• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 2009.10a
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• pp.716-722
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• 2009

4000MW급 유연탄발전소는 기존 500MW급 4기의 발전설비 운영조건에서 지역공동체는 긍정적이었으나, 500MW급의 증설 호기가 늘어나면서 지역 공동체는 발전소 증설과 관련하여 기존 동쪽 부지 경계지역의 소음환경에 대하여 부정적인 문제를 제기하였다. 2000MW급 증설이 진행되어온 4000MW급 발전소의 다양한 소음원에 의한 소음파워 증대와 증가방출 과도소음 에 대하여 고저가 다양한 주변지역에 미치는 영향음 평가하고자 3차원 모델링기법을 적용한다. 기존호기를 비롯한 전체의 발전소 전면부 소음원응 비교 시험결과 증가방출 소음 파워가 기존 설계의 변경 제작되어 기존호기에 비해 20~30dBA 높아져 동시 방출사 주변지역에 과도하게 영향을 미치는 상태였으며 500MW급 4기를 추가 증설에 따라 일상소음원에 의한 소음 영향도 증설전 대비 2~3dBA 증가된 것으로 평가되었다. 따라서 증설호기의 과도 소음원 제거 방안으로 대가 방출증가가 회수되도록 증설호기의 증가방출설비를 개선하였고, 증설에 의하여 증가된 소음 영향음 저감하고자 기존 경계지역에 미치는 소음원음 고려하여 방음벽음 설치한 결과 47 ~ 49dBA를 나타내고 인근 주거건물의 전면부 소음은 43dBA이었다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.14 no.3
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• pp.289-295
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• 2016

Kori Unit 1, the first PWR (Pressurized Water Reactor) plant in Korea, began its commercial operation in 1978 and will permanently shut down on June 18, 2017. After moving the spent fuels to SFP (Spent Fuel Pool) system, Kori Unit 1 will perform a full system chemical decontamination to reduce radiation levels inside the various plant systems. This paper will describe the operation concept of the full system chemical decontamination for Kori Unit 1 based on experiences overseas.

• Nuclear industry
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• v.16 no.8 s.162
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• pp.68-77
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• 1996

한전 전력연구원은 최근 월성 원자력 1호기 주증기관 배관 설비의 안전성 및 운전 신뢰도를 크게 향상시킬 `배관진동 해석기술`을 개발하였다. 이 기술은 소음진동연구팀이 연구에 착수한지 2년만에 성공한 것으로, 10년 이상 진동 문제로 어려움을 겪고 있는 월성 원자력 1호기 주증기 배관의 유체 유동, 구조물의 동적$\cdot$정적 특성을 규명, 진동 감쇠 장치를 설치하게 됨으로써 배관의 최대 진동값이 허용 기준치 이하로 줄어들어 시스템 신뢰성 및 원전 설비의 안전성을 크게 높인 것으로 평가되고 있다. 전력연구원은 앞으로 이 기술을 월성 1호기 나머지 2개 라인 및 타 발전소에까지 적용시켜 대형 배관 구조물의 해석 기술을 선진국 수준으로 향상시킬 계획이다.

• Nuclear industry
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• v.35 no.7
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• pp.12-18
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• 2015

원자력안전위원회는 9월 24일 제45차 회의에서 월성 원전 1호기와 고리 원전 1호기를 대상으로 추진해온 스트레스 테스트를 마무리하고 국내 가동 중인 전체 원전으로 확대하여 극한 자연 재해에 대한 원전의 안전성을 확인하기 위한 "가동 원전 스트레스 테스트 추진 계획"을 확정하였다. 최근 7월 24일 상업 운전을 시작한 신월성 원전 2호기까지 포함하여 원자로 기준으로 총 22개 원전이 내년부터 시작될 스트레스 테스트의 대상이 된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.831-836
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• 1998

원자로 격납건물은 그 기능적 중요성 때문에 건설종료후 반드시 원자로 가상사고를 가정한 조건에 대해 구조적 건전성을 입증하여야 한다. 본 논문은 이러한 요건에 따라 수행된 월성 3호기 원자로 격납건물 구조건전성 시험(SIT : Structural Integrity Test)의 개요와 결과를 분석한 것으로 시험결과 월성 3호기는 설계시 고려한 허용범위내에서 거동하였으며 사고시 압력하중이 큰 경수로형 원자로와 달리 시험기간중 외기 온도 변화에 민감한 변화를 보인 것으로 확인되었다. 아울러 시험결과의 정확한 평가를 위해서는 시험전 충분한 기간동안 온도변화가 계측되어야 하며, 계측기 출력의 안정화가 계측성과의 신뢰도를 높이는 필수인자임이 확인되었다.

