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조남진,임석빈 한국방재학회 2012 한국방재학회논문집 Vol.12 No.2
원자력 발전소의 원자로 압력경계 기기 중에서 냉각재 펌프의 주 플랜지에 사용되는 볼트는 건전성이 상실될 경우, 발전소의안전성에 영향을 미칠 가능성 있기 때문에 전 수명기간 동안 건전성이 보장되어야 한다. 하지만 이러한 볼트의 부식 및 균열에 대한 사례 보고가 있기에 이에 대한 체계적인 관리가 필요하다. 따라서 본 논문에서는 볼트의 손상으로 인해 발생하는 누설률을 통해 현재 가동 중인 발전소의 허용 안전성에 대해 알아보고자 한다. 볼트 손상에 따른 펌프의 간극을 수치해석 프로그램인 ANSYS를 사용하여 예측하고, 누설률 평가에는 SQUIRT 코드를 사용하여 평가하였다. 해석결과 볼트손상 수량이 3개일 경우에도 허용기준치인 1 gpm 이하인 것으로 판단된다. 비록 현재의 설계 볼트 수가 충분한 안전율을 확보한다고 판단되지만, 손상 볼트에 따른 누설률을 감았했을 때 지속적인 정기 점검을 통해 볼트의 건전도를 판단할 필요가 있다고 사료된다. In nuclear power plant, defected bolts used in the main flange of reactor coolant pump could have bad effect on the safety of the plant. Thus, the bolts should maintain their integrity while used in the plant. However, damaged bolts, such as corroded or cracked bolts, have been reported; thus, well-organized monitoring is required. This study evaluates safety of bolts currently used in a nuclear plant using the leakage rate. Using ANSYS program, the opening of a pump due to damaged bolts is estimated and corresponding leakage rate was estimated by SQUIRT code. The results exhibit that even in the case of 3 damaged bolts the leakage rate satisfies the allowable level, 1 gpm. However, continuous in-service inspection is still required to ensure the safety of bolts as considering the development of leakage rate.
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Some Outstanding Problems in Neutron Transport Computation
조남진,장종화 한국원자력학회 2009 Nuclear Engineering and Technology Vol.41 No.4
This article provides selects of outstanding problems in computational neutron transport, with some suggested approaches thereto, as follows: i) ray effect in discrete ordinates method, ii) diffusion synthetic acceleration in strongly heterogeneous problems, iii) method of characteristics extension to three-dimensional geometry, iv) fission source and keff convergence in Monte Carlo, v) depletion in Monte Carlo, vi) nuclear data evaluation, and vii) uncertainty estimation, including covariance data.
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조남진,임석빈 한국방재학회 2012 한국방재학회논문집 Vol.12 No.1
The currently operating nuclear power plants have employed multi-functional sealants at the penetration in their auxiliary structures. In many cases, however, the physical properties such as fireproof, internal pressure, water tightness, and radiation shield of the sealants were not assessed properly when placed at the penetration. In addition, insufficient physical properties of the sealant at nuclear power plants have been continuously reported. Thus, this study assessed the physical properties of the sealant using a thermal aging and irradiation tests. To assess the physical properties, the density, compressive strength, and hardness of the sealants were examined before and after the thermal aging test and the irradiation test. Based on the experimental tests, the samples from the nuclear power plants are expected to satisfy the standard specifications after applying the possible thermal and radiation effects in 20 years. 현재 가동 중인 원자력 발전소의 관통부에는 다기능 밀폐재가 일반적으로 사용되고 있지만, 이 밀폐재의 내화, 내압, 수밀,방사선차폐 성능을 입증하는 인증서류가 미흡한 경우가 많다. 또한 원전 운영기간 동안 일부 관통부의 재질과 구조가 변경되어내화, 내압, 수밀 및 방사선 차폐 성능이 미흡한 관통부가 존재할 수 있다. 따라서 본 연구에서는 원전에서 채취한 시료를 토대로, 가동 기간 중에 발생 가능한 열과 방사선 노출을 실험을 통해 적용하여 실험 전·후에 밀폐재의 물리적 성능을 평가하고자 하였다. 고밀도 및 저밀도 밀폐재의 물리적 성능은 열적 노화 실험 전·후와 방사선 조사 실험 전·후에 밀도, 압축강도, 경도 측정을 통해 평가되었다. 실험 결과 현재 가동 중인 원전에서 채취한 시료들은 기대 잔존 예상 수명인 20년 안에 발생 가능한 고온 및 방사선 노출에 대해 모두 기준치를 만족하는 것으로 확인되었다.
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Fundamentals and Recent Developments of Reactor Physics Methods
조남진 한국원자력학회 2005 Nuclear Engineering and Technology Vol.37 No.1
As a key and core knowledge for the design of various types of nuclear reactors, the discipline of reactor physics has been advanced continually in the past six decades and has led to a very sophisticated fabric of analysis methods and computer codes in use today. Notwithstanding, the discipline faces interesting challenges from next-generation nuclear reactors and innovative new fuel designs in the coming. After presenting a brief overview of important tasks and steps involved in the nuclear design and analysis of a reactor, this article focuses on the currently-used design and analysis methods, issues and limitations, and current activities to resolve them as follows: (1) Derivation of the multigroup transport equations and the multigroup diffusion equations, with representative solution methods thereof. (2) Elements of modern (now almost three decades old) diffusion nodal methods. (3) Limitations of nodal methods such as transverse integration, flux reconstruction, and analysis of UO2-MOX mixed cores. Homogenization and related issues. (4) Description of the analytic function expansion nodal (AFEN) method. (5) Ongoing efforts for three-dimensional whole-core heterogeneous transport calculations and acceleration methods. (6) Elements of spatial kinetics calculation methods and coupled neutronics and thermal-hydraulics transient analysis. (7) Identification of future research and development areas in advanced reactors and Generation-IV reactors, in particular, in very high temperature gas reactor (VHTR) cores.
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조남진,박정환 한국원자력산업회의 1996 원자력산업 Vol.16 No.8
미국의 경우 질병으로 인한 사망자의 절반 정도가 암으로 인한 사망이다. 정산 세포 속에 위치한 암세포만을 선택적으로 손상시키기에는 미흡한 기존의 암치료 방법에 비해, 열중성자와 표적핵을 사용하여 방사선에 민감한 암조직 세포만을 효과적으로 죽일 수 있는 방사선 치료 방법 중의 하나인 BNCT 기술이 새롭게 주목을 끌고 있다. BNCT 기술의 현황과 전망을 알아본다.
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