• 비파괴검사학회지
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• 제24권2호
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• pp.171-179
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• 2004

가동중검사와 보수는 원자력발전소의 원자로계통설계에서 매우 중요한 설계개념이다. 액체금속로 KALIMER의 가동성 검증을 위해서 기계계통 설계에 가동중검사와 보수개념이 반영되어야 한다. 본 연구에서는 KALIMER 의 안전성과 신뢰성을 확보하기 위하여 KALIMER의 개념설계 단계에 필요한 가동중검사와 보수의 기본개념을 설정하였다. 액체금속로 가동중검사 규정인 ASME Section XI Division 3를 반영하고 KALIMER의 설계특성을 고려하여 원자로계통과 주요부품의 가동중검사와 보수에 대한 방법과 요건을 설계하고 기술하였다.

• 에너지공학
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• 제11권2호
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• pp.122-129
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• 2002

액체금속로의 소듐-물 반응사고에 따른 압력거동 분석을 위하여 한국원자력연구소 KALIMER 개발팀이 개발한 SPIKE코드의 해석 모형 및 알고리즘을 소개하였으며 검증 계산 결과를 제시하였다. KALIMER IHTS의 소듐-물 반응사고로 인한 계통내 압력 거동을 분석하였다. 소듐-물 반응사고의 초기는 압력파 전달과 질량 전달 영역으로 구성됨을 확인하였다. 압력파 전달 영역에서의 압력 거동은 계통의 설계 특성과 무관하나 질량 전달 영역에서는 Cover gas 체적과 파열판 파열 압력에 크게 의존함을 확인하였다. KALIMER IHTS의 초기 소듐-물반응사고 해석 결과는 적절한 Cover gas체적과 파열판 압력 설정을 통해 압력 진동이 설계 압력 범위로 조절할 수 있음을 확인하였다.

• 한국지진공학회:학술대회논문집
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• 한국지진공학회 1999년도 추계 학술발표회 논문집 Proceedings of EESK Conference-Fall
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• pp.220-227
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• 1999

The Purpose of this paper is to evaluate the buckling strength of conceptually designed KALIMER reactor vessel. For evaluation of the buckling load buckling load the design equations and the finite element analysis are used. In finite element method the eigenvalue buckling analysis nonlinear elastic buckling analysis using snap-through buckling method and nonlinear elastic-plastic buckling analysis are carried out. the calculated buckling loads of KALIMER reactor vessel using the finite element method are in well agreement with those of the design equations. From the calculated results of buckling load in KALIMER rector vessel it is shown that the plasticity of vessel materials significantly affects the buckling load but the initial imperfection has little effects, In checking the limits of bucking load of KALIMER reactor vessel using the ASME B & PV Section III. Subsection NH the non-seismic isolation design can not satisfy the buckling limit requirements but the seismic isolation design can sufficiently satisfy the requirements.

• 한국지진공학회논문집
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• 제11권3호
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• pp.73-86
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• 2007

본 논문에서는 제4세대 소듐냉각고속로(Sodium-Cooled Fast Reactor)의 후보 노형으로 선정된 KALIMER-600에 대한 단순 지진해석모델을 개발하고 시간이력 지진응답해석을 수행하여 수평 면진설계(Seismic Isolation) 기술이 적용된 원자로건물의 주요기기 및 구조물에서의 지진응답 성능을 분석하였다. 개발된 단순 지진해석모델은 원자로건물, 원자로시스템, 주요 기기, 중간 열전달계통 배관, 그리고 면진장치를 포함하며 각각은 상세 유한요소해석을 통한 동특성 비교검증을 통하여 정확성을 검증하였다. 안전정지기준 0.3g의 설계인공지진 하중에 대한 시간이력 지진응답해석을 수행하여 면진설계와 비면진 설계조건에 따른 원자로 주요 부위에서의 층응답스펙트럼을 비교분석한 결과 KALIMER-600의 면진성능이 우수한 것으로 나타났다.

• 한국전산유체공학회지
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• 제7권3호
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• pp.44-52
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• 2002

An analytic methodology was developed for free surface motions between liquid metal coolant and cover gas in order to calculate the phenomena of gas entrainment in hot pool surface through IHX EMP and reactor core. The methodology was setup by applying the first order VOF convection model to CFX4 general purpose fluid dynamics analysis code. The methodology was validated by applying it to an experimental apparatus designed for free surface motions of KALIMER reactor. The distributions of free surface calculated by the present methodology were almost coincident with the experimental data. The developed methodology was applied to the KALIMER reactor of full power operating condition. The shapes of the free surface were nearly uniform. From the results, it was found that the altitude of the free surface from the IHX inlet nozzle of KALIMER reactor is high enough not to affect to free surface motions of generating gas bubbles from the turbulent shear flows such as hydraulic jump and water falls.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.592-597
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• 1996

