RISS 학술연구정보서비스

검색
다국어 입력

http://chineseinput.net/에서 pinyin(병음)방식으로 중국어를 변환할 수 있습니다.

변환된 중국어를 복사하여 사용하시면 됩니다.

예시)
  • 中文 을 입력하시려면 zhongwen을 입력하시고 space를누르시면됩니다.
  • 北京 을 입력하시려면 beijing을 입력하시고 space를 누르시면 됩니다.
닫기
    인기검색어 순위 펼치기

    RISS 인기검색어

      검색결과 좁혀 보기

      선택해제
      • 좁혀본 항목 보기순서

        • 원문유무
        • 원문제공처
        • 등재정보
          펼치기
        • 학술지명
        • 주제분류
        • 발행연도
          펼치기
        • 작성언어
        • 저자
          펼치기

      오늘 본 자료

      • 오늘 본 자료가 없습니다.
      더보기
      • 무료
      • 기관 내 무료
      • 유료
      • SCIESCOPUSKCI등재

        원자로냉각재계통 분기관 가상배관파단해석

        최택상,김태완,윤기석,성기광,전장환 한국원자력학회 1996 Nuclear Engineering and Technology Vol.28 No.2

        원자로냉각재계통 기기 설계를 위한 구조해석 분야는 크게 세가지로 구분할 수 있는데, 첫번째는 원자로 냉각재계통내의 유체의 온도, 압력, 원자로냉각재계통 기기 및 유체의 자중 등을 고려하여 정적해석이 주가되는 정상운전해석, 두번째는 원자력 발전소 수명내에 부지에 발생 가능한 지진을 고려하는 내진설계를 위한 지진해석, 세번째는 원자력발전소를 다른 플랜트보다 한층 안전하게 설계할 수 있도록 원자력 발전소내의 모든 고에너지배관의 파단을 가상하는 가상배관파단해석으로 구분할 수 있다. 1986년 이전까지의 가압경수로발전소의 가상배관파단은 원자로냉각재주배관의 파단을 가상하여 동적구조해석을 수행하므로써, 극히 보수적인 결과를 얻었다. 그러나, 파괴역학의 발전은 파단전누설기법을 정립하였으며, 이에 따라 1987년 미국의 10 CFR Part 50 Appendix A GDC 4에서는 원자력발전소 내의 모든 고에너지배관에 파단전누설기법 적용을 허용하므로써, 이들 배관의 가상배관파단을 배제할 수 있도록 하였다. 한국형 표준원전인 울진원자력 3, 4호기의 참조발전소인 영광원자력 3, 4호기는 개정된 GDC 4를 적용한 최초의 가압경수로발전소로서, 원자로냉각재주배관과 12인치 이상의 일차측 분기관들의 가상배관파단을 배제하였다. 본 보고서에서는 영광원자력 3, 4호기의 참조발전소인 미국 Palo Verde발전소와 한국형 표준원전인 울진원자력 3, 4호기의 가상배관파단에 의한 원자로냉각재계통의 동적구조해석 결과를 서로 비교, 분석하므로써 개정된 GDC 4의 영향을 평가함은 물론 향후 분기관 가상배관파단해석의 방향을 모색하는데 있다.

