• 대한기계학회논문집A
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• 제39권5호
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• pp.453-460
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• 2015

후쿠시마 원전 사고 이후로 원자력 발전 플랜트의 배관 시스템에 가해지는 비틀림 하중의 영향에 대한 연구가 여러 연구자들에 의해서 수행되었다. 발전 플랜트의 원주방향 균열을 포함한 배관은 정상운전 조건이나 갑자기 발생한 사고에 의해서 굽힘과 비틀림과 같은 하중을 받을 수 있다. ASME 코드에서는 균열 배관의 구조건전성 확보를 위해서 한계하중 기법을 사용해서 완전소성 파단에 대한 결함평가를 제공한다. 최근 개정된 코드에 따르면, 복합하중은 막응력과 굽힘 응력만을 포함하고 있다. 실제로 운전 환경에서 비틀림 하중이 가해질 수 있음에도 불구하고, 비틀림 하중을 평가하는 방법론에 대해서는 언급하지 않았다. 본 논문에서는 한계하중 분석을 기반으로 원주방향 균열 존재하는 배관에 단순 굽힘과 단순 비틀림, 인장을 포함한 굽힘 비틀림 복합하중이 가해질 경우에 대한 유한요소해석 결과를 포함하고 있다. 전단면 완전항복 기준을 만족하는 한계하중 이론해를 제안하고 유한요소해석을 통해서 이를 검증하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제24권1호
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• pp.86-97
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• 1992

이 논문의 목적은 C-E System 80+ 원자로에서의 직접용기주입 설계를 가압 열 충격의 견지에서 평가하는 것이다. 영의 출력에서의 주증기관 파단과 0.05 ft$^2$면적의 소형파단 냉각재상실사고가 가능성있는 가압열충격 사고로 선정되었다. 원자로 다운카머 영역에서의 유체 성층효과를 예측하기 위하여 주증기관 파단사고에 대하여는 COMMIX-IB 전산코드를, 그리고 0.05 ft$^2$소형파단 냉각재상실사고에 대하여는 REMIX 전산코드를 사용하여 유체혼합해석이 수행되었다. 압력과 온도의 과도변화를 받는 원자로용기 벽내의 응력분포는 두 사고에 대하여 OCA-P전산코드를 사용하여 계산되었다. 해석결과, 붕괴열의 고려가 없는 소형파단 냉각재 상실사고의 경우 용기내 균열발생의 가능성이 있으나 붕괴열을 고려하면 용기의 수명기간중 균열발생의 가능성은 없다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제41권8호
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• pp.1053-1064
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• 2009

The existence of a large sodium pool in the KALIMER, a pool-type LMR developed by the Korea Atomic Energy Research Institute, plays an important role in reactor safety and operability because it determines the grace time for operators to cope with an abnormal event and to terminate a transient before reactor enters into an accident condition. A two-dimensional hot pool model has been developed and implemented in the SSC-K code, and has been successfully applied for the assessment of safety issues in the conceptual design of KALIMER and for the analysis of anticipated system transients. The other important models of the SSC-K code include a three-dimensional core thermal-hydraulic model, a reactivity model, a passive decay heat removal system model, and an intermediate heat transport system and steam generation system model. The capability of the developed two-dimensional hot pool model was evaluated with a comparison of the temperature distribution calculated with the CFX code. The predicted hot pool coolant temperature distributions obtained with the two-dimensional hot pool model agreed well with those predicted with the CFX code. Variations in the temperature distribution of the hot pool affect the reactivity feedback due to an expansion of the control rod drive line (CRDL) immersed in the pool. The existing CRDL reactivity model of the SSC-K code has been modified based on the detailed hot pool temperature distribution obtained with the two-dimensional pool model. An analysis of an unprotected transient over power with the modified reactivity model showed an improved negative reactivity feedback effect.

