• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권4호
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• pp.552-560
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• 1993

지진 및 냉각재상시사고시 핵연료집합체의 건전성 확인은 원자로심모델의 핵연료집합체 집중질량모델을 이용하여 지지격자에 발생한 충격 해석치와 동적좌굴시험치와의 비교를 통해 사고시의 핵연료집합체 건전성을 평가하여 왔다. 그러나 이 방법은 사고시 핵연료집합체 부품별 설계 요구사항 만족여부를 평가하는데 미흡하여 본 연구에서는 지진 및 냉각재상실사고시 핵연료집합체 구조적건전성 평가를 위한 수평방향 핵연료집합체 응력해석모델을 개발하였다. 이를 위해 첫번째 단계로써 원자로심모델의 해석 결과인 각 절점에서의 변위와 회전각으로부터 응력을 계산하고 가장 큰 응력을 갖는 핵연료를 찾아내는 MAIN이라는 전산프로그램을 개발하였다. 그리고 다음단계로써 이 .프로그램에서 구한 핵연료집합체 변위와 회전각을 이용하여 핵연료집합체의 주요부품에 가해지는 응력을 계산하기 위한 핵연료집합체 응력해석모델을 개발하였다. 이 모델은 집합체주요부품인 안내관과 연료봉을 3차원보요소로, 지지격자스프링을 선형 및 회전스프링으로 각각 모델링 하였으며, MAIN 프로그램의 출력인 집합체의 변위를 구속조건으로 사용하였다. 또한, 개발된 프로그램과 응력해석모델을 이용하여 하나의 적용 예로써 임의의 지진하중하에서 16$\times$16형 핵연료집합체에 대한 응력해석을 수행하였다. 이 모델을 개발하므로써 지진 및 냉각재상실사고시 핵연료집합체 설계용구사항 만족여부를 평가할 수 있는 기틀을 마련하였다.

• 한국지진공학회논문집
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• 제4권1호
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• pp.51-62
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• 2000

핵연료집합체 검증 프로그램의 일환으로 본 연구에서는 지진과 배과파단이 핵연료집합체의 건선성에 미치는 영향을 검토하였다 원자로 노심의 상세 동적해석을 이용하여 지진 및 배과파단시 핵연료 집합체에 발생하는 전단력 굽힘 모우멘트 및 변위를 계산하였고 또한 집합체를 지지하고 있는 지지격자체의 충격력을 검토하였다 이들 하중에 대한 핵연료집합체의 응력해석을 수행하여 사고조건하에서의 구조적 건전성에 대하여 언급하였고 추후 설계시 고려할 사항을 제시하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제16권3호
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• pp.155-160
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• 1984

표준 핵연료집합체나 최적 핵연료집합체로 구성된 원자력 1호기 원자로심의 열적여유도를 기존 열설계 방법과 통계적 열설계 방법을 이용하여 분석하였다. 통계적 열설계 방법은 노심내 운전변수들의 불확실도를 통계적으로 처리함으로써 기존 방법에 비하여 열적여유도를 증가시킨다. 계산을 위하여 정상상태와 과도시 열수력분석 전산코드인 COBRA-IV-i를 사용하였다. 계산결과 통계적 설계방법은 열적여유도를 크게 증가시키며, 표준 핵 연료집 합체는 물론 최적 핵 연료집 합체가 장전된 원자력 1호기의 열설계기준을 만족시키는 것으로 밝혀졌다. 그러나 기존 열설계 방법은 원자력 1호기 노심에 최적 핵연료집합체가 장전된 경우 열설계기준을 만족시키지 못하는 것으로 밝혀졌다.

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
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• 한국에너지공학회 2002년도 추계 학술발표회 논문집
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• pp.71-79
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• 2002

이중구조 가연성독봉(Duplex BP)의 성능을 평가하기 위해 한국표준형발전소 24개월 주기를 기준으로 16개 Gadolinia 독봉이 장전된 핵연료집합체에 대해 핵적 평가를 수행하였다. 16개 Gd 독봉이 장전된 핵연료집합체와 동일한 반응도 억제가를 갖는 Duplex 독봉집합체를 설계하기 위해 내심에 Natural U-12wt%Gd$_2$O$_3$, 외심에는 4.95wt%$UO_2$-2w/oEr$_2$O$_3$을 넣어 이중 성형한 24개의 이중구조 가연성독봉이 장전된 핵연료집합체를 설계하였다. 또한 같은 방법으로 140개의 Erbia 독봉이 장전된 등가핵연료집합체를 설계하였다. 핵설계 특성평가를 위해 연소도에 따른 무한증배계수, 반응도억제가, 첨두봉출력 그리고 냉각재 온도재수에 대한 변화에 대해서 비교하였다. Duplex 독봉은 Gadolinia 독봉에 비해 k-inf의 2차 첨두현상을 완화시켜 반응도 제어면에서 유리한 것으로 나타났다. 그러나, 다량의 Erbia 독봉을 전체적으로 골고루 장전한 핵연료집합체보다는 Duplex BP를 장전한 핵연료집합체가 노심내 반응도 제어면에서 유리하지 못한 것으로 나타났다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.79-84
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• 1995

