• Nuclear Engineering and Technology
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• 제23권2호
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• pp.183-199
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• 1991

가압수형 원자로 가압기의 오동작 보조살수 과도시 용기벽에서의 온도분포에 대한 과도응답을 해석하였으며, 해석은 분무수적으로 젖게되는 용기벽면에서 나타나는 열응력에 대하여 보수적으로 수행되었다. 수적이 부딪혀서 흘러내리는 용기벽의 내부경계면에서 강제대류열전달계수를 결정하기 위하여, 분무수적들이 살수노즐을 떠나 수증기와 비응축성인 수소기체로 이루어진 혼합기로 채워져 있는 가압기 내부공간을 통하여 비행한 후에 용기내부벽면에 도달할 때의 수적들의 과도온도를 예측하였다. 용기벽에서의 과도온도분포는 유한요소법을 사용하여 구하였으며, 대표적인 결과들을 제시하였다. 열해석의 결과는 입력자료에 대한 묘사와 부합되며, 타당한 물리적 의미를 가짐 이 확인되었다.

• 한국화재소방학회논문지
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• 제33권5호
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• pp.1-6
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• 2019

최근 다양한 생산기술의 발전을 통해 바이오연료의 생산이 크게 증가하였고, 석유와 같은 기존의 화석연료 등과 혼합연료를 만들어 소비를 장려하고 있다. 이와 같은 새로운 연료의 등장은 기존 에너지 시스템으로의 적용에 있어 화재 및 폭발의 위험성을 크게 증가시킬 수 있다. 따라서 본 연구에서는 대표적인 바이오연료의 소비형태인 휘발유/에탄올 혼합연료를 사용하는 연소장에서 화재 및 폭발의 위험성을 예측할 수 있는 기법을 제시하는 것을 목적으로 하고 있다. 이를 위해 휘발유/에탄올 혼합기의 자연점화온도를 대상으로 수치해석하였고, 반응표면법을 이용하여 다양한 변수조건에 대해서 예측에 대한 유효성과 효율성을 판단해 보았다. 당량비, 압력, 에탄올 분율 등에 대한 자연 발화온도 변화특성은 전체적으로 에탄올 함량과 압력에 큰 의존도를 보였으며, 에탄올 함량이 줄어들수록 압력에 대한 영향이 줄어들었다. 또한 계산을 통한 실험값과 반응표면법을 통해 얻은 기대값이 매우 잘 일치함을 알 수 있었다. 따라서 연료의 혼합 등 다양한 조건에서 운전하는 연소장에서 자연점화온도를 매우 적은 데이터로서 정확하게 예측할 수 있음을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제23권1호
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• pp.56-65
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• 1991

RELAP5/MOD2 Cycle 36.04코드를 이용하여 LOFT대형냉각재 상실사고 모사실험 L2-3를 계산함으로써 코드의 대형냉각재상실사고에 관련된 열수력현상 예측능력을 평가하였다. 기본계산에서 원자로 압력용기는 이중노심유로와 분리강수관 모델로 모사되었다. 기본계산의 결과 계통의 전반적인 수력학적 거동과 감압기간동안 노심 고출력 부위에서의 열적 거동은 비교적 타당하게 예측되었다. 한편 과냉각-이상유동의 천이 기간동안 임계유량모델, 고질량유속에서의 임계열유속 상관식, 감압기간중의 재접수(Blowdown Rewet)의 판정기준등 코드의 모델/상관식의 부분적 결함이 발견되었다. 이 결함들에 의해 냉각재 재고량이 과대 평가되어 재환수기간의 노심의 열적거동 예측의 정확도가 감소되었다. RELAP5/MOD2 Cycle 36.04로 부터 개선된 코드를 사용한 계산 결과 재접수 현상의 예측 정확도를 개선할 수 있었다.

• 시스템엔지니어링학술지
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• 제18권2호
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• pp.58-74
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• 2022

Deterministic accident analysis plays a central role in the nuclear power plant (NPP) safety evaluation and licensing process. Traditionally the conservative approach opted for the point kinetics model, expressing the reactor core parameters in the form of reactivity and power tables. However, with the current advances in computational power, high fidelity multi-physics simulations using real-time code coupling, can provide more detailed core behavior and hence more realistic plant's response. This is particularly relevant for transients where the core is undergoing reactivity anomalies and uneven power distributions with strong feedback mechanisms, such as reactivity initiated accidents (RIAs). This work addresses a RIA, specifically a control element assembly (CEA) withdrawal at power, using the multi-physics analysis tool RELAP5/MOD 3.4/3DKIN. The thermal-hydraulics (TH) code, RELAP5, is internally coupled with the nodal kinetics (NK) code, 3DKIN, and both codes exchange relevant data to model the nuclear power plant (NPP) response as the CEA is withdrawn from the core. The coupled model is more representative of the complex interactions between the thermal-hydraulics and neutronics; therefore the results obtained using a multi-physics simulation provide a larger safety margin and hence more operational flexibility compared to those of the point kinetics model reported in the safety analysis report for APR1400. The systems engineering approach is used to guide the development of the work ensuring a systematic and more efficient execution.

