.05a
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• pp.283.2-283
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• 2001

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2004.10a
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• pp.349-350
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• 2004

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 2012.04a
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• pp.741-742
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• 2012

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.28 no.2
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• pp.206-215
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• 1996

원자로냉각재계통 기기 설계를 위한 구조해석 분야는 크게 세가지로 구분할 수 있는데, 첫번째는 원자로 냉각재계통내의 유체의 온도, 압력, 원자로냉각재계통 기기 및 유체의 자중 등을 고려하여 정적해석이 주가되는 정상운전해석, 두번째는 원자력 발전소 수명내에 부지에 발생 가능한 지진을 고려하는 내진설계를 위한 지진해석, 세번째는 원자력발전소를 다른 플랜트보다 한층 안전하게 설계할 수 있도록 원자력 발전소내의 모든 고에너지배관의 파단을 가상하는 가상배관파단해석으로 구분할 수 있다. 1986년 이전까지의 가압경수로발전소의 가상배관파단은 원자로냉각재주배관의 파단을 가상하여 동적구조해석을 수행하므로써, 극히 보수적인 결과를 얻었다. 그러나, 파괴역학의 발전은 파단전누설기법을 정립하였으며, 이에 따라 1987년 미국의 10 CFR Part 50 Appendix A GDC 4에서는 원자력발전소 내의 모든 고에너지배관에 파단전누설기법 적용을 허용하므로써, 이들 배관의 가상배관파단을 배제할 수 있도록 하였다. 한국형 표준원전인 울진원자력 3, 4호기의 참조발전소인 영광원자력 3, 4호기는 개정된 GDC 4를 적용한 최초의 가압경수로발전소로서, 원자로냉각재주배관과 12인치 이상의 일차측 분기관들의 가상배관파단을 배제하였다. 본 보고서에서는 영광원자력 3, 4호기의 참조발전소인 미국 Palo Verde발전소와 한국형 표준원전인 울진원자력 3, 4호기의 가상배관파단에 의한 원자로냉각재계통의 동적구조해석 결과를 서로 비교, 분석하므로써 개정된 GDC 4의 영향을 평가함은 물론 향후 분기관 가상배관파단해석의 방향을 모색하는데 있다.

• Journal of Energy Engineering
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• v.22 no.2
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• pp.148-155
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• 2013

The steam generators of OPR-1000 plants have Alloy 600 and Alloy 690 as the tube material and its tube expansion method is the explosive expansion method. According to the experience of these plants, circumferential cracks were largely occurred in steam generator tubes expanded by the explosive expansion method and their locations were the outer surface of tube expansion transition region surrounding with piled-up sludge. But even though tubes have the same conditions, tubes with the hydraulic expansion method shows the prevail trend of axial cracks compared to circumferential cracks. Therefore in this study, in order to identify the difference of such phenomena as above, configurations of tube and tubesheet were modeled and at operating conditions, stress values applied in the tube expansion transition area in accordance with tube expansion methods were calculated by using computational program and the direction and the predominance of cracks were evaluated.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.29 no.3
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• pp.187-196
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• 2004

The health effects resulting from severe accidents of typical 1,000MWe KSNP(Korea Standard Nuclear Plant) PWR and typical 600MWe CANDU(CANada Deuterium Uranium) plants were estimated and compared. The population distribution of the site extending to 80km for both site were considered. The releaese fraction for various source term categories(STC) and core inventories were used in the estimation of the health effects risks by using the MACCS2(MELCOR Accident Consequence Code System2) code. Individuals are assumed to evacuate beyond 16km from the site. The health effects considered in this comparative study are early and cancer fatality risk, and the results are presented as CCDF(Complementary Cumulative Distribution Function) curves considering the occurrence probability of each STC's. According to the results, the early and cancer fatality risks of PHWR plants we lower than those of PWR plants. This is attributed the fact that the amount of radioactive mateials that released to the atmosphere resulting from the postulated severe accidents of PHWR plants are smaller than that of PWR plants. And, the dominating initiating event of STC that shows maximum early and cancer fatality risk is SGTR(Steam Generator Tube Rupture) for both plants. Therefore, the appropriated actions must be taken to reduce the occurrence probability and the amounts of radioactive materials released to the environment in order to protect the public for both PWR and PHWR plants.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.14 no.2
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• pp.157-168
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• 2016

Radioactive waste container designs should comply with the requirements for safety (i.e., transportation, storage, disposal) and other criteria such as economics and technology. These criteria are also applicable to the future management of the large amount of LLW and VLLW to arise from decontamination and decommissioning (D&D) of nuclear power plants, which have different features compared to that of wastes from operation and maintenance (O&M). This paper proposes to develop a set of standard containers of multi-purpose usage for transportation, storage and disposal. The concepts of the containers were optimized for management of D&D wastes in consideration of national system for radioactive waste management, in particular the Gyeongju Repository and associated infrastructures. A set of prototype containers were designed and built : a soft bag for VLLW, two metallic containers for VLLW/LLW (a standard IP2 container for sea transport and ISO container for road transport). Safety analyses by simulation and tests of these designs show they are in compliance with the regulatory requirements. A further development of a container with concrete is foreseen for 2016.