      • SCIESCOPUSKCI등재

        원전 계측제어 고신뢰도 소프트웨어 확인/검증 기술 현황

        이장수,권기춘,동인숙 한국원자력학회 1994 Nuclear Engineering and Technology Vol.26 No.4

        원자력산업계에서는 원전 계측제어계통의 디지털화를 위해 많은 노력을 기울이고 있으나, 원자력산업의 특수성인 시스템 안전성 확보에 필요한 소프트웨어 개발기준과 규제방법이 정립되지 못하고 있다. 뿐만 아니라 디지털 계측제어계통의 핵심 기반기술인 고신뢰도 소프트웨어 개발 방법론이 확립되지 못하여 소프트웨어 공통모드고장 문제, 정량적인 소프트웨어 신뢰도 보장 문제 등이 논란의 대상이 되고 있다. 이와 같이 원전 계측제어계통 디지털화 성공을 위해서는 소프트웨어 신뢰도 확보가 관건이며 고신뢰도 소프트웨어 확인 및 검증 기술 개발이 절실히 요구된다. 본 기술보고에서는 디지털 계측제어계통 소프트웨어에 대한 규제요건을 소프트웨어 신뢰도 보장을 위한 개발자, 사용자, 규제자 사이의 합의 기준측면에서 분석하였다. 또한 최근의 미국 원자력규제위원회의 디지털 계측제어계통 소프트웨어에 대한 규제방법과 규제동향을 살펴보았으며 마지막으로 고신뢰도 소프트웨어 개발과 확인 및 검증 방법, 규제 요건, 규제 방법 등에서 공통적으로 고려해야 할 기술적 측면의 현안과 이의 해결을 위한 연구 현황등을 파악하였다.

      • SCIESCOPUSKCI등재

        방사성폐기물 소각시설의 현황 및 안전지침

        박원재,이병수,이승행,김준형,서용칠 한국원자력학회 1995 Nuclear Engineering and Technology Vol.27 No.4

        원자력 발전소 및 동위원소 사용기관에서 발생되는 가연성 고체 폐기물 및 유기폐액의 소각기술의 활용에 있어서 이의 안전성 확보를 위한 기술적 기준의 설정을 위한 고려인자들을 조사하였다. 국내외의 소각기술 활용현황을 알아보았고 본 기술의 국내 도입시 필요한 기술적 안전지침에 관한 외국의 사례를 조사하고 국내 관련 규정도 검토, 비교, 분석하여 주요 고려항목을 도출하였다. 안전성 확보를 위한 고려 항목을 크게 일반산업시설 적용항목, 원자력시설 상 안전조건, 소각시설의 기술적 요구사항, 기타 제반사항으로 나누어 제시할 수 있었다. 이들 내용은 기존 원자력 및 환경시설에 적용되는 안전성분석보고서 및 환경영향평가서로 작성될 수 있다고 보았으며 시설의 개요, 시설의 기술적 사항과 이에 따르는 안전을 위한 조건, 폐기물의 인수조건 등이 포함되며 기존 관련 법규의 적용 및 확인이 필요하였다. 기술적 사항에는 공정의 제염계수, 연소효율, 소각재의 형상, 배기가스의 방출농도, 작업자 및 인근주민의 피폭등이 확인되어야 하며 소각재의 처리방법 및 조건이 제시되어야 하고 소각재의 침출특성 등이 주요한 인자라고 보았다. 아울러 소각대상폐기물의 인수조건이 명시되어 소각성능에 따른 이의 안전성이 입증되어야 한다. 따라서 인허가 후 건설된 시설에서의 사용전 시험소각절차의 제시 및 이에 대한 관련 규제기관의 검사제도가 있어야 하며 품질보증절차 역시 관련지침에 따라 실시되어야 한다. 이와 같은 내용을 포함하는 안전기술지침의 설정이 절대적으로 필요하며 본 연구조사 결과의 활용이 기대된다.

      • SCIESCOPUSKCI등재

        가압경수형 원자력발전소 비고정식 고밀도 핵연료 저장대의 지진해석 방법에 대한 검토

        신태명,김인용 한국원자력학회 1995 Nuclear Engineering and Technology Vol.27 No.1

        본 논문은 가압경수형 원자력발전소내 비고정식 고밀도 사용후 핵연료 저장대의 지진해석을 수행하기 위해 현재 사용되고 있는 해석방법을 검토하고 있다. 석기서는 영광 3, 4호기 및 울진 3, 4호기 계통설계 경험을 통해 한국원자력 연구소가 보유하게 된 해석 기술을 근거로 하여 해석과정과 모델방법 등을 논의하였다. 비고정식 사용후 핵연료 저장대의 해석은 냉각수에 의한 수력학적 커플링 효과, 핵연료와 중성자 흡수체 및 저장대 구조물 사이의 간극에 의한 충돌, 마찰효과, 그리고 강체 미끌어짐 및 기울어짐 등의 복잡한 현상들을 고려해야 한다. 이러한 모델링 변수들에 대하여 현재의 방법과 규제기관의 추천사항을 비교, 검토하였으며 해석방법 개선 및 최근의 기술적 관심사항들에 대하여 논의하였다.

