• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2007년도 춘계학술대회A
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• pp.291-295
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• 2007

FTL(Fuel Test Loop) is a facility that confirms performance of nuclear fuel at a similar irradiation condition with that of nuclear power plant. FTL consists of In-Pile Test Section (IPS) and Out-Pile System (OPS). FTL construction work began on August, 2006 and ended on March, 2007. During Construction, ensuring the worker's safety was the top priority and installation of the FTL without hampering the integrity of the HANARO was the next one. Task Force Team was organized to do a construction systematically and the communication between members of the task force team was done through the CoP(community of Practice) notice board provided by the Institute. The installation works were done successfully overcoming the difficulties such as on the limited space, on the radiation hazard inside the reactor pool, and finally on the shortening of the shut down period of the HANARO. Without a sweet of the workers of the participating company of HEC(Hyundae Engineering Co, Ltd), HDEC(HyunDai Engineering & Construction Co. Ltd), equipment manufacturer, and the task force team, it is not possible to install the FTL facility within the planned shutdown period. The Commissioning of the FTL is on due to check the function and the performance of the equipment and the overall system as well. The FTL shall start operation with high burn up test fuels in early 2008 if the commissioning and licensing progress on schedule.

• 에너지공학
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• 제21권4호
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• pp.362-372
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• 2012

원전의 증기발생기 전열관은 압력경계 부위로 결함발생으로 인한 누설 시 방사능물질을 함유한 1차 계통의 냉각수가 2차 계통으로 새어나와 발전소 및 대기를 오염시키게 된다. 근래에 전열관의 균열결함은 대개 응력 부식균열이며 전열관의 확관부위, 슬러지 침적부위 그리고 U-bend 등에서 발생한다. 확관부위 및 U-bend 등에서의 균열발생인자 중 가장 영향을 미치는 인자는 잔류응력이다. 폭발확관법이 적용된 한국표준형원전(OPR-1000)의 운전경험에 따르면, 증기발생기 전열관 확관부위에서 가동 초기부터 응력부식균열이 발생해 왔으며, 특히 원주방향 균열이 대량 발생하고 있다. 따라서 본 연구에서는 확관방법에 따른 잔류응력의 분포 및 상태를 비교하였으며, 특정 방향이 우세한 원인을 살펴보았다.

• 에너지공학
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• 제22권2호
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• pp.148-155
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• 2013

한국표준형원전(OPR-1000)의 증기발생기 전열관은 관재료로 Alloy 600과 Alloy 690이 사용되고 있으며 전열관 확관방법은 폭발확관법이 적용되었다. 원전 운전경험에 따르면 전열관 확관법으로 폭발확관법이 사용된 증기발생기의 전열관들은 원주방향 균열이 잘 발생하였으며 그 위치는 전열관의 확관천이부위 외면이었고 슬러지에 의해 둘러싸인 지역이었다. 그러나 같은 조건의 전열관이라도 수압확관법이 적용된 경우는 원주방향 균열보다는 축방향 균열이 우세한 경향을 보여왔다. 따라서 본 연구에서는 상기와 같은 차이를 규명하기 위하여 전열관과 관판의 형상을 모델링하였으며 확관법에 따라 운전중 조건에서 전열관의 확관천이 부위에 작용하는 응력의 크기를 전산프로그램을 사용하여 계산하였고, 균열의 방향성과 우세성을 평가하였다.

• 한국가스학회지
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• 제22권2호
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• pp.84-89
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• 2018

최근 환경문제로 인해 폭발성 폐기물을 안전하게 소각 처리하는 방법에 대한 연구가 활발히 진행되고 있다. 유동층 소각로를 이용한 처리 공정은 기존 방법보다 연소 가스 배출량이 현저하게 낮으며, 운전의 효율 또한 높다. 본 연구에서는, 폐 추진제 중 가장 많은 양이 폐기되고 있는 Double-based Propellant를 유동층 소각로에서 소각하는 공정을 전산유체역학 프로그램으로 모사하였다. Cylindrical Bed 내부에서 일어나는 7개의 연소 반응이 안전하게 모사되는 것을 확인하였다. 이를 바탕으로 실제 공정 설계를 진행하면, 앞으로 폭발성 폐기물 처리 공정 연구에 새로운 연구 방향을 제시할 것이라 사료된다.

