• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.5
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• pp.753-759
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• 1995

One of the important features of the advanced nuclear power plants is the system simplification. In this work, a model has been introduced to quantitatively evaluate the system simplification. A few models have been developed for quantitative evaluation of design simplification and the design enhancements of CVCS of the advanced reactors have been evaluated with models based on the entropy concept and the system availability. In addition, operational interface of CVCS with peripheral systems has been considered to develop a new evaluation model in this work. The quantification results for the design of the System 80+ and KSNPP indicate that the simplicity of the CVCS is primarily dependent on the type and number of charging pumps.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.229-229
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• 2004

원자력발전소에서 원자로 냉각재 중의 용존산소 제어는 원자로 냉각재 계통에서의 전면 부식과 다양한 형태의 응력부식균열(SCC)를 완화시키는데 기여한다. 원자로 냉각재 계통내에 용존 되어있는 산소는 발전소 기동 시에는 하이드라진($N_2H_4$)을 넣거나 인위적 배기를 통해 제거하고, 정상운전 중에는 체적제어탱크(VCT)에 수소를 가압하여 제거시킨다. 계통내로 유입되는 용존산소를 최대한 억제하기 위하여 대부분의 원자력발전소는 원자로 보충수 탱크 상층부에 질소를 주입하여 탱크로 유입되는 공기를 차단하고 있으나, 이 과정에서 일부 수중에 용해되어 들어가는 질소는 계통 내에서 NH$_3$를 형성하여 화학체적제어계통(CVCS)의 이온교환 수지탑에 치환됨으로서 기포화 되어있는 Li을 계통으로 빠져나오게 하여 계통 pH에 영향을 미친다.(중략)

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 2011.04a
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• pp.108-109
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• 2011

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.55-60
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• 1996

원자력발전소 운전시 원자로냉각재는 부식 방지를 위해 적절한 화학물질을 함유하고 있어야한다. 이러한 원자로냉각재의 수질화학 조절은 유량조절 기능과 화학제주입 기능을 가진 화학 및 체적제어계통의 화학제주입탱크 및 체적제어탱크에 의하여 이루어진다. 본 연구에서는 영광5,6호기에서 화학제주입계통의 연결위치를 충전펌프 후단에서 전단으로 변경하고, 원자로보충수펌프에 의하여 화학제주입을 수행할 경우 요구되는 주입운전시간 특성에 대해 수치해석을 이용하여 분석하였다. 분석은 설계요건에서 요구되는 화학제주입탱크의 용량 및 주입유량을 고정하고 탱크의 구조적형상 변경, disk block 설치 및 주입속도를 변경(입구배관 크기 변경)하여 각각의 경우에 대하여 시간변화에 대한 탱크 내에서의 유속분포, 농도분포, 평균농도 등 을 구하였다. 분석결과 발전소의 빠른 화학제주입운전을 위해서는 탱크 내에 혼합효과를 중대 시킬 수 있는 disk block의 설치가 요구됨을 알 수 있었다.

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 2001.11a
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• pp.345-352
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• 2001

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.392-397
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• 1998

PWR 원전의 냉각재 화학 및 체적제어 계통(CVCS) 정화 탈염기는 핵연료에서 방출된 핵분열 생성물질과 방사성 부식생성물을 제거하여 계통 내 방사능 준위를 낮추고, 부식을 유발하는 불순물을 제거하여 계통의 건전성을 유지하며, pH 조절제인 리튬($^{7}$ Li$_3$)의 농도조절을 통해 냉각계 수화학 환경을 최적으로 유지시킨다. 이를 위해 CVCS에는 정화용 혼상 탈염기와 $^{7}$ Li$_3$ 조절용 양이온 탈염기가 설치되었으며, 각각의 탈염기는 독립적인 기능을 수행한다. 이는 원전 운전 중 중성자와 붕소($^{10}$ B$_{5}$ )의 핵반응으로 생성된 $^{7}$ Li$_3$3 의 회수가 불가능하기 때문에 정화 탈염기에는 값비싼 $^{7}$ Li$_3$ 포화형 수지를 충전하여야 한다. Pn 원전은 연료교체를 위해 주기적으로 연료계장전 기간을 갖으며 이에 따라 원자로 기동 수화학, 운전중 B/Li 농도조절에 의한 pH 화학, 원자로 정지화학 등의 주기적인 냉각재 수화학 관리를 해오고 있다. 본 연구에서는 효율적인 정화탈염기의 운영방안을 제시함으로 운전중 붕소의 핵분열로 생성되는 $^{7}$ Li$_3$ 의 회수가 가능하고 수지의 사용량 절감으로 수지폐기물 발생량 저감화를 이를 수 있을 것으로 기대된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.352-357
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• 1995