• Journal of Advanced Marine Engineering and Technology
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• 제10권2호
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• pp.156-164
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• 1986

In the case of boiling on high temperature wall, vapor film covers fully or parcially the surface. This phenomenon, film boiling or transition boiling, is very important in the surface heat treatment of metal, design of cryogenic heat exchanger and emergency cooling of nuclear reactor. Mainly supposed hydraulic-thermal accidents in nuclear reactor are LCCA (Loss of Coolant Accident) and PCM (Power-Cooling Mismatch). Recently, world-wide studies on reflooding of high temperature rod bundles after the occurrence of the above accidents focus attention on wall temperature history and required time in transient cooling process, wall superheat at rewet point, heat flux-wall superheat relationship beyond the transition boiling region, and two-phase flow state near the surface. It is considered that the further systematical study in this field will be in need in spite of the previous results in ref. (2), (3), (4). The paper is the study about the fast transient cooling process following the wall temperature excursion under the CHF (Critical Heat Flux) condition in a forced convective subcooled boiling system. The test section is a vertically arranged concentric annulus of 800 mm long and 10 mm hydraulic diameter. The inner tube, SUS 304 of 400 mm long, 8 mm I.D, and 7 mm O.D., is heated uniformly by the low voltage AC power. The wall temperature measurements were performed at the axial distance from the inlet of the heating tube, z=390 mm. 6 chromel- alumel thermocouples of 76 .mu.m were press fitted to the inner surface of the heating tube periphery. To investigate the heat transfer characteristics during the fast transient cooling process, the outer surface (fluid side) temperature and the surface heat flux are computed from the measured inner surface temperature history by means of a numerical method for inverse problems of transient heat conduction. Present cooling (boiling) curve is sufficiently compared with the previous results.

• 한국방사선학회논문지
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• 제5권1호
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• pp.5-10
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• 2011

검출한계에 대한 기본개념을 기초로 백그라운드 측정시간과 시료측정시간을 고려하였고, 환경시료중에서 육상시료(하천토, 표층토양, 식수, 지하수, 지표수, 솔잎, 쑥) 분석에서 백그라운드 계측시간과 시료 측정시간의 변화에 따른 MDA 값들을 비교하였다. 물시료 분석결과를 살펴보면 대부분 시료에서 불검출로 나타났으며, 육상시료 분석결과 대부분의 시료에서 "과학기술부고시 제 2008-28호"의 검출하한치 미만으로 측정되었으나, 일부 시료에서는 인공방사성핵종인 $^{137}Cs$이 검출되었다. 이는 과거 50.60년대 행해졌던 대기권 핵실험에 의한 낙진 및 소련의 체르노빌 원전사고 등에 의한 영향으로 우리나라뿐만 아니라 전 세계적으로 검출되고 있는 수준이다. 또한 $^{137}Cs$의 동위원소이며, 상대적으로 반감기가 짧은 $^{134}Cs$가 모든 시료에 대해서 검출되지 않는 것으로 보아 원전운영에 의한 영향이 아님을 알 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제30권5호
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• pp.403-415
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• 1998

The CANDU 6 reactor assembly consists of an array of 380 pressure tubes, which are installed horizontally in a large cylindrical vessel, the Calandria, containing the low pressure heavy water moderator. The pressure tube is located inside the calandria tube and the annulus between these tubes, which forms a closed loop with $CO_2$ gas recirculating, is called the Annulus Gas System(AGS). It is designed to give an alarm to the operator even for a small pressure tube leak by a very sensitive dew point meter so that he can take a preventive action for the pressure tube rupture incident. To judge whether the operator action time is enough or not in the design of Wolsong 2,3 & 4, the Leak Before Break(LBB) assessment is required for the analysis of the pressure tube failure accident. In order to provide the required data for the LBB assessment of Wolsong Units 2, 3, 4, a series of leak detection capability tests was performed by injecting controlled rates of heavy water vapour. The data of increased dew point and rates of rise were measured to determine the alarm set point for the dew point rate of rise of Wolsong Unit 2. It was found that the response of the dew point depends on the moisture injection rate, $CO_2$ gas flow rate and the leak location. The test showed that CANDU 6 AGS can detect the very small leaks less than few g/hr and dew point rate of rise alarm can be the most reliable alarm signal to warn the operator. Considering the present results, the first response time of dew point to the AGS $CO_2$ flow rate is approximated.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권1호
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• pp.41-47
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• 2018

