• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2003년도 추계학술발표대회 요약집
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• pp.369.1-369.1
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• 2003

• 에너지공학
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• 제25권4호
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• pp.85-92
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• 2016

초고온가스로는 열출력 밀도가 낮아 노심용융의 가능성이 낮으며, 냉각재 상실사고 시 수소 발생 등으로 인한 폭발의 위험도 없다. 안전성 측면의 장점과 더불어 냉각재를 초고온으로 만들어 전력생산이외에 산업시설용 공정열로의 응용도 가능하다. 본 논문에서는 초고온가스로를 일차계통으로 하고, 전력 및 공정열 공급이 가능한 이차계통의 개념 설계를 담고 있다. 기존에 NGNP(Next Generation Nuclear Part)에서 제안한 350 MW 열출력 원자로 모델을 기반으로 수소생산 루프와는 별도로 전력생산을 위한 300 MW의 열에너지를 중간열교환기를 통해 이차계통으로 전달하는 참조모델을 개발하고, 이를 열역학적 측면에서 분석하였으며 이차계통 각 지점에서 주요 설계변수에 따른 효율분석과 최적화개념 연구를 수행하였다.

• 자원ㆍ환경경제연구
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• 제28권1호
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• pp.147-176
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• 2019

본 연구에서는 국내의 균등화 발전비용에 대한 연구결과를 기초로 하여 전원 구성에 있어서 원자력의 비중이나 이용률이 발전의 사회적 비용에 어느 정도 영향을 주는지를 시뮬레이션을 통해 도출한다. 원전이 상대적으로 증가되도록 설계되었던 제7차 전력수급기본계획과 원전의 비중을 축소하고 신재생에너지 발전의 비중을 증가시킨 제8차 전력수급기본계획을 비교하여 전원 믹스에 따른 발전의 사회적 비용, 발전단가, 전기요금의 변화 정도를 추정한다. 8차 수급계획의 환경급전 관련 변수를 고려하고, 국내 두 기관의 균등화 발전비용 연구결과를 이용한 시뮬레이션 결과, 사회적 비용은 향후 10년 내에 22%까지 증가할 수 있고, 직접적인 전력생산비용에 기초하고 있는 발전단가 역시 22% 증가하고, 전기요금은 최대 18%까지 증가할 수 있음을 도출하였다. 따라서 제8차 전력수급기본계획에 따른 전원믹스는 발전에 따른 외부 비용까지 고려한 사회적 비용차원에서 검토할 경우 7차 수급계획의 전원믹스와 비교할 때 사회적 비용을 증가시킨다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제32권5호
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• pp.425-432
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• 2000

It has been an essential part for the safety assessment of nuclear power plants to understand various phenomena associated with the molten core-concrete interaction(MCCI) under severe accidents. In this study, the severe accident analysis code MELCOR was used to simulate the MCCI experiments such as SWISS and SURC test series which had been performed in Sandia National Laboratories(SNL). The calculation results were compared with corresponding experimental data such as melt temperature, concrete ablation distance, gas generation rate, and aerosol release rate. Good agreements were observed between MELCOR calculation and experimental data. The melt pool was sustained within the range of high temperature and the concrete ablation occurred continuously. The gas generation and aerosol release were under the influence of melt temperature and overlying water pool, respectively.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제32권1호
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• pp.88-98
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• 2000

More than half of all incidents in large complex technological systems, particularly in nuclear power or aviation industries, were attributable in some way to human erroneous actions. These incidents were largely due to the human engineering deficiencies of man-machine interface (MMI). In nuclear industry, advanced computer-based MMI designs are emerging as part of new reactor designs. The impact of advanced MMI technology on the operator performance, and as a result, on plant safety should be thoroughly evaluated before such technology is actually adopted in nuclear power plants. This paper discusses the applicability of human reliability analysis (HRA) to support the design review process. Both the first-generation and the second-generation HRA methods are considered focusing on a couple of promising HRA methods, i.e., ATHEANA and CREAM, with the potential to assist the design review process.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제42권3호
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• pp.231-236
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• 2010

