• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2005.10b
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• pp.225-227
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• 2005

The in-core neutron Flux Mapping System in a pressurized water reactor yields information on the neutron flux distribution in the reactor core at selected core locations by means of movable detectors. The obtained data are used to verify the reactor core design parameters. The detector cables run through guide tubes(thimbles), and typically thirty-six to fifty-eight thimbles are allocated in the reactor depending on the number of fuel assemblies. These thimbles are inserted into nuclear fuel assemblies through conduits connected from the bottom of the reactor vessel to a seal table. During the plant refueling outage period, the thimbles are withdrawn up to 4m from the seal table, the height of a nuclear fuel. In spite of their importance, however, the thimble handling work has been performed by only human operators. In addition, its efficiency is very low due to narrow working environments on the seal table, thereby resulting in the excessive radiation exposure of maintenance personnel. To solve these problems, a new thimble handling equipment for in-core flux mapping system was developed, and we confirmed its effectiveness through experiments.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1999.10a
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• pp.99.1-99
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• 1999

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2005.05a
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• pp.1281-1282
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• 2005

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2005.05a
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• pp.1279-1280
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• 2005

• Proceedings of the Korean Society of Precision Engineering Conference
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• 2004.10a
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• pp.60-63
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• 2004

An innovative in-core neutron flux mapping system has been developed and applied successfully for service in a commercial pressurized water reactor. With the benefit of double indexing path selector (Dip $s^{ⓡ}$) mechanism, the reliability of the detector drive system has been improved five times higher than that of conventional systems, and the problems caused by the serious friction generated between the detector cable and guide tubing has been solved completely because the Dip $s^{ⓡ}$ architecture allows the detector guide tubings to have larger curvature and shorter length in nature. The simple and fast maintenance is particularly emphasized in the detector drive system to secure minimum radiation exposure to the maintenance personnel by optimizing the number of components and providing easy access to the components. The programmable logic controller based digital controller with Window $s^{ⓡ}$ based operator s console provides fully automated and user friendly operation and maintenance support means.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.52 no.12
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• pp.2852-2859
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• 2020

This paper deals with the simulation-based design optimization and experimental validation of the characteristics of an in-core silver Self-Powered Neutron Detector (SPND). Optimized dimensions of the SPND are determined by combining Monte Carlo simulations and analytical methods. As a first step, the Monte Carlo transport code MCNPX is used to follow the trajectory and fate of the neutrons emitted from an external source. This simulation is able to seamlessly integrate various phenomena, including neutron slowing-down and shielding effects. Then, the expected number of beta particles and their energy spectrum following a neutron capture reaction in the silver emitter are fetched from the TENDEL database using the JANIS software interface and integrated with the data from the first step to yield the origin and spectrum of the source electrons. Eventually, the MCNPX transport code is used for the Monte Carlo calculation of the ballistic current of beta particles in the various regions of the SPND. Then, the output current and the maximum insulator thickness to avoid breakdown are determined. The optimum design of the SPND is then manufactured and experimental tests are conducted. The calculated design parameters of this detector have been found in good agreement with the obtained experimental results.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2003.07d
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• pp.2432-2434
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• 2003

노내 중성자 분포 측정 설비는 원자로 내부의 중성자 분포를 측정하는 설비로서 원자로 내부를 이동하는 검출기의 구동 메커니즘 제어와 측정 데이터 취득을 위한 제어시스템이 요구된다. 이 설비는 발전소 건설 당시 도입되었던 제어시스템으로 운전되고 있으나 노후되어 디지털 제어시스템으로의 설비 개선 연구가 착수 되었다. 개발된 제어시스템은 산업표준 Programmable Logic Controller 및 소프트웨어 기반으로 설계되어 기능개선, 설계변경 및 예비품 확보에 유연하게 대처할 수 있고, 진보된 검출기 구동 메커니즘 제어와 검출기 데이터 취득 기능을 통하여 측정 작업의 완전 자동화가 가능하다. 특히, 다양한 진단 기법을 통하여 작업상황 및 설비의 상태를 파악하여 필요한 보호기능과 경보기능을 제공함으로써 설비의 안정적 운영과 정비가 편리하다. 현재 개발된 시스템은 고리1호기에 설치되어 주기적으로 노내 중성자 분포 측정 작업을 수행하고 있다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2003.07d
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• pp.2435-2437
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• 2003

원자력발전소의 노내 중성자 분포 측정 설비는 고장이 발생하여 기능을 상실하면 발전소를 정지하여야 하는 매우 중요한 설비이다. 국내 가압 경수로형 원전에 사용되고 있는 노내 중성자 분포 측정 방식은 이동식과 고정식으로 구분되며, 고리 1, 2, 3, 4호기, 영광 1, 2호기 및 울진 1, 2호기처럼 미국 웨스팅하우스사와 프랑스 프라마톰사가 공급한 원전은 이동식 측정 방식을 채택하고 있고, 그밖에 미국 CE사가 공급한 원전 및 한국 표준형 원전은 고정식 측정 방식을 채택하고 있다. 이동식의 경우 측정 설비의 검출기 구동시스템은 원자로 내부에 설치되어 있는 심블에 검출기를 삽입 또는 인출하면서 검출기가 중성자 분포 정보를 취득한 수 있도록 기계적인 구동 메커니즘을 제공한다. 기존 설비는 협소한 공간에 통로선택기를 복층으로 배치하여 검출기가 지나가는 통로의 구배가 심한 관계로 마찰이 커져 구동설비에 잦은 고장이 발생하였고, 구조적으로도 신뢰성이 떨어지는 문제점을 갖고 있었다. 본 논문에서는 신뢰성이 높고 통로에서의 마찰이 적은 새로운 개념의 이중색인 통로선택기와 구동장치의 설계와 제작 및 적용 결과 등을 다룬다.