원자력발전소 화학 및 체적제어계통의 일부인 밀봉수주입계통은 원자로 냉각재펌프 밀봉장치로 일정한 온도 범위의 밀봉수를 공급하여 밀봉장치의 건전성 및 원자로 냉각재 계통의 압력경계를 유지한다. 그러나 발전소 과도상태시 밀봉수 주입온도가 허용범위를 벗어나게 되면 온도조절기 폐쇄신호에 의해 밀봉장치로의 밀봉수 주입이 차단될 수 있다. 본 연구에서는 발전소 과도시에도 밀봉수 주입이 지속적으로 가능한 설계개선 방안으로 밀봉수주입 열교환기 주위에 우회라인을 설치하는 방안을 제시하고 밀봉수주입 열교환기 내에서의 비정상 열전달 현상을 수치해석을 이용하여 분석하였다. 계산은 속도장을 정상 상태인 power-law분포로 가정하고 시간 t=0에서 입구온도가 급격히 변하는 과도시 우회 유량 및 시간 변화에 대한 온도분포, 국부 Nusselt 수, 평균온도 등을 구하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.24 no.1
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• pp.30-39
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• 1992

In this study, an integrated boration and dilution (INBAD) model is proposed to predict the required makeup flowrate for RCS boron concentration change and to analyze the boron concentration behavior at each subsystem within the RCS including CVCS during boration and dilution operation. The INBAD model is constructed by integrating an existing neutronic code and a boration and dilution model. The boration and dilution model has been developed for our specific purpose using the one-cell model and multi-cell model. In addition, in order to assess the boron concentration behavior more realistically, two important features such as variable pressurizer heater output and optional makeup mode (either direct or indirect injection) are implemented in this model. In order to demonstrate the usefulness of this model, the boron concentration behavior analysis at each subsystem were performed for both direct and indirect injection mode using YGN 3 and 4 design data. Also, the effect of pressurizer heater output on the primary loop boron concentration was investigated. The results showed that the boron concentration changes can be predicted accurately at each subsystem during boration and dilution operation.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.16 no.3
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• pp.389-396
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• 2018

The Kori-1 Nuclear Power Plant (NPP), WH 2-Loop Pressurized Water Reactor (PWR) operated for approximately 40 years in Korea, was permanently ceased on June 18, 2017. To reduce worker exposure to radiation by reducing the dose rate in the system before starting main decommissioning activities, the permanently ceased Kori-1 NPP will be subjected to full system decontamination. Generally, the range of system decontamination includes Reactor Pressure Vessels (RPV), Pressurizer (PZR), Steam Generators (SG), Chemical & Volume Control System (CVCS), Residual Heat Removal System (RHRS), and Reactor Coolant System (RCS) piping. In order to decontaminate these systems and equipment in an effective manner, it is necessary to evaluate the influence of the flow characteristics in the RCS during the decontamination period. There are various methods of providing circulating flow rate to the system decontamination. In this paper, the flow characteristics in Kori-1 NPP reactor coolant according to RHR pump operation were evaluated. The evaluation results showed that system decontamination using an RHR pump was not effective at decontamination due first to impurities deposited in piping and equipment, and second to the extreme flow unbalance in the RCS caused deposition of impurities.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.7 no.1
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• pp.1-7
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• 2009

This study has been focused on determining the chemical composition of $^{14}C$ - in terms of both organic and inorganic $^{14}C$ contents - in reactor coolant from 3 different PWR's reactor type. The purpose was to evaluate the characteristic of $^{14}C$ that can serve as a basis for reliable estimation of the environmental release at domestic PWR sites. $^{14}C$ is the most important nuclide in the inventory, since it contributes one of the main dose contributors in future release scenarios. The reason for this is its high mobility in the environment, biological availability and long half-life(5730yr). More recent studies - where a more detailed investigation of organic $^{14}C$ species believed to be formed in the coolant under reducing conditions have been made - show that the organic compounds not only are limited to hydrocarbons and CO. Possible organic compounds formed including formaldehyde, formic acid and acetic acid, etc. Under oxidizing conditions shows the oxidized carbon forms, possibly mainly carbon dioxide and bicarbonate forms. Measurements of organic and inorganic $^{14}C$ in various water systems were also performed. The $^{14}C$ inventory in the reactor water was found to be 3.1 GBq/kg in PWR of which less than 10% was in inorganic form. Generally, the $^{14}C$ activity in the water was divided equally between the gas- and water- phase. Even though organic $^{14}C$ compound shows that dominant species during the reactor operation, But during the releasing of $^{14}C$ from the plant stack, chemical forms of $^{14}C$ shows the different composition due to the operation conditions such as temperature, pH, volume control tank venting and shut down chemistry.