• 에너지공학
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• 제17권4호
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• pp.218-226
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• 2008

가압 경수로의 주요 기기에서 발생할 수 있는 과도 2상 유동(Two-phase flow) 현상에 대한 해석을 수행하기 위해 원자로 기기 열수력 해석 코드를 개발 중에 있다. 개발중인 기기 열수력 해석 코드는 지배 방정식으로 Two-phase, three-field model을 사용하고 있으며, 복잡한 기하학적 형상의 원자로 기기를 모사하기 위해 비정렬 격자계(Unstructured grid)를 활용하고 있다. 수치해석 기법으로는, 원자로 계통 해석코드 REIAP5가 사용 중이며 대부분의 원자로 내 2상 유동 조건에서 안정적이며 정확하다고 알려진 Semi-implicit 방법을 적용하였다. 그러나 기존의 Semi-implicit 방법은 1차원, 엇갈림격자(Staggered grid)에 대해 개발되었기 때문에 이를 다차원, 비정렬, 비엇갈림 격자(Non-staggered grid)에 적용하기 위해 기존의 Semi-implicit 방법을 수정하였다. 본 논문에서는 수정된 Semi-implicit 방법을 소개하고 이를 이용해 수행한 예비 계산결과를 수록하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권3호
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• pp.413-423
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• 1993

본 논문에서는 경수로 노심 용융사고시 1차계통의 압력이 높은 경우에 발생하는 격납용기 직접가열 현상에 대한 실험연구를 하였다. 실험은 고리 1,2호기와 영광 3,4호기의 1/30 축소규모와 고리 1,2호기의 1/20 축소규모를 실험모형으로 하여 수행되었으며, 고리 1,2호기의 경우 축소 규모에 따른 검증도 시도하였다. 실험의 주요 변수는 초기 압력 용기의 압력, 파열면적 및 캐비티의 구조 등이다. 실험결과로부터 캐비티 외부로의 용융노심 분사비율은 높은 초기압력과 큰 파열면적을 가진 경우가 더 높으며 캐 비티의 구조가 분사비율에 큰 영향을 미침을 알 수 있었다. 본 연구의 실험결과를 이용하여 분사비율에 대한 실험관계식을 무차원 유효시간의 함수로 도출하여 제시하였으며, 이 실험관계식은 본 실험결과 뿐만 아니라 한국 과학기술원의 실험자료 및 미국 BNL 실험결과와도 잘 일치하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제38권8호
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• pp.697-732
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• 2006

In this paper, a historical review of the developments in the safety of LWR power plants is presented. The paper reviews the developments prior to the TMI-2 accident, i.e. the concept of the defense in depth, the design basis, the large LOCA technical controversies and the LWR safety research programs. The TMI-2 accident, which became a turning point in the history of the development of nuclear power is described briefly. The Chernobyl accident, which terrified the world and almost completely curtailed the development of nuclear power is also described briefly. The great international effort of research in the LWR design-base and severe accidents, which was, respectively, conducted prior to and following the TMI-2 and Chernobyl accidents is described next. We conclude that with the knowledge gained and the improvements in plant organisation/management and in the training of the staff at the presently-installed nuclear power stations, the LWR plants have achieved very high standards of safety and performance. The Generation 3+LWR power plants, next to be installed, may claim to have reached the goal of assuring the safety of the public to a very large extent. This review is based on the historical developments in LWR safety that occurred primarily in USA, however, they are valid for the rest of the Western World. This review can not do justice to the many fine contributions that have been made over the last fifty years to the cause of LWR safety. We apologize if we have not mentioned them. We also apologize for not providing references to many of the fine investigations, which have contributed towards LWR safety earning the conclusions that we describe just above.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제14권3호
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• pp.138-147
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• 1982

열중성자로에 플루토늄의 재순환이 실현될 것에 대비하여 이의 해석을 위한 이론적인 기초를 수립하였다. 특히 상업적인 목적으로 플루토늄 재순환이 이루어질 때를 위하여 $UO_2$-PuO$_2$를 핵연료로 하는 균일격자 임계실험로에 대한 분석을 수행하였다. 이 목적을 위하여 GAM과 THERMOS에 이론적인 기초를 두고 $UO_2$-PuO$_2$계통의 해석에 적합한 이론을 가미하여 KARATE라는 이름의 단일세포격자코드를 개발하였다. KARATE에서 산출한 소수군 중성자 단면적과 확산이론 계산코드인 KIDD를 이용하여 임계실험로에 대한 유효증배계수를 계산하였다. 우리가 선정한 41개의 임계실험로에 대하여 유효증배계수의 평균치는 0.9997, 그 표준편차는 0.43%이었다. 이러한 결과는 KARATE/KIDD 전산체제가 $UO_2$-PuO$_2$를 핵연료로 하는 계통의 핵적 특성분석에 아주 유효하게 사용될 수 있다는 사실을 밝혀 준다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권2호
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• pp.246-252
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• 2018