The KALIMER core, of which nuclear design is largely governed by inherent safety and reactivity control issues, is fueled with metallic fuel, and the initial core will be loaded with 20% enriched Uranium metal fuel. KALIMER safety design objectives include the accommodation of unprotected, ATWS events without operator action, and without the support of active shutdown, shutdown heat removal, or any automatic system without damage to the plant and without jeopardizing public safety. The transient analysis of the core designs has been focused on severe events to assess the margins in the design, and ATWS events are the most severe events that must be accommodated by the KALIMER design. The ATWS performance has been evaluated for the preliminary initial core design of KALIMER with a particular emphasis on the inherent negative reactivity feedback effects, including the Doppler, sodium density, fuel axial expansion, core radial expansion, and control rod driveline expansion. Results show that the Uranium metal core design meets the temperature limits with margin.

• 한국경영과학회:학술대회논문집
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• 대한산업공학회/한국경영과학회 2002년도 춘계공동학술대회
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• pp.561-568
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• 2002

한국원자력연구소에서 개발중인 액체금속로인 KALIMER는 경수로나 증수로와 근본적으로 설계가 상이하므로 PSA 방법에 대한 새로운 접근방법을 개발해야 한다. 액체금속로 KALIMER에 대한 확률론적 안전성 평가 방법 (PSA, Probabilistic Safety Assessment) 관련 연구는 초기 사건의 도출 및 빈도계산 방법과 주요 계통의 신뢰성 예비 평가에 대한 것이다. 초기 사건이란 원전에 과도 현상을 유발하여 발전소 정지를 초래하는 모든 비정상 사건을 의미하는 것으로 PSA에서 사건 수목을 구성하는 데 기본이 되는 정보이다. 액체금속로는 기존의 경수로 및 중수로와는 전혀 다른 설계를 갖고 있으므로 액체금속로 특유의 초기 사건을 도출하는 방법 및 이들 초기 사건의 빈도를 계산하는 방법에 대한 연구를 수행하였다. KALIMER 주요 계통의 신뢰성 예비 평가를 수행하기 위하여 확률론적 안전성 평가에서 계통분석기법으로 널리 이용되는 고장수목분석의 절차와 방법에 대한 방법론을 선정하여 PSA 방법론을 개발하였다.

• 에너지공학
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• 제13권2호
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• pp.101-111
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• 2004

액체금속로 노심 열유체 설계의 기본 목표는 노심을 구성하는 집합체에서 발생하는 열량을 효과적으로 추출하기 위해 각각의 집합체 냉각재 유량을 적절히 분배하고, 이에 따른 온도분포가 적절하게 유지되도록 하는 것이다. 노심 열유체 설계 및 특성 분석은 전체노심에 대한 각 집합체의 유량영역을 구분하고, 집합체별 온도분포를 계산하여, 최종적으로 집합체에 대한 상세 부수로 해석을 하는 과정으로 진행된다. 본 논문에서는 이러한 액체금속로의 노심 열유체 설계 방법론을 기술하고, 이를 바탕으로 KALIMER의 증식특성 노심과 breakeven 노심에 대한 열유체 설계와 특성분석을 수행하였다. KALIMER는 원자력 중장기 과제로 개념설계가 진행 중인 전기출력 150MWe, 열출력 392MWth의 금속핵연료를 사용하는 액체 금속로이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제41권6호
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• pp.785-796
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• 2009

A KALIMER-600 concept which is a type of sodium-cooled fast reactor, has been developed at KAERI. It uses sodium as a primary coolant and is a pool-type reactor to enhance safety. Also, a supercritical carbon dioxide ($CO_2$) Brayton cycle is considered as an alternative to an energy conversion system to eliminate the sodium water reaction and to improve efficiency. In this study, a simplified model for analyzing the thermodynamic performance of the KALIMER-600 coupled with a supercritical $CO_2$ Brayton cycle was developed. To develop the analysis model, a commercial modular modeling system (MMS) was adopted as a base engine, which was developed by nHance Technology in USA. It has a convenient graphical user interface and many component modules to model the plant. A new user library for thermodynamic properties of sodium and supercritical $CO_2$ was developed and attached to the MMS. In addition, some component modules in the MMS were modified to be appropriate for analysis of the KALIMER-600 coupled with the supercritical $CO_2$ cycle. Then, a simplified performance analysis code was developed by modeling the KALIMER-600 plant with the modified MMS. After evaluating the developed code with each component data and a steady state of the plant, a simple power reduction and recovery event was evaluated. The results showed an achievable capability for a performance analysis code. The developed code will be used to develop the operational strategy and some control logics for the operation of the KALIMER-600 with a supercritical $CO_2$ Brayton cycle after further studies of analyzing various operational events.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.183.2-183
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• 2001