• 에너지공학
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• 제8권4호
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• pp.525-532
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• 1999

한국형 차세대 원자로는 ABB-CE사의 System 80+의 설계개념을 근간으로 하여 표준화된 원자로의 계통설계를 추진하고 있다. 본 연구에서는 차세대 원자로 정지냉각계통의 운전시 요구되는 인허가 요건등제반 조건을 충족시킬 수 있는지를 해석하였다. 또한 운전시 필요한 열교환기의 유효면적과 원자로 기기냉각수 유량등 기본적인 설계자료를 산출하여 차후 차세대 원자로 정지냉각계통의 상세설계 업부를 수행하는데 필요한 기초자료를 제시하여 핵증기공급계통 (NSSS)의 기술개발을 이루는데 목적이있다. 차세대 원자로는 울진 3, 4호기 열출력 2.825MWth 에 비해 열출력이 4,000MWth 로 증가되어 정지냉각계통의 관련서례자료를 새로 산출해야하므로 정지냉각계통의 냉각능력을 평가하는 KDESCENT 전산코드를 이용하여 원자로 노심의 잔열과 정지냉각계통의 현열을 제거할 수 있는 최소 유량을 제시하였으며 주요 구성기기인 열교환기, 펌프, 밸브 및 기타 기기의 기능 및 정지냉각계통의 운전절차를 고찰하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
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• pp.113.1-113
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• 2002

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
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• pp.78-78
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• 2002

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제17권4호
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• pp.290-301
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• 1985

600MW(e)급 CANDU형 원자로의 1차 냉각재계통은 2개의 “8자” 모양 루프로 구성되며 정상운전중 원자로 출구헤더 (ROH)의 설계 quality는 4%이다. 이러한 루프내 2부분에 압축성 유체의 존재 및 유동-quality-기포율의 정궤환 효과는 1차 냉각재계통 유동 불안정의 주요인이 된다. 계통의 안정을 위하여 설계 변경사항으로서 같은 루프의 ROH-HOH간 interconnect가 설치되었다. 본 논문은 정상운전시 1차 냉각재계통의 유동 불안정현상을 조사연구하며, 또한 interconnect가 유동 안정성에 미치는 영향 및 계통 고유의 유동 안정성에 대한 연구를 수행한다. 시간 영역의 안정성 분석은 ATHER코드로부터 보완된 ATHER/MOD-I 코드를 사용하여 분석한다. 가장 보수적인 계통 모형, 즉 대칭형 루프의 유동은 발산하며, interconnect를 설치함으로써 계통의 유동 안정성은 크게 향상되어 안정된다. 그러나 보수적인 가압기 모델을 사용 분석하였을 경우라도 계통의 유동 안정성은 보장됨을 알 수 있다. 실제적인 계통 즉 가압기와 interconnect를 모사한 경우의 계통 안정성은 크게 보장된다. 결론적으로 비록 interconnect는 계통의 안정성을 크게 향상시키나 가압기 등 계통 고유의 유동 안정성은 매우 커서 interconnect가 설치되지 않았더라도 1차 냉각재 계통의 유동 안정성을 보장함을 알 수 있다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 추계학술발표회 발표논문집
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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.

• 에너지공학
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• 제4권1호
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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.

• 에너지공학
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• 제28권4호
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• pp.103-110
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• 2019

국내에서 개발 중인 차세대 혁신형 안전경수로인 iPOWER는 피동용융노심냉각계통의 도입을 통해 중대사고시 노심용융물을 원자로 하부에서 장기간 냉각하고 안정화시키고자 한다. 아직 피동용융노심냉각계통의 최종 설계개념이 확정되기 전이나, 원자로용기 외벽냉각을 통한 노심용융물의 노내 억류 역시 주요 중대사고 대처 전략의 하나로 검토되고 있다. 본 연구에서는 국내에서 개발된 열수력 계통해석코드인 MARS-KS를 이용하여 원자로용기와 단열체 사이에서 형성되는 2상 자연순환 유동을 모의하였다. 냉각수의 유로를 일차원으로 모델링하고, 노심용융물의 열부하에 따른 경계조건을 정의하여 자연순환 유량을 계산하였다. 또한 냉각수의 온도 및 수위, 원자로용기 하반구 주변 기포율 및 외벽에서의 열전달모드 등 주요 열수력 변수의 과도거동을 평가하였다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2007년도 춘계학술대회B
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• pp.2714-2719
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• 2007

HANARO, an open-tank-in-pool type research reactor of 30 MWth power in Korea, has been operating normally since its initial criticality in February, 1995. For the last about ten years, A cooling tower of a secondary cooling system has been operated normally in HANARO. Last year, the cooling tower has been overhauled for preservative maintenance including fills, eliminators, wood support, water distribution system, motors, driving shafts, gear reducers, basements, blades and etc. This paper describes the results of the overhaul. As results, it is confirmed that the cooling tower maintains a good operability through a filed test. And a cooling capability will be tested when a wet bulb temperature is maintained about 28 $^{\circ}C$ in summer and the reactor is operated with the full power.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.267-272
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• 1998

TMI-2 사고는 2차 냉각계통의 이상을 발단으로 해서 노심이 용융되는 중대사고로 진행하였는데, 노심의 손상이 실제 예상한 것보다 심하게 나타났다. 따라서 이 사고를 계기로 하여 원자로 안전성에 대해 큰 문제점이 제기되어 안전성의 재평가의 필요성이 크게 대두되었다. 이와 같은 필요성에 따라 TMI-2 원자로에서 채취한 노심재 시료에 대한 광범위한 핫셀시험이 수행되었는데, 이 연구에서는 노심 상부에서 채취한 데브리스 시료에 대한 핫셀시험을 수행하여 그 결과를 검토 분석하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(1)
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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.