• Nuclear industry
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• v.26 no.5 s.279
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• pp.84-90
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• 2006

신월성 1,2호기 기공 건설 '본격화'/ 방폐장지원금 3천억원 경주시에 지급/ PLUS7 개량연료, 울진 원전에 최초 장전/ 고리 1호기 계속 운전 '청신호'/ 제3차 원자력진흥종합계획 공청회 개최/ 원자력 통제 제도 종합 개선 계획 수립 및 추진/ 연구용 원자로 이용 '냉중성자 실험동' 기공식/ 반세기에 접어든 한 · 미 원자력 협력/ 한국표준형원전(OPR 1000)베트남에 적극 홍보/ '국제원자력기구 에너지 모델' 워크숍 개최/ '글로벌 원자력 안전 체제 대응 방안' 논의/ 울진 4호기 제 6차 계획 예방 정비 착수/ "세계 최고의 발전 회사가 되자"/ 핵연료 기술 정보 교류 연차대회 개최/ '한수원 중소 협력 업체 모임' 최초 출범/ '지역 공동체 경영' 2년만에 착근/ "원자력은 현실적 대안 에너지"

• Nuclear industry
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• v.14 no.7 s.137
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• pp.12-19
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• 1994

우리가 원전을 가지고 우리보다는 개발과 경험이 일천(日淺)한 나라들을 향해 진출하기 위해서도 궁극적으로는 한국형 표준 모델을 앞세워야 할 것이다. 그런데 우선 원전을 이미 가졌으되 아무래도 우리보다는 미숙한 단계에 있는 나라들에 대해서 생각해 볼 수 있는 대상항목은 품질보증교육, 보수 기자재, 시운전 지원, 운전기술 지원 등의 기술자문분야이다. 한국전력기술(주)에서는 이미 1992년에 중국 광동 원자력발전소의 기술자들을 초청하여 품질보증 교육을 실시한 바 있다. 그리고 현재 광동 원자력발전소 현장에 기술자가 파견되어 운전후 유지보수 부문에 대한 기술자문지원을 하고 있다. 그리고 앞으로 신규 발전소에 참여하게 되면 각종 타당성조사업무와 주기기 기술사양서작성, 주기기평가 등 사업주 기술자문업무를 비롯, 종합설계업무, 사업관리, 구매지원 등으로 그 참여 범위를 넓혀가야 할 것이다.

• Nuclear industry
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• v.19 no.7 s.197
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• pp.31-34
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• 1999

99년 6월 21일 오전 11시. 울진 3호기의 모든 전산 설비의 날짜 및 시간이 2000년 00시 00분으로 변경되어 발전소의 모든 설비들은 2000년과 똑같은 상황하에서 운전되고 있었고 원자로 출력, 발전기 출력도 정상 상태를 유지하고 있었다. Y2K 종합 실증 실험은 50여분 동안 진행되었으며, 2000년 연도 전환 시험, 날짜 지정 시험, 윤년 인식 시험, 그리고 마지막으로 안전 설비 동작 시험순으로 시험이 진행되는 동안 아무런 설비의 이상 징후나 이상 상태 발생 없이 성공적으로 시험이 완료되었다. 지난 일년여 동안 Y2K 문제 해결을 위해 노력해온 모든 직원들의 노고가 한순간에 보상받는 순간이기도 했다. Y2K 종합 실증 실험이 끝나고 난후에 주제어실과 현장의 주요 설비들이 전보다 더 신뢰가 가고 튼튼해 보였던 것은 나만의 느낌이 아니었으리라 생각한다. 그 동안 수고한 모든 이들의 정성이 범국가적 아니 범세계적 핫이슈인 Y2K 문제를 원전의 울타리 밖으로 멀리 쫓아 버렸으며, 청정 에너지원인 원자력을 국민들로부터 더욱더 사랑받을 수 있도록 하는 계기가 되었다고 자평하고 싶다. 그 동안 울진 3호기 Y2K 종합 실증 시험을 마치기까지의 추진 경위와 Y2K 실증 시험 결과, 그리고 향후 대책 등에 대해서 간단히 소개하고자 한다.