• 한국정보과학회논문지:컴퓨팅의 실제 및 레터
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• 제15권3호
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• pp.211-215
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• 2009

프로그래머블 로직 콘트롤러(PLC)가 원자력 계측제어 시스템과 같은 안전 필수 시스템 구현에 많이 사용됨에 따라, PLC 프로그램에 대한 정형검증의 필요가 높아지고 있다. 본 연구에서는 함수 블록 다이어램(FBD)으로 구현된 PLC 프로그램에 대한 자동화된 정형검증 기법을 제안한다. FBD 프로그램을 검증하기 위해서 먼저 FBD 프로그램을 검증언어인 Verilog로 변환하고, 변환된 Verilog모델에 대해 SMV 모델체커를 호출해 모델체킹을 수행한다. 자동화를 위해 FBD Verifier 도구를 개발하였다. FBD Verifier는 FBD 프로그램으로부터 Verilog 모델로의 자동변환 기능뿐 아니라 모델체킹 결과 생성된 반례를 직관적이고 효과적으로 분석할 수 있는 기능 또한 제공한다. 제안된 기법과 도구를 사용해 원전계측제어시스템 개발사업단의 원자로 보호시스템에 대한 방대한 양의 FBD 프로그램을 성공적으로 검증하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권2호
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• pp.265-275
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• 1993

증기폭발이 발생하면 파괴적인 동력에너지가 방출될 가능성이 있으므로. 이 현상은 원자력 발전소 안전성 연구 분야에서 중요한 현상으로 지목되어 왔다. 따라서 증기폭발이 미치는 영향을 분석하기 위해서는 폭발시 수반되는 열에너지가 동력에너지로 전환되는 비율을 정확히 해석할 수 있어야 한다. 그러나, 정확한 해석 방법의 개발이 이루어지지 않은 현 상황에서는 순수히 이론에 근거한 열역학적 해석 방법 등을 이용할 수 있으며 이러만 접근 방식은 그 결과가 보수적이라는데 그 의미가 있다. 본 논문에서는 현재까지 알려진 열역학적 해석 방법들을 정리하였고. 이론적으로 모순된 부분을 수정하여 비교하였다. 지금까지 알려진 바와는 달리. Hicks-Menzies 모델과 Board-Hall 모델은 에너지 전환율에서 동일한 결과를 나타냄을 보였다. 또한 증기폭발에서 냉각수 포기 기공율의 영향을 계산, 검토하였으며, 금속의 발열반응의 영향을 분석할 수 있는 열역학적 모델을 제시하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권2호
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• pp.204-214
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• 1993

본 논문은 원자력발전소의 배관설계에 파단전 누설(leak-before-break : LBB) 개념이 적용됨에 따라 새롭게 해석대상이 된 분기관파단에 의한 노심지지배럴의 쉘응답을 계산한 것이다. 앞으로 직경 10인치 이상의 고에너지 배관에 대해 LBB 개념이 적용될 것으로 예상되는 바, 이 경우 LBB 적용대상에서 제외되는 유일한 1차측 배관인 3인치 가압기 분무관의 파단을 가정하였고 이때 노심 지지배럴에 가해지는 쉘응답을 구하였다. 이들 응답을 직경 10인치 이상인 배관파단시의 응답과 비교한 결과 앞으로 직경 10인치 이상의 배관에 대해 LBB 개념이 적용될 경우 배관파단에 대한 노심지지배럴의 쉘응답은 무시할 수 있음을 보였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권7호
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• pp.1571-1578
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• 2020