원전사고 및 시설보수 과정에서 방출되는 방사성물질 중 $^{137}Cs$은 토양의 주 오염원 중 하나이다. 세슘으로 인한 토양오염은 주민의 거주 및 공업용지로의 재사용을 위해 제염이 불가피하다. 본 연구에서는 다양한 토양복원 기술 중 국내 외에서 실제 방사성물질로 오염된 토양에 적용한 사례가 있는 토양세척 기술을 선정하였다. 토양세척 공정은 세척제를 사용하여 토양과 세슘의 표면장력을 약화시켜 토양과 세슘을 분리하는 원리이다. 이러한 토양세척 공정의 세척수 재사용을 통해 공정효율을 높이고자 세척수에 응집제를 적용하여 미세토양 및 세슘의 제거 성능 실험을 수행하였다. ICP-OES를 통해 세슘 수용액에 토양을 첨가하여 세슘을 흡착시킨 후 응집제를 첨가하여 세슘의 농도를 측정하였으며 응집제 적용시 최대 세슘 제거율은 약 88%, 최소는 67%였다. Visual MINTEQ Code를 통한 세슘과 토양과의 종결합을 예측하였으며 탁도 측정을 통해 응집제 투여 후 탁도를 측정하여 세척수의 재사용 여부 및 미세토양 제거율을 분석하였다.

• 비파괴검사학회지
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• 제30권2호
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• pp.85-90
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• 2010

절대온도(OK) 이상의 온도를 가지고 물체는 표면온도에 대응하는 적외선 파장대역에서 적외선 에너지를 방출하게 된다. 적외선열화상은 적외선 파장대역에 반응하는 검출기를 이용하여 검출된 적외선 량을 온도로 변환하고 사용자에게 적외선영상을 실시간으로 제공하는 비파괴검사 방법이다 원자력발전소의 배관은 부식, 피로 등으로 인해 두께가 얇아져 큰 사고로 이어질 수 있는 결함이 발생하므로 이를 위한 효율적인 비파괴검사 시스템이 요구되고 있다. 따라서 본 연구에서는 적외선열화상 카메라로 측정한 온도와 배관의 결함 깊이 및 크기와의 상관관계를 알아보고 이를 원자력발전소 배관에 적용하여 결함을 검출하는 연구를 수행하였다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제18권1호
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• pp.19-25
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• 2022

Nuclear Power Plants (NPP) should be designed to have sufficient safety margins and to ensure seismic safety against earthquake that may occur during the plant life time. After the 9.12 Gyeongju earthquake accident, the structural integrity of nuclear power plants due to the beyond design basis earthquake is one of key safety issues. Accordingly, it is necessary to conduct structural integrity evaluations for domestic NPPs under beyond design basis earthquake. In this study, the Level 3 LBB (Leak Before Break) evaluation was performed by considering the beyond design basis earthquake for the surge line of a OPR1000 plant of which design basis earthquake was set to be 0.2g. The beyond design basis earthquake corresponding to peak ground acceleration 0.4g at the maximum stress point of the surge line was considered. It was confirmed that the moment behaviors of the hot leg and pressurized surge nozzle were lower than the maximum allowable loading in moment-rotation curve. It was also confirmed that the LBB margin could be secured by comparing the LBB margin through the Level 2 method. It was judged that the margin was secured by reducing the load generated through the compliance of the pipe.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제18권2호
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• pp.87-100
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• 2022

Unit capacity factor (utilization rate) of nuclear power plants (NPPs) is an important performance indicator. Since the first commercial operation of Kori Unit 1 began in April 1978, the utilization rate of domestic NPPs has gradually increased, reaching 90% from the end of the 1990s. However, due to various issues such as the Fukushima accident in 2011, corrosion of the CLP, the utilization rate dropped to 65~80%. In the early 1980s, the utilization rate of the U.S. NPPs was around 60%. However, since 2004, it has been consistently maintained above 90%. Therefore, in this study, we first examined the causes of declining the utilization rate in domestic NPPs. Next, the significances of the utilization rates are reviewed in five aspects: investment capability, electricity rate, safety and export, etc., with discussion on the current status of the utilization rates in the U.S. Based on this, three key factors are derived as the reasons of the increasing: equipment reliability program, on-line maintenance and the pursuit of institutional rationality. And finally, by synthesizing above results, the measures for increasing the utilization rate of domestic NPPs are proposed in terms of equipment management, institutional improvements, and personnel resources.