A series of simulated reactivity-initiated accident (RIA) tests on irradiated fully recrystallized boiling water reactor Zircaloy-2 cladding has been performed by means of the expansion-due-to-compression (EDC) test method. The EDC method reproduces fuel pellet-clad mechanical interaction (PCMI) conditions for the cladding during RIA transients with respect to temperature and loading rates by out-of-pile mechanical testing. The tested materials had a large variation in burnup and hydrogen content (up to 907 wppm). The results of the EDC tests showed variation in the PCMI resistance of claddings with similar burnup and hydrogen content, making it difficult to clearly identify ductile-to-brittle transition temperatures. The EDC-tested samples of the present and previous work were investigated by light optical and scanning electron microscopy to study the influence of factors such as azimuthal variation of the Zr-hydrides and the presence of hydride rims and radially oriented hydrides. Two main characteristics were identified in samples with low ductility with respect to hydrogen content and test temperature: hydride rims and radial hydrides at the cladding outer surface. Crack propagation and failure modes were also studied, showing two general modes of crack propagation depending on distribution and amount of radially oriented hydrides. It was concluded that the PCMI resistance of irradiated cladding under normal conditions with homogenously distributed circumferential hydrides is high, with good margin to the RIA failure limits. To further improve safety, focus should be on conditions causing nonfavorable hydride distribution, such as hydride reorientation and formation of hydride blisters at the cladding outer surface.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제37권1호
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• pp.91-100
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• 2005

Kyung-hee Thorium Fuel (KTF), a heterogeneous thorium-based seed and blanket design concept for pressurized light water reactors, is being studied as an alternative to enhance proliferation resistance and fuel cycle economics of PWRs. The proliferation resistance characteristics of the KTF assembly design were evaluated through parametric studies using neutronic performance indices such as Bare Critical Mass (BCM), Spontaneous Neutron Source rate (SNS), Thermal Generation rate (TG), and Radio-Toxicity. Also, Fissile Economic Index (FEI), a new index for gauging fuel cycle economy, was suggested and applied to optimize the KTF design. A core loaded with optimized KTF assemblies with a seed-to-blanket ratio of 1: 1 was tested at the Korea Next Generation Reactor (KNGR), ARP-1400. Core design characteristics for cycle length, power distribution, and power peaking were evaluated by HELIOS and MASTER code systems for nine reload cycles. The core calculation results show that the KTF assembly design has nearly the same neutronic performance as those of a conventional $UO_2$ fuel assembly. However, the power peaking factor is relatively higher than that of conventional PWRs as the maximum Fq is 2.69 at the M$9^{th}$ equilibrium cycle while the design limit is 2.58. In order to assess the economic potential of a heterogeneous thorium fuel core, the front-end fuel cycle costs as well as the spent fuel disposal costs were compared with those of a reference PWR fueled with $UO_2$. In the case of comprising back-end fuel cycle cost, the fuel cycle cost of APR-1400 with a KTF assembly is 4.99 mills/KWe-yr, which is lower than that (5.23 mills/KWe-yr) of a conventional PWR. Proliferation resistance potential, BCM, SNS, and TG of a heterogeneous thorium-fueled core are much higher than those of the $UO_2$ core. The once-through fuel cycle application of heterogeneous thorium fuel assemblies demonstrated good competitiveness relative to $UO_2$ in terms of economics.

