• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.387-391
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• 1997

냉각재중의 방사능을 띤 성분 중에는 이온교환기에서 제거가 가능한 이온성분과 함께 필터에 의해서 주로 제거되는 입자성 물질로 존재한다. 운전중의 냉각재내 방사성 부식생성물의 물리적 조성 분포 측정 결과에 따르면 90%이상이 0.45$mu extrm{m}$필터에 의해 제거되는 입자성 물질로 구성되어 있다. 이로 인해 새수지 충전후 얼마 사용하지 않은 탈염기의 제염계수가 탈염기에서 완벽한 제거가 어려운 입자성 부식생성물로 인해 10이하를 나타낼 수 있다. 1차계통에 쓰이는 수지의 성능검사를 위해 사용하고 있는 현재의 제염계수 측정법은 다음과 같은 두가지 이유로 완벽하지 않음을 알 수 있다. 첫째, 냉각재중의 방사능을 띤 성분중에는 이온교환기에서 제거가 가능한 이온성분과 함께 필터에 의해 제거되는 입자성 물질도 함께 존재하므로 탈염기의 제염계수 측정 절차는 입자성 물질을 배제한 후 측정해야 하며, 특히 수치 교체를 결정하기 위한 제염계수 측정시에는 여과된 여액으로 방사능 농도를 측정하는 것이 바람직하다. 둘째 운전중인 냉각재의 시료중에는 핵분열 수율이 높고 핵연료봉 손상부위로 유출이 용이한 불활성 기체핵종들이 많이 존재하며, 탈염기 후단에서 채취한 시료중에도 많이 존재하고, 시료 이송과 방사능 측정동안의 짧은 시간동안에도 계속 붕괴반응함으로서 새로 생긴 핵종으로 인해 마치 탈염기의 제거능이 낮은 것으로 오판될 수 있다. 이러한 측정 오차인자를 고려하여야 1차계통 탈염기의 교환능력을 정확히 판정할 수 있다.

• 유체기계공업학회:학술대회논문집
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• 2005.12a
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• pp.503-508
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• 2005

An advanced Research Reactor (ARR) consists of an open-tank-type reactor assembly within a light water pool and generates thermal power of 20 MW. The thermal power is including a fission heat in the core, a fuel generated heat temporary stored in the pool, a circulating pumps generated heat and a neutron reflecting heat in the reflector vessel of the reactor. In order to remove the heat load, the primary cooling system will be installed. In this study, the conceptual design of the primary cooling system has been carried out using a design methodology of HANARO within a permissible range of safety. As results, it has been established that the conceptual design of the primary cooling system including design requirements, performance requirements, design restrictions, system descriptions and system operation to maintain the system functions.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.17 no.4
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• pp.290-301
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• 1985

600MW(e) CANDU Primary Heat Transport System (PHTS) is composed of the two “figure-of-eight” loops and is designed to operate with the 4% Reactor Outlet Header (ROH) quality at its rated power. This existence of the two compressible regions and the positive flow-qualitly-void feedbacks are the sources of the PHTS flow instability. To ensure the PHTS stability, ROH-ROH interconnect pipes are installed as passive systems. This paper describes the investigation of the PHTS flow instability at its design full power condition. Also studied are the interconnect effect and the inherent system damping effect on the system stability. The time domain stability analyses are accessed by using the ATHER/MOD-I code which is the improved version of the KAERI developed ATHER code. Under the most adverse system modelling, the “figure-of-eight” symmetric loop shows divergent flow oscillations. Under with the interconnect, the PHTS stability is remarkably enhanced so that the system becomes stable. However, even under the conservative pressurizer modelling, the PHTS shows the more convergent flow oscillations. With the interconnect and the pressurizer modelling, its stability is highly credited. Conclusively, the inherent system damping by pressurizer itself can credit the PHTS stability without the interconnect.