핵연료집합체 연소도 계산용 전산코드인 CASMO-3를 도입하여 한국고유핵설계체계를 개발하기 위해서는 CE형 핵연료집합체의 핵적특성을 파악하는 것은 필수적이다. 따라서, CASMO-3와 몬테칼로 전산코드인 MCNP-4A를 이용하여 CE형 16$\times$16 핵연료집합체에 대한 $K_{inf}$ 및 봉출력 분포를 비교 분석하였다. $K_{inf}$ 의 경우는 CASMO-3에 의한 계산 결과가 0.5% 이내에서 MCNP-4A의 계산 결과와 일치하였으며, 봉출력분포의 경우도 제어봉 주변이나 Gd$_2$O$_3$ 독봉을 제외하고는 CASMO-3에 의한 계산 결과가 MCNP-4A의 계산 결과와 거의 일치하는 것으로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권5호
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• pp.743-752
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• 1995

본 논문은 배관파단에 대한 원자로 내부구조물의 해석시 사용되는 원자로 내부구조물과 노심의 커플(couple)된 모델에서 핵연료집합체의 grouping수에 따른 동적 응답의 영향을 조사한 것이다. 177개의 핵연료집합체를 1, 3, 5 그리고 7개의 그룹으로 나누어 모델링 하였고 그 각각에 대한 응답을 구하였다. 해석결과 원자로 내부구조물과 핵연료집합체의 배관파단에 대한 응답은 핵연료집합체의 grouping수에 거의 영향을 받지 않음을 알 수 있었다. 또한 핵연료집합체의 해석시 사용되는 상세모델에서 2개 이상의 이웃하는 핵 연료다발을 하나의 등가모델로 나타내는 방법을 연구한 결과 집합체의 1차모드 주파수와 일치하는 등가스프링을 사용하고 각 핵연료다발사이의 간격을 그대로 유지했을 때의 모델이 원래의 응답과 가장 잘 일치함을 보였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제22권1호
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• pp.66-74
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• 1990

원자력 7, 8호기에 장전된 17$\times$17 최적 핵연료집합체의 열수력학적 특성을 원자력 5, 6호기에 장전된 17$\times$17표준 핵연료집합체와 비교하여 분석하였다. 분석된 열수력학적 특성은 정상상태와 과도출력상태에서의 최소 DNBR, 연료봉 중심온도, 출구 기포율등이며, 아울러 연료봉의 중심이 용융되는 국부선출력과 원자로 운전변수들에 대한 DNBR 민감도 계수도 계산하였다. 사용된 코드는 COBRA-IV-I이며, 임계열속 계산에는 R형 그리드에 대해 수정된 W-3 상관식을, 기포율계산에는 drift-flux model을 이용하였다. 계산결과, DNB가 발생할 확률은 최적 핵연료집합체가 더 높았으나, 연료봉의 중심이 용융되는 국부선출력은 표준 핵연료집합체와 거의 동일한 것으로 나타났다.

• 소음진동
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• 제6권6호
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• pp.827-834
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• 1996

본연구에서는 핵연료집합체의 검증계획의 일환으로 2차측 배관파단의 영향을 조사하였다. 원자로노심의 상세모델을 이용한 동적해석으로 배관파단에 의한 응답을 구하였다. 파단적 누설개념의 적용으로 10인치 이상의 고에너지 배관에 대하여 양단 파단이 설계에서 배제됨에 따라 본 연구에서는 주증기관과 급수관의 파단을 가정 하였다. 핵연료 집합체의 전단력, 굽힘모우멘트, 변위 및 지지격자체의 충격하중에 대하여 자세히 고찰하였고 이들 동적해석 결과를 이용하여 핵연료집합체의 구조적 건전성을 평가하였으며 사고조건에서 2차측 배관파단이 핵연료집합체의 구조적 건전성 에 미치는 영향을 검토하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권2호
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• pp.197-204
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• 1994

원자로운전정지시 사용되는 제어봉집합체는 제어봉구동장치에서 분리되어 핵연료집합체의 안내관으로 자유낙하한다. 이 제어봉집합체의 주요변수로는 낙하시간과 충격속도가 있는데, 낙하시간은 원자로 안전정지와 관계가 있으며, 충격속도는 핵연료집합체의 건전성과 관계가 있다. 따라서, 제어봉 낙하시간과 충격속도의 적절한 결정은 제어봉집합체와 핵연료집합체의 설계에 매우 중요하다. 제어봉집합체는 낙하도중 유체저항이나 마찰력 및 부력과 같은 여러 힘들에 의해 낙하시간이 감소하게 되는데, 이러한 여러가지 힘의 복잡한 결합으로 인해 낙하시간과 충격속도를 해석적으로 유추하는 것은 매우 어렵다. 본 논문에서는 국산핵연료집합체에 적용되는 해석적인 방정식을 포함하고 있는 프로그램을 개발하였고, 이 프로그램을 단일제어봉 낙하시험과 비교하였다. 비교결과 시험 및 해석결과가 잘일치하고 있음으로써 개발된 프로그램의 검증을 확인할 수 있었고, 따라서 이 프로그램이 제어봉및 안내관의 설계변경시 매우 유용하게 사용할 수 있게 되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제22권4호
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• pp.389-409
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• 1990

CANDU 개량 핵연료집합체의 대표적인 방안들로서 CANDU-KF39(39개, 이원봉), CANDU-KF40(40개, 이원봉) 및 CANDU-KF43(43개, 이원봉) 핵연료집합체들을 설정하여 월성 1호기 CANDU-6 원자로 가동조건에 따라 분석/평가하였다. 본 분석 결과에 의하면, 본 개량 핵연료집합체들은 기존 37개 핵연료봉 집합체보다 기술 및 경제적으로 우수하며, 특히 CANDU-KF39 개량핵연료집합체는 CANDU-KF40 및 CANDU-KF43 개량 핵연료집합체 보다 월성 1호기 안전성, 기술성, 및 경제성 향상의 모든 조건에 제일 충족될 것으로 예상된다.