• 소음진동
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• 제7권1호
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• pp.33-41
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• 1997

경수로형 원자력발전소 표준화 작업의 일환으로 만들어진 한국표준형 원자력 발전소는 그 건설부지를 한반도뿐만 아니라 인접 아시아국가의 여러곳을 목표로 하고 있으며 이와 관련하여 안전정지지진의 레벨을 0.3g로 증가시키려는 시도가 계획되고 있다. 본 연구에서는 이와 같은 지진레벨 증가가 기존의 0.2g로 설계된 원자로 내부 구조물과 핵연료집합체에 미치는 영향을 평가하였다. 운전기준지진 및 안전정지지진의 응답을 비교함으로써 비선형 응답특성을 조사하였고 한국표준형 원자력발전소의 원자로 내부구조물 및 핵연료집합체의 설계 타당성에 대하여 언급하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제40권2호
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• pp.117-126
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• 2008

In this paper, a new reactor core design is proposed on the basis of a mixed core concept consisting of a thermal zone and a fast zone. The geometric structure of the fuel assembly of the thermal zone is similar to that of a conventional thermal supercritical water-cooled reactor(SCWR) core with two fuel pin rows between the moderator channels. In spite of the counter-current flow mode, the co-current flow mode is used to simplify the design of the reactor core and the fuel assembly. The water temperature at the exit of the thermal zone is much lower than the water temperature at the outlet of the pressure vessel. This lower temperature reduces the maximum cladding temperature of the thermal zone. Furthermore, due to the high velocity of the fast zone, a wider lattice can be used in the fuel assembly and the nonuniformity of the local heat transfer can be minimized. This mixed core, which combines the merits of some existing thermal SCWR cores and fast SCWR cores, is proposed for further detailed analysis.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제5권4호
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• pp.350-353
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• 2004

일체형 원자로는 제어봉의 고장으로 인해 제어봉을 이용한 원자로 정지가 불가능한 경우 원자로에 붕산을 주입하여 정지시킨다. 일반적으로 붕산을 주입하는 방식은 붕산 분말을 물에 용해시켜 고농도의 붕산수를 만들어 저장하고 있다가 사용하는 것이다. 그러나 이와 같은 방식은 구성 기기의 수가 많고 구성이 복잡하므로 비경제적이며 운전과 계측제어 및 유지보수 측면에서 불리하다 본 연구에서는 이와 같은 단점을 개선하기 위해 붕산 분말을 원자로에 직접 주입하는 방식을 채택하였다. 붕산 분말을 원자로에 직접 주입하므로써 기기의 수가 줄어들고 계통의 구성, 운전 및 유지보수가 매우 단순해지고 경제적이다

• 대한기계학회논문집 C: 기술과 교육
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• 제3권3호
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• pp.225-232
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• 2015

제어봉구동장치는 원자로의 반응도를 제어하기 위한 전기기기이다. 기존 제어봉구동장치는 원자로 외장형으로 원자로덮개의 노즐에 설치되었다. 그러나 최근에는 제어봉인출 사고를 근본적으로 배제하기 위한 내장형 제어봉구동장치의 필요성이 대두되어 왔다. 본 논문에서는 기존의 자석잭 방식 외장형 제어봉구동장치를 응용하여 원자로 내장형 제어봉구동장치를 개발하는 개념설계를 소개한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권1호
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• pp.284-292
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• 2019

For the continuous operation of a nuclear reactor, burnt fuel needs to be replaced with fresh fuel, where appropriate (ex-vessel) fuel handling is required. Particularly for the Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) refueling, its process has unique challenges due to liquid sodium coolant. The ex-vessel spent fuel transportation should concern several design features such as the radiation shielding, decay-heat removal, and inert space separated from air. This paper proposes a new design optimization methodology of cask shielding to transport the spent fuel assembly in a prototype SFR for the first time. The Particle Swarm Optimization (PSO) algorithm had been applied to design trade-offs between shielding and cask weight. The cask is designed as a double-cylinder structure to block an inert sodium region from the air-cooling space. The PSO process yielded the optimum shielding thickness of 26 cm, considering the weight as well. To confirm the shielding performance, the radiation dose of spent fuel removed at its peak burnup and after 1-year cooling was calculated. Two different fuel positions located during transportation were also investigated to consider a functional disorder in a cask drive system. This study concludes the current cask design in normal operations is satisfactory in accordance with regulatory rules.