• 방사선산업학회지
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• 제17권1호
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• pp.61-67
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• 2023

A Study on the Introduction of Dose Constraints for Occupational Exposures: Focusing on Experts' Opinions by Field of Radiation Industry. The International Commission on Radiological Protection suggests Justification, Optimization, and Dose Limits as the three principles of radiological protection, among which, as a means of protection optimization, ICRP 103 recommends to set dose constraints. In this study, opinions are collected from experts in each category of radiation industries for stakeholder participation to qualify dose constraints. A guidance and questionnaire for analyzing the dose constraints have been developed for their collection, and opinions were collected from radiation protection experts in selected categories. 20 out of 22 experts, consisted with 91%, have assessed the dose constraints setting is necessary, and 2 experts, consisted with 9%, assessed it is unnecessary. The average of dose constraint presented by experts for RI production institutions is to be the highest level of 15.3 mSv, and light-water reactors (14.6 mSv), non-destructive inspection (14.4 mSv), heavy-water reactor and medical institutes (13.9mSv) is to be above the overall average dose constraint. In case of public institutions, the average dose constraint is to be 8.6mSv, and research institutions (8.8mSv), educational institutions (9.6 mSv), waste disposal sites (9.7 mSv), and general industries (10.6 mSv) are resulted to below the overall average dose constraint. As for the means of setting dose constraints, 8 experts out of 22 suggested setting dose constraints for each specific industry or task. And, 5 experts especially suggest setting dose constraints for the specific groups with relatively high exposure, such as workers with above the record levels. As a countermeasure for workers who exceed the dose constraints, 15 experts out of 22 expressed that the cause analyses for them and preparation for a plan of reducing them are necessary.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제51권2호
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• pp.214-220
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• 2013

본 연구에서는 실리케이트계 황색 형광체($Sr_2SiO_4:Eu^{2+}$)의 신뢰성 향상을 위하여 대기압 유전체장벽방전 플라즈마를 이용하여 hexamethyldisiloxane (HMDSO, $C_6H_{18}OSi_2$)을 형광체 분말에 코팅하였다. 플라즈마 코팅 후의 형광체 분말특성은 주사전자현미경(scanning electron microscope), 투과전자현미경(transmission electron microscope), 형광분광광도계(fluorescence spectrophotometer) 및 접촉각측정기(contact angle analyzer)를 이용하여 조사되었다. 형광체 분말의 플라즈마 코팅 후 접촉각이 $133.0^{\circ}$(물)와 $140.5^{\circ}$(글리세롤)로 증가하여 표면이 소수성으로 변화되었음을 확인하였으며, 광발광(photoluminescence)은 최대 7.8%의 향상을 나타냄을 알 수 있었다. 플라즈마 코팅 후 형광체 표면의 주사전자현미경 및 투과전자현미경 사진을 통해 낟알형상의 표면조직이 박막 코팅 층으로 덮여 있고, 코팅 층은 31~46 nm 가량의 두께로 형성되어 있음을 확인하였다. 발광다이오드(3528 1 칩 LED)에 형광체를 실장한 후 $85^{\circ}C$와 85% 상대습도에서 1,000시간 동안 신뢰성 테스트(85-85 Test)를 수행한 결과 코팅이 되지 않은 경우와 비교하여 코팅후의 형광체가 광도 저하율에서도 개선 효과를 보이는 것으로 나타났다. 본 연구의 유전체장벽방전 플라즈마 코팅 방법은 불규칙한 입자 형태의 형광체 분말 표면을 입체적으로 코팅하여 제품의 신뢰성을 향상시킬 수 있는 방법으로 판단된다.

• 한국전산유체공학회:학술대회논문집
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• 한국전산유체공학회 2009년 춘계학술대회논문집
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• pp.290-297
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• 2009

가압 경수로의 주요 기기에서 발생할 수 있는 과도 2상 유동(Two-phase flow) 현상에 대한 해석을 수행하기 위해 원자로 기기 열수력 해석 코드를 개발 중에 있다. 개발 중인 기기 열수력 해석 코드는 지배 방정식으로 Two-phase, three-field model을 사용하고 있으며, 복잡한 기하학적 형상의 원자로 기기를 모사하기 위해 비정렬 격자계(Unstructured grid)를 활용하고 있다. 수치해석 기법으로는, 원자로 계통 해석코드 RELAP5가 사용 중이며 대부분의 원자로 내 2상 유동 조건에서 안정적이며 정확하다고 알려진 Semi-implicit 방법을 적용하였다. 그러나 기존의 Semi-implicit 방법은 1차원, 엇갈림격자(Staggered grid)에 대해 개발되었기 때문에, 이를 다차원, 비정렬, 비엇갈림 격자(Non-staggered grid)에 적용하기 위해 기존의 Semi-implicit 방법을 수정하였다. 본 논문에서는 Semi-implicit 방법의 대류항을 이차정확도를 갖도록 확장하였으며, 이차정확도에 의한 수치확산의 감소를 평가하기 위해 수행된 수치시험의 결과를 기술하였다. 이차정확도 및 일차정확도로 계산된 값을 해석해 또는 격자 수렴성 시험을 통해 평가해 본 결과, 이차정확도 계산시 수치 확산의 감소 확인하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.141-147
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• 1996