As a critical material in very/high-temperature gas-cooled reactors, graphite material directly affects the safety of the reactor core structures. Owing to the complex structures of graphite material in reactors, the material typically undergoes complex stress states. It is, therefore, necessary to study its mechanical properties, failure modes, and strength criteria under complex stress states so as to provide guidance for the core structure design. In this study, compressive failure tests were performed for graphite material under the condition of different confining pressures, and the effects of confining pressure on the triaxial compressive strength and Young's modulus of graphite material were studied. More specifically, graphite material based on the fracture surfaces and fracture angles, the graphite specimens were found to exhibit four types of failure modes, i.e., tension failure, shear-tension failure, tension-shear failure and shear failure, with increasing confining pressure. In addition, the Mohr strength envelope of the graphite material was obtained, and different strength criteria were compared. It showed that the parabolic Mohr-Coulomb criterion is more suitable for the strength evaluation for the graphite material.

• 한국지진공학회논문집
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• 제24권3호
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• pp.123-128
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• 2020

Analysis of the 2016 Gyeongju earthquake and the 2017 Pohang earthquake showed the characteristics of a typical high-frequency earthquake with many high-frequency components, short time strong motion duration, and large peak ground acceleration relative to the magnitude of the earthquake. Domestic nuclear power plants were designed and evaluated based on NRC's Regulatory Guide 1.60 design response spectrum, which had a great deal of energy in the low-frequency range. Therefore, nuclear power plants should carry out seismic verification and seismic performance evaluation of systems, structures, and components by reflecting the domestic characteristics of earthquakes. In this study, high-frequency amplification factors that can be used for seismic verification and seismic performance evaluation of nuclear power plant systems, structures, and equipment were analyzed. In order to analyze the high-frequency amplification factor, five sets of seismic time history were generated, which were matched with the uniform hazard response spectrum to reflect the characteristics of domestic earthquake motion. The nuclear power plant was subjected to seismic analysis for the construction of the Korean standard nuclear power plant, OPR1000, which is a reactor building, an auxiliary building assembly, a component cooling water heat exchanger building, and an essential service water building. Based on the results of the seismic analysis, a high-frequency amplification factor was derived upon the calculation of the floor response spectrum of the important locations of nuclear power plants. The high-frequency amplification factor can be effectively used for the seismic verification and seismic performance evaluation of electric equipment which are sensitive to high-frequency earthquakes.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제13권2호
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• pp.78-87
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• 1988

원전 사고시 (또는 원자력 발전소 사고시) 환경영향 평가에 중요하게 고려해야 될 핵종을 도출 제시하기 위해 WASH-1400에서 중요하게 고려하고 있는 25원소 54핵종의 노심재고량을 ORIGEN2 코드로써 계산한 후 환경으로 동일비율로 방출된다고 가정하여 급성피폭시 초기효과에 중요한 장기인 소화관, 골수, 갑상선, 허파에 대해 각 핵종에 의한 피폭선량을 평가함으로써 각각의 핵종이 초기효과에 미치는 상대적 중요도를 산출하였다. 그 결과 각 장기에 대한 초기효과에 상대적으로 중요하게 나타난 원소들은 소화관에 대해서는 Np, Ce, Ru, Y, Zr의 순으로, 골수에 대해서는 Np, I, La, Sr, Ba의 순으로, 갑상선에 대해서는 I, Te으로 요오드외원소들의 상대적중요도는 극히 미미하였고, 허파에 대해서는 Cm, Ce, Ru, Pu, Zr순으로 나타났다. 따라서 기존의 환경영향 평가시 갑상선과 전신 피폭선량에 고려되고 있는 요오드 원소와 불활성기체 외에도 원전사고 후 충분한 양이 방출될 때 인근 주민의 장기에 대한 초기효과에 크게 영향을 미치는 핵종이 많으며 이들 핵종들은 선원항 평가시 또는 사고시의 환경영향 평가시에 비중을 두고 고려해야 할 것이다.