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 2003.10a
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• pp.38-43
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• 2003

증기발생기 전열관의 마멸은 유체 유발 진동(flow induced vibration)에 의한 전열관과 증기발생기 상부 지지구조물 사이에서 발생하게 되며 원통 지지대(stay cylinder)상부의 중앙 공공(central cavity) 주변에 집중적으로 발생되는 것으로 보고되고 있다. 국내에서는 1997년 영광 4호기의 증기발생기에 마멸 손상이 보고된 이후 영광 3호기와 울진 3, 4호기에서도 마멸 손상이 발견되고 있으며, 외국에서는 1992-1993년 기간동안 대략 500∼600 개의 전열관이 마멸에 의해 관막음(p1u99ing)된 것으로 보고되었다.(중략)

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.26 no.3
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• pp.433-439
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• 1994

영광 3, 4호기는 ABB-CE 사의 System 80 원자로와 비교해서 원자로 내부 구조물의 수력학적 설계 목적과 방법 이 동일하고, 단지 원자로의 크기와 출력이 상대적으로 작아진 내부 구조물이 축소된 형태이다. 따라서 System 80 유동 모델 시험에서 측정된 실험 결과로부터 영광 3, 4호기 연료 집합체 수에 맞게 보간법을 사용하여 보수적으로 유량 분포를 구하고 영광 3, 4호기 유동 모델 시험에서 얻어진 유량 분포와 비교하여 원자로의 수력학적 특성을 검토하고 자각에 대해 열적 여유도를 구하여 이런 경우에 원자로 유동 모델 시험을 수행하지 않고 이전의 실험 결과를 설계에 사용할 수 있는 가에 대해 연구하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.519-524
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• 1996

울진 3,4호기 안전주입계통의 용량 변화가 가상적인 소형냉각재상실사고 거동에 미치는 민감도 해석을 수행하여 이를 System 80 설계발전소의 CESSAR-F 와 비교함으로써 후속호기 계통설계 및 사고해석을 위한 안전주입계통의 최적화에 활용코자 하였다. 본 논문에서 해석은 USNRC가 승인한 ABB-CE 평가 모델을 적용하여 수행하였으며, 이의 결과 소형 파단 사고시 안전주입탱크의 용량 및 고압 안전주입유량을 울진 3,4호기의 60% 까지 줄였을 때에도 경수로용 비상노심냉각계통 허용 기준$^{(1)}$ 을 만족함을 확인하였다.

• Proceedings of the Korean Environmental Sciences Society Conference
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• 2003.11b
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• pp.47-48
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• 2003

무산소조의 HRT가 3.5시간에서는 탈질이 일어날 수 있는 조건을 이루지 못하였다. Phase 4에는 무산소조를 3.7시간으로 고정하고 호기조와 혐기조의 HRT를 조절하여도 전체적인 효율에는 큰 영향을 미치지 않았다. 또한 슬러지 반송만으로 높아질수 있는 NO3-N 농도를 무산소조의 HRT로 조절함과 동시에 호기조에서의 DO농도를 1.5로 주입함으로써 높은 질산화로 인해 발생되는 낮은 탈질률을 막아줌으로써 인제거율에도 효과를 나타냄을 알 수 있다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.538-543
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• 1995

영광 3,4호기 FSAR 이후에 인허가 쟁점이 되고 있는 USNRC의 GDC17에 대한 재해석의 적용과 이에 관련된 소외전원상실, 소외전원상실과 원자로정지로 인한 터빈정지사이의 3초 지연시간에 대하여 그 영향이 15장 사고해석에 미치는 영향을 고찰하여보았다. 영광 3,4호기 예비안정성 분석보고서, 최종안정성분석보고서, CESSAR-F, 영광 1,2호기, CESSAR-DC의 개정판 H 및 N의 15장에서 소외전원상실이 적용된 방법을 살펴보고 소외전원상실과 밀접히 관련된 전기계통의 설계차 이점을 살펴보았다. 각각의 접근방법의 차이점 및 타당성에 대한 검토로부터 바람직한 사고 해석 방법론을 제시하고자 하였다.