1979년 3월 Three Mile Island 2 (TMI-2) 발전소에서 사고가 발생했을 때 원자로용기내에 생성된 수소기체로 인하여 운전원은 원자로용기의 수위를 정확히 측정할 수 없었으며, 이로 인하여 사고상태를 신속히 파악하지 못하였다. TMI 사고이후 미국 원자력규제위원회 NRC는 이 같은 문제점을 해결하고자 미국내 모든 원전에서 사고 또는 비정상 조건이 발생할 경우에 원자로 용기 수위에 대하여 운전원이 신뢰성을 갖을 수 있는 후속조치를 수행토록 요구하였다. 또한 미국의 대표적인 전력연구소인 EFRI에서는 개량형 경수로 (Advanced Light Water Reactor : ALWR) 설계 요건으로 이러한 설계가 반영되도록 요건화 하였다.［1］. 본 논문에서는 2,825 MWt급 한국형 표준원전을 대상으로 EPRI에서 요구한 설계요건에 따라 TMI 2 발전소에서와 같은 사고로 인하여 수소기체가 발생했을 경우와 발전소가 비정상 상태로 인하여 증기가 발생했을 경우에, 이를 신속히 제거하여 운전원이 원자로용기의 수위를 정확히 감지할 수 있도록 하는 설계 방안을 검토하였다. 따라서, 설계방안으로 원자로용기에 모인 증기 또는 수소기체를 계통중 가장 높은 위치에 있으며, 계통구성 기기중 유일하게 2상을 유지하고 있는 가압기로 배출시키고자 두 기기간에 연결관을 설치하는 방안에 대해서 분석하였다. 원자로용기 상부해드와 가압기를 연결하는 방안은 여러가지가 있으나, 검토한 결과 한국형 표준원전에서는 연결관을 가압기 상부해드보다 4m 높게하여 원자로용기 상부해드와 연결하는 방안이 EPRI의 설계요건을 만족하면서 기존설계에 영향을 가장 적게 미치는 적합한 설계방안으로 분석되었다.크다는 단점이 있다.TEX>$_2$O$_3$ 흡착제 제조시 TiO$_2$ 함량에 따른 Co$^{2＋}$ 흡착량과 25$0^{\circ}C$의 고온에서 ZrO$_2$와 $Al_2$O$_3$의 표면에 생성된 코발트 화합물을 XPS와 EPMA로 부터 확인하였다.인을 명시적으로 설명할 수 있다. 둘째, 오류의 시발점을 정확히 포착하여 동기가 분명한 수정대책을 강구할 수 있다. 셋째, 음운 과 정의 분석 모델은 새로운 언어 학습시에 관련된 언어 상호간의 구조적 마찰을 설명해 줄 수 있다. 넷째, 불규칙적이며 종잡기 힘들고 단편적인 것으로만 보이던 중간언어도 일정한 체계 속에서 변화한다는 사실을 알 수 있다. 다섯째, 종전의 오류 분석에서는 지나치게 모국어의 영향만 강조하고 다른 요인들에 대해서는 다분히 추상적인 언급으로 끝났지만 이 분석을 통 해서 배경어, 목표어, 특히 중간규칙의 역할이 괄목할 만한 것임을 가시적으로 관찰할 수 있 다. 이와 같은 오류분석 방법은 학습자의 모국어 및 관련 외국어의 음운규칙만 알면 어느 학습대상 외국어에라도 적용할 수 있는 보편성을 지니는 것으로 사료된다.없다. 그렇다면 겹의문사를 [-wh]의리를 지 닌 의문사의 병렬로 분석할 수 없다. 예를 들어 누구누구를 [주구-이-ν가] [누구누구-이- ν가]로부터 생성되었다고 볼 수 없다. 그러므로 [-wh] 겹의문사는 복수 의미를 지닐 수 없 다. 그러면 단수 의미는 어떻게 생성되는가\ulcorner 본 논문에서는 표면적 형태에도 불구하고