• Journal of Energy Engineering
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• v.4 no.1
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• pp.103-114
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• 1995

본 연구는 원자력발전소용 시뮬레이션 언어인 DSNP(Dynamic Simulator for Nuclear Power-plants)언어를 이용하여 CANDU-6 발전소 운전 모사 프로그램을 구성함으로써 핵심계통인 1차 냉각재 계통(PHTS)과 2차 계통 일부가 정상 및 과도조건에서 보일 수 있는 운전 상태를 연구하였다. DSNP 프로그램은 원자로심과 증기발생기에서의 열전달 모델, 열수송계통 펌프 모델 및 가압기 열수력 모델을 포함하고 있으며, 파이프(pipe)라는 단위 구성체를 이용하여 1차 냉각재계통을 노드화하여 계통 모사가 실현된다. 정상상태 100% 전출력 운전시 대표적인 운전변수를 기준으로 DSNP 결과와 CANDU-6 발전소 설계치를 비교해 본 결과 서로 매우 근사한 값을 나타내었으며, 이는 과도상태 모사의 초기조건으로 합당한 것으로 판단된다. 본 연구에서 선택된 과도상태 모사시 DSNP 프로그램은 매우 안정된 최종정상상태를 얻음에 따라 원자로의 기계 물리학적 변화를 합리적으로 모사하고 있음을 알 수 있었다. 최종 정상상태 회귀 이전의 동적 거동을 원자로 설계자료인 예비 안전성 평가 보고서(PSAR)와 비교한 결과 단기적 거동은 PSAR 결과와 다소 다른 점이 있었으나 전체적으로 합리적인 운전변수 값을 얻을 수 있었다. 단기적 거동에 대한 입증은 원자로 운전 자료를 통하여 가능할 것으로 사료된다. 이상과 같이 본 연구를 통해 구성한 DSNP 프로그램은 보완 및 개선의 여지가 있으나 현재의 수준으로도 CANDU-6 발전소의 일부 과도상태 모사가 가능한 것으로 판단된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.248-253
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• 1995

원자력발전소 1차 냉각재내 방사선량을 감소시키기 위한 효과적인 기술로 평가된 고pH기술을 국내에 적용하기 위해 고리1호기를 대상 발전소로 선정하여 11, 12 주기에 modified pH control mode를 이용한 고pH 운전을 수행하고 constant pH control mode로 운전한 10주기의 운전 결과와 비교, 평가함으로서 그 영향을 분석하였다. 종합 평가 결과, 고pH수질관리 기술을 적용함에 따라 1차 냉각재내와 증기발생기 수실내 선량은 평균적으로 약 20 ∼ 30% 정도 감소하였으며 일정 기간동안의 감소추세를 거친 후 안정화단계에 진입하게 될 것으로 평가되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2002.10a
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• pp.113.1-113
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• 2002

• Proceedings of the KAIS Fall Conference
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• 2002.11a
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• pp.306-308
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• 2002

원자로냉각재계통(Reactor Coolant System) 및 사용 후 저장조정화계통(Spent Fuel Pool Purification System)에는 양ㆍ음이온 교환수지가 충진된 혼상 이온교환수지탑을 설치하여 계통수에 존재하는 방사성 핵종을 제거하고 있으며, 정화율을 나타내는 제염계수(Decontamination Factor)가 특정값 이하이면 수지를 교체하고 있다. 그러나 특정 핵종에 대한 제염계수가 수지 사용기간에 관계없이 기준값 이하로 나타나고 있고, 수지탑의 성능을 예측하고 있지 못하는 실정이다. 원자력발전소 1차 계통에 설치되어 불순물을 제거하는 이온교환 수지탑에 대한 연속화학평형모델에 적용한 결과 수지탑에서 이온 용출은 수지에 대한 이온 선택도 순서와 동일하고 냉각재계통에는 붕산이 주성분이므로 음이온수지에서 붕산이 가장 먼저 누출된다. 그리고 붕산으로 포화된 음이온수지의 음이온 불순물 제거능력은 저하되지 않으며, 리튬으로 포화된 양이온수지의 양이온 불순물 제거능력은 저하된다.