• 전기화학회지
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• 제4권3호
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• pp.87-93
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• 2001

외부 Ag/AgCl 기준 전극은 가압형 및 비등형 경수로 환경에 널리 사용되었다. 전극의 채움 용액 (Siting solution)으로 통상 KCl을 사용하는데, 다공성 지르코니아로 만들어지는 플러그를 통한 Cl 이온의 누설이 전극의 전위차 변동을 유발하는 문제가 있다. 누설로 인한 전위차 변동의 문제를 해결하기 위해 채움 용액으로 순수를 사용하였다 순수를 사용하는 경우 상온에서의 AgCl용해도에 의해 Cl이온의 농도가 결정된다. 붕산과 수산화리튬 혼합용액으로 $288^{\circ}C$에서 전극의 안정성 실험을 실시하였다. 약 일주일간 전위차 변화는 10mV 이내였으며, $288^{\circ}C$와 $240^{\circ}C$에서의 온도 사이클링 시험 전후의 전위차 변화는 15mV 이내였다. 이온의 limiting equivalent conductances와 Agar의 수역학적 이론을 토대로 하여 전극의 TLJP을 계산하였다. 전극 채움 용액 내의 Cl이온 농도를 상온에서 측정한 값으로 보정하여 이론값을 계산할 경우, 실험값과 비교적 잘 일치하는 것을 알 수 있었다.

• 한국화재소방학회논문지
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• 제31권2호
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• pp.52-60
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• 2017

NUREG-1934에서 제시된 원자력발전소 주제어실의 케비닛 화재를 대상으로 운전원의 거주성을 평가하기 위하여 수치해석이 수행되었다. 이를 위해 본 연구에서는 대표적인 화재모델인 FDS가 사용되었다. 운전원의 거주성을 결정하는 기준으로서 복사 열유속, 상층부 온도, 연층높이 및 연기의 광학밀도뿐만 아니라, CO 등과 같은 독성물질의 농도가 포함되었다. 주요 결과로서, 화재모델의 확인 및 검증(V&V) 기반의 주요 입력인자 민감도 및 모델 불확실도 분석을 통해 다양한 화재시나리오에 대하여 거주성 기준의 초과 확률 및 거주 가능시간이 산출되었다. 최대 열방출률, CO 및 Soot yields의 민감도 분석을 통해, 거주시간 뿐만 아니라 거주성을 결정하는 한계기준의 변화가 발생됨을 확인하였다. 이러한 방법론은 불확실한 케비닛 화재정보를 이용한 주제어실의 거주성 평가의 신뢰성 강화를 위한 현실적인 대안이라 판단된다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제17권4호
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• pp.413-421
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• 2004

본 논문에서는 깊은 지하 500m에 처분된 가압경수로(PWR) 고준위폐기물 처분용기에 지하수압과 벤토나이트 팽윤압이 가해지는 동안 처분용기에 발생하는 크립변형을 예측하기 위하여 처분용기에 대한 구조해석을 수행하였다. 보통 이러한 크립변형은 처분용기에 추가적인 외력이 작용하지 않더라도 처분용기에 작용하는 압력과 내부의 높은 열에 의하여 발생될 수 있다. 처분용 기내부의 열분포의 복잡성 덴 시간의존성으로 인하여 일단 외부 지하수압 및 팽윤압만 고려하여 크립해석을 수행하였다. 이를 위하여 적당한 크립함수를 사용하였으며, 해석은 1억$(10^8)$초 동안 수행하였다. 해석결과 1억초 동안 발생하는 크립 변형률은 매우 작으며 주희 처분용기의 위아래 덮개에 발생함을 알 수 있었다. 그러나 처분용기의 구조강도에 중요한 내부 주철삽입물에는 훨씬 더 작은 미소한 변형률만 발생하여 처분용기에 발생하는 크립변형은 처분용기의 구조적인 안전성에는 큰 영향을 미치지 않음을 알 수 있었다. 해석 초기에 처분용기 내에 급격히 응력이 증가하여 최고치에 도달한 후 잠깐동안 이 응력 값을 유지하다가 그 이 후에는 급격히 응력 값이 감소하는 응력이완현상을 보이고 있기 때문에 발생 응력 측면에서도 전혀 처분용기의 구조적인 안전성에 문제가 없음이 확인되었다.