The growth in global energy demand and the increased recognition of the impacts of carbon dioxide emissions from fossil fuel plants have aroused a renewed interest on nuclear energy. Many countries are looking afresh at building more nuclear power stations to deal with the twin problems of global warming and the need for more generating capacity. Many in the nuclear community are also anticipating a significant growth of new nuclear generation in the coming decades. If there is a nuclear renaissance, will the expansion of nuclear power be compatible with global non-proliferation and security? or will it add to the environmental burden from the large inventory of spent nuclear fuel already produced in existing nuclear power reactors? We learn from past peaceful nuclear activities that significant concerns associated with nuclear proliferation and spent-fuel management have resulted in a decrease in public acceptance for nuclear power in many countries. The terrorist attack in the United States (US) on September 11, 2001 also raised concern for security and worry that nuclear materials may fall into the wrong hands. As we increase the use of nuclear power, we must simultaneously reduce the proliferation, security and environmental risks in managing spent-fuel below where they are today.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권12호
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• pp.3910-3917
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• 2021

Reactor fuel's power distribution plays a vital role in designing the new generation thermionic Space Reactor Power Systems (SRPS). In this paper, the 1/12th SPACE-R's full reactor core was numerically analyzed with two kinds of different axial power distribution, to identify their impacts on thermal-hydraulic and thermoelectric characteristics. In the benchmark study, the maximum error between numerical results and existing data or design values ranged from 0.2 to 2.2%. Four main conclusions were obtained in the numerical analysis: a) The axial power distribution has less impact on coolant temperature. b) Axial power distribution influenced the emitter temperature distribution a lot, when the core power was cosine distributed, the maximum temperature of the emitter was 194 K higher than that of the uniform power distribution. c) Comparing to the cosine axial power distribution, the uniform axial power distribution would make the maximum temperature in each component of the reactor core much lower, reducing the requirements for core fuel material. d) Voltage and current distribution were similar to the axial electrode temperature distribution, and the axial power distribution has little effect on the output power.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권8호
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• pp.2785-2796
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• 2023

How to generate the precise broad group cross section is important for the fast reactor design. In this study, a fast reactor multi-group cross-section generation code MGGC2.0 are developed in-house for processing ultrafine group MATXS format library. Validation and verification are performed for MGGC2.0 code by applying the benchmarks of ICSBEP handbook, and the results of MGGC2.0 agree well with that of MCNP. The consistent P_N method with critical buckling search is in good agreement that condensed with TWODANT flux and flux moment for the inner core and outer core region. For the radial blanket and reflector, two region approximation method has been applied in MGGC2.0 by using collision Probability Method neutron flux solver. The RBEC-M benchmark was used to verify the power distribution calculation, and the relative error of power distribution comparison with the reference are less than 0.8% in the fuel region and the maximum relative error is 5.58% in the reflector region. Therefore, the precise broad cross section can be generated by MGGC2.0 for fast reactor.

• 융합보안논문지
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• 제18권5_1호
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• pp.93-98
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• 2018

한국수력원자력, 한국전력공사, 한국남동발전 등의 발전 제어시스템은 전력을 공급하는 국가의 주요 인프라 시설로 악의적인 해킹 공격이 진행될 경우 그 피해는 상상을 초월한다. 실제로 한국수력원자력은 해킹 공격을 당하여 내부정보가 유출되는 등 사회적인 큰 문제를 야기하였다. 본 연구에서는 최근 이슈가 되고 있는 융합보안 연구에 대해 전력회사 중심의 발전 제어시스템을 대상으로 그 환경을 분석하고, 현황을 분석하여 다양한 발전 제어시스템의 안정화를 위한 전략체계 수립과 대응책을 제시하고자 한다. 다양한 물리적 보안시스템(시설), IT 보안시스템, 출입통제시스템 등에서 나오는 데이터 형태를 정규화하고 통합하여 융합인증을 통해 전체 시스템을 통제하고, 융합관제를 통해 위험을 탐지하는 방법을 제안한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제17권3호
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• pp.200-210
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• 1985

먼저, 우리나라의 원자력 개발현황에 대한 개요를 제시한 후, 우리나라의 경우 원자력 에너지가 왜 필요한가를 분명하게 설명하였다. 이러한, 주요 현황을 제시한 다음, 원자력 개발 상의 제약 요인과 한국원자력산업의 가장 취약한 분야 등의 우리나라 원자력 산업의 주요 문제점들을 파악하여 이 문제점들에 대하여 논의하였다. 끝으로 결론적으로는 우리나라에서 원자력 발전의 증가와 관련하여 정부와 원자력 산업이 각각 취해야 할 제반조치들을 제시하였다.