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 1995.04a
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• pp.318-321
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• 1995

원자력 발전소의 안전성 보장 및 신뢰성 향상을 위하여 시운전 단계에서 원자력 발전소내 안전등급에 해당하는 배관계통의 상태 확인을 위하여 각종시험을 하도록 되어있다. 특히 새로운 설계기념, 크기 또는 용량을 갖는 원자로 모델에 대해서는 필수적으로 건전성 평가를 하게 되었다. 이를 위해 발전소 건설기간에 시행하는 고온 기능시험 중에 원자로 주변 주요 시스템인 원자로 냉각재 루프 계통에 대한 건전성 확인을 위해 압전형 고온 가속도 센서를 이용하여 정상운전상태의 진동을 측정하여 시스템 진동거동을 규명하였다. 배관시스템의 일상운전상태는 유체의 흐름과 기기운전이 일정한 정상상태와 펌프의 기동 또는 정지 및 밸브의 급격한 개폐등으로 발생하는 과도상태로 나눌 수 있다. 따라서 두 가지 상태의 진동을 측정해야 한다. 배관계통은 정상운전 상태로 설계수명을 유지할 수 있어야 하므로 정상진도잉 최소화 되어야 한다. 진동 평가기준은 배관재질의 응력(S/N 커브) 곡선을 참조하여 설계수명내에 손상이 일어나지 않도록 재료의 허용응력을 산정하고 이를 진동변위로 환산하여 정한 것이며 이 값에 측정 데이타를 비교하여 1차계통 배관의 건전성을 확인하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.532-537
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• 1996

영광 1호기의 일차계통인 원자로 냉각재 평균온도( $T_{avg}$)를 적정값으로 미세조정하여 운전할 때, 2차계통 주요 운전변수인 주증기압력이 상승하고 터빈출력이 상승함을 발견하여 이에 대한 터빈사이클 열성능 변화를 발전소 전체 열평형 계산에 의해 정량적으로 파악하고, 그 원인을 열역학 2법칙에서의 엔트로피개념을 이용한 유용에너지의 최대값인 엑서지이론을 적용하여 분석하고자하였다. 분석 결과 열평형 계산에서는 전체 열량의 대부분인 63.2%가 복수기에서 손실되는 것으로 나타나는 반면, 열역학 제2법칙의 엑서지를 이용한 분석에서는 비가역손실이 주로 터빈(전체 엑서지의 12.7%)에서 일어나고 그 다음이 복수기(5.7%), 급수가열기(2.1%) 그리고 1,2단 재열기 (1.0%)의 순으로 전체 사이클에서 일어나며, 주증기 압력이 상승할 때 터빈 출력이 상승하는 주원인은 주증기의 유용성(엑서지)이 크게 증가하는 것에 비해 터빈사이클에서의 비가역손실은 적게 증가하기 때문으로 나타났다.다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2004.10a
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• pp.655-656
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• 2004

1) 제어봉의 전자 클러치는 직류전원 공급 장치에 의해 12V의 직류 전력을 공급받으며 전압 강하에 대한 내성이 좋다. 제어봉은 10V의 전압이 525msec 이상 지속될 때 전자력 상실로 낙하한다. 완전정전(0V)이 발생하여도 직류전원 공급 장치는 500msec 동안 전자클러치에 직류전력을 공급하여 제어봉의 연결 상태를 유지하도록 한다. 2) 정지봉 계통에 대한 전압강하의 영향은 제어회로를 구성하는 전자접촉기의 개방에 의하여 펌프의 전원공급이 차단되고, 그 결과 정지봉이 낙하한다. 정지봉은 펌프의 전원이 상실되면 수압 실린더의 압력 상실로 약 1000msec 후에 낙하한기 시작한다. 그림 2는 제어봉 및 정지봉에 대한 정전 영향을 시간에 따라 표시한 것이다. 3) 1차 및 2차 냉각계통의 부족전압 계전기에 의해 펌프가 정지할 때까지 저유량 신호 및 N/T mismatch 신호에 의한 원자로 정지신호는 발생되지 않는다. 따라서 정지봉 및 제어봉 계통에 적용하고자 하는 순간정전 보상장치는 부족전압 계전기 동작시간 이내의 보상시간에서만 가능할 것이다.