• 한국정보통신학회:학술대회논문집
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• 한국정보통신학회 2019년도 춘계학술대회
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• pp.464-466
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• 2019

원자력 발전소에 사용되는 제어기는 높은 신뢰도를 요구한다. 한국형 디지털 원자력 발전소인 APR1400 (Advanced Power Reactor 1400)을 비롯하여, 과거 많은 원자력 발전소에 FPGA (Field Programmable Gate Array)와 CPLD (Complex Programmable Logic Device, 이하 FPGA로 통칭)가 포함된 제어기가 적용되고 있다. 적용 초기에는 FPGA를 일반적인 IC (Integrated Circuit)처럼 기기검증 및 성능시험으로만 검증을 하였다. 이후 90년대에 들어 FPGA검증에 대한 연구가 시작되면서, FPGA가 칩이 되기 전까지를 소프트웨어로 간주하여 IEEE 1012-2004를 적용하여 소프트웨어 확인 및 검증을 하였다. 현재에는 유럽표준인 IEC 62566을 적용하여 많은 검증을 하고 있다. 이 방법은 현재까지 가장 현명한 방법으로 평가 받고 있다. 이유는 기존의 검증 방법에서 문제가 되었던 SoC (System on Chip)의 특징을 검증하는 방법을 충분히 적용하였기 때문이다. 하지만, IEC 62566은 유럽 표준으로 아직 미국에서는 채택을 하지 않고 있으며, FPGA에 대해서는 IEEE 1012를 적용하는 것을 유지하고 있다. IEEE 1012-2004나 IEC 62566은 기술 표준으로 실무에서는 다양한 방법을 적용하여 기술 표준을 충족시켜서 적용하고 있다. 이 논문에서는 SoC의 검증 방법이 적용된 원자력 안전등급 FPGA에 대한 검증 방법의 절차 및 중요사항에 대해 설명하고자 한다.

• 분석과학
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• 제17권5호
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• pp.381-387
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• 2004

가압 경수로 사용후핵연료의 화학특성을 규명하기 위하여 극미량 함유되어 있는 삼중수소 ($^3H$)의 정량기술을 확립하였다. 분석과정에서 발생하는 방사성 폐액의 양을 줄이고 분석자의 방사선 피폭을 줄이기 위하여 하나의 시료로부터 $^{14}C$과 $^3H$를 순차적으로 회수할 수 있도록 분리조건을 최적화하였다. 사용후핵연료를 질산으로 용해하는 과정에서 $^{14}CO_2$와 함께 휘발하는 $^{129}I_2$는 $AgNO_3$가 침윤되어 있는 흡착제로 제거하였다. $^{14}CO_2$는 1.5 M NaOH에 포집시키고 $^3H_2O$는 증류시켜 회수하였다. $^3H$의 평균 회수율은 97.9%, 상대표준편차는 0.9% (n = 3) 이었으며, 37,000 MWd/MtU 연소도의 사용후핵연료를 대상으로 $^3H$를 분석하고 표준물첨가법으로 분석신뢰도를 평가하였다.

• 비파괴검사학회지
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• 제20권3호
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• pp.183-190
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• 2000

본 연구에서는 고속 중성자가 조사된 원자로 용기 재료의 자기적 성질 변화를 $M{\ddot{o}}ssbauer$ 분광법을 이용하여 측정하였으며, X-선 회절실험을 이용하여 중성자 조사재료의 결정성 변화를 평가하였다. 시편은 크기가 $23mm{\times}18mm{\times}70{\mu}m$로 제작되었으며, 343K에서 $10^{12}n/cm^2{\sim}10^{18}n/cm^2$의 범위에서 중성자 조사를 하였다. X-선 회절실험 결과로부터, $10^{16}n/cm^2$의 중성자가 조사된 시료에서부터 결정성이 변화가 시작되고, $10^{17}n/cm^2$ 이상의 중성자가 조사된 시료에서 결정성이 심각하게 손상되는 것이 관찰되었다. 또한 $M{\ddot{o}}ssbauer$ 분광실험으로부터 중성자 조사량이 $10^{16}n/cm^2$ 이하인 시료에서는 자기적성질의 변화가 관찰되지 않았으나, $10^{17}n/cm^2$ 이상의 중성자가 조사된 시료에서 자기완화 현상이 일어나는 것이 관찰되었다. 따라서 두 실험 모두 비파괴적 실험방법에 따른 중성자 조사취화 평가로 활용이 가능한 것으로 평가되었다.