• Structural Engineering and Mechanics
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• 제51권6호
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• pp.1005-1016
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• 2014

Roles of reactor internals are to support nuclear fuel, provide insertion and withdrawal channels of nuclear fuel control rods, and carry out core cooling. In case of functional loss of the reactor internals, it may lead to severe accidents caused by damage of nuclear fuel assembly and deterioration of reactor vessel due to attack of fallen out parts. The present study is to examine fluid flows in reactor internals subjected to hydrodynamic loads. In this context, an integrated model was developed and applied to two kinds of numerical analyses; one is to analyze periodic loading effect caused by pump pulsation and the other is to analyze random loading effect employing different turbulent models. Acoustic pressure distributions and flow velocity as well as pressure and temperature fields were calculated and compared to establish appropriate analysis techniques.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제12권4호
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• pp.573-581
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• 1999

액체 금속로(LMIR) 핵연료교환장치의 기본설계를 위해서는 여러 분야(예를 들면, 기구학, 동역 학, 재료역학 등)의 해석을 동시에 수행해야 한다. 그러나 이와 같은 해석들은 각각 별개로 연속적으로 수행되는 것이 아니라, 상호 유기적인 연관을 갖고 수행되어야 한다. 이와 같은 해석에 적합한 기법이 MDO 기법이다. 본 논문에서는 MDO기법에 의한 핵연료교환장치 구조해석의 한 단계로 핵연료교환장치의 기구 동역 학 해석을 수행하여 핵연료 교환장치 작동에 대한 기구운동학적 특성 및 동역학적 특성을 분석하였다. 분석결과 해석대상 핵연료교환장치는 예상한대로 원활하게 작동됨이 확인되었다. 아울러 이 분석 결과를 토대로 핵연료교환장치의 정적 휨 변형을 구하기 위한 재료역학해석에서 요구되는 정적구조를 결정하였다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제12권4호
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• pp.583-589
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• 1999

본 논문에서는 MDO기법에 의한 핵연료교환장치의 구조해석 단계 중 핵연료교환장치의 휨 변형을 구하는 재료역학해석을 수행하였다. 이는 액체 금속로(LMR) 핵연료교환장치의 기본설계를 위하여 매우 중요하다. 해석대상 핵연료교환장치의 정적구조는 기 수행한 핵연료교환장치의 기구 동역 학 해석 결과를 활용하였다. 네 가지 핵연료교환동작에 대하여 핵연료 봉의 무게를 100㎏에서 500㎏까지 100㎏씩 증가시켜 휨 변형의 크기를 구하였다. 그 결과 회전 중심 축에서 가장 멀리 있는 핵연료 봉을 교환하는 핵연료교환동작에서 최대 휨 변형이 발생함이 밝혀졌다. 또한 이 최대 휨 변형이 발생하는 핵연료교환장치구조에 대하여 부재의 단면두께를 축소하면서, 또 단면형상을 여러 가지로 바꾸면서 휨 변형크기를 구하여 비교하였다. 비교결과 비교대상 단면형상 중에서 중공직사각형 단면이 최소 휨 변형이 발생하는 최적단면형상임이 밝혀졌다.

• 대한용접접합학회:학술대회논문집
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• 대한용접접합학회 2002년도 Proceedings of the International Welding/Joining Conference-Korea
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• pp.418-424
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• 2002

Korean Fusion Reactor(KSTAR) system consists of a vacuum vessel, in-vessel components, cryostat, thermal shield, super-conducting magnets and magnet supporting structures. These systems are in the final stage of engineering design with the involvement of industrial manufacturers. The overall configuration and the detailed dimensions of the KSTAR structure have been determined and the first stage of manufacturing is progressing now. In this study, the fabrication and assembly sequence were evaluated in viewpoint of high strengthening joints and very high accuracy. Especially for this purpose, the special cleaning process and welding process were proposed for high strengthening austenitic stainless steel which shall be used at cryogenic temperature. The draft procedure qualification data for welding process are presented with precise welding data including special narrow groove design. For the cooling line attachment on the surface of inside wall of magnet structure case, Induction brazing technology is introduced with some special jigging system and some consumables.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제14권2호
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• pp.16-23
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• 2018

In order to investigate the ways to enhance the seismic performance of APR1400 seismic fragile equipment by direct design changes, four equipment such as Reactor Vessel Support, Integrated Head Assembly, Remote Shutdown Console, and Pressurizer are reviewed using information of the main dimensions, seismic stress evaluation results, design FRS, etc. in this paper. In addition to the direct reinforcement of equipments, the feasibility of seismic isolation for the safety related cabinet is also investigated and the actual adaption plan of a commercial spring-damper system is briefly reviewed.