      • SCIESCOPUSKCI등재

        경수로핵연료 수리기술의 현황과 개발방향

        김형규,서정미 한국원자력학회 1993 Nuclear Engineering and Technology Vol.25 No.2

        국내 기술로 설계, 제조된 경수로핵연료가 고리 2호기를 시작으로 국내 8기의 경수로형원자력발전소에서 사용되어 경수로핵연료의 국내 기술수준을 향상시킬 수 있게 되었으나 운전중 결함이 발생된 핵연료를 재사용가능케 함으로써 핵연료비를 절감할 수 있는 핵연료수리기술분야의 연구개발은 상대적으로 매우 뒤져 있는 실정이다. 따라서 본 기고문에서는 외국의 핵연료수리기술들과 국내 원자력발전소에서 운전중 발생한 결함핵연료의 수리현황을 정리하여 향후 국내에서 수행할 핵연료수리기술의 연구에 도움이 되고자 하였다.

      • SCIESCOPUSKCI등재

        국내 원전의 방사성폐기물 발생량 예측과 폐기물 종류별 동굴내 배치계획

        최광섭,김창락,이명찬,김진웅,이지훈 한국원자력학회 1995 Nuclear Engineering and Technology Vol.27 No.2

        국내 원자력발전소의 방사성폐기물 발생량은 초고압 압축, 농축폐액 건조, 페수지 건조 등의 폐기물감용을 위한 운영계획이 수립되고 또한 일부 원자력발전소에서는 1995년부터 운영이 시작될 예정이어서 감소가 예상되고 있다. 원자력발전소로부터 방사성폐기물의 누적량은 2035년까지 운영자의 폐기물 감용 계획을 고려한다면 141,920 드럼으로 예상할 수 있고, 이에 상응하는 방사능량은 반감기가 한달 이상인 30개 핵종에 대하여 방사성 붕괴를 무시할 때 49,390 Ci였다. 특히 원자력환경관리센터에서 수행한 개념설계에 따른 1차 건설예정의 지하 처분동굴의 적재량인 약 10만 드럼은 2014년까지 누적량으로 채울 수 있고 이때 처분장의 장기적 성능평가에 주요 고려 대상인 반감기가 5년 이상의 14개 핵종에 대한누적 방사능량은 약 13,577 Ci였다. 이 예측된 발생량과 재고량은 처분장 장기적 성능 및 안전성 평가에 중요한 기초자료가 될 것이다.

      • SCIESCOPUSKCI등재

        차세대 원자력 발전기술의 특성과 개발전망

        정근모 한국원자력학회 1989 Nuclear Engineering and Technology Vol.21 No.4

        금세기 중반에 원자력발전이 개발된 이래로 현재 400여기의 원전이 세계에서 가동되어 총 전력생산의 15% 정도를 담당하고 있다. 그러나 그 무한한 활용가능성에도 불구하고 현재 그 개발의 속도가 전 세계적으로 둔화되고는 있지만 차세기에 원전의 이용이 필요할 것임은 모든 전문가들이 인정하고 있고 특히 최근 지구환경오염에 대한 우려가 고조됨에 따라 원자력이용이 불원간에 급격히 증대될 전망이다. 본 고는 이러한 상황에서 개량형원자로와 신형원자로의 개발동향과 향후전망을 간략히 살펴보고 국민적 합의와 국제적인 기술수준에 기반을 둔 차세대 원전의 기술요건과 우리의 개발전략을 제시하고자 한다.

      • SCIESCOPUSKCI등재

        AECL CANDU 중수로형 발전소에서의 컴퓨터 적용 기술

        김석남,한재복 한국원자력학회 1995 Nuclear Engineering and Technology Vol.27 No.3

        캐나다 원자력공사(AECL)는 1960년초 중수로형 원자력발전소 계통에 컴퓨터를 도입하여 처음에는 국부적으로 발전소를 제어하는 방법을 채택하였으나 점차 발전소 주요계통인 발전소제어계통 및 원자로 안전계통으로 확장하여 현재는 진보된 컴퓨터 응용 계측제어 기술로 개선된 Fully Computerized Shut down System 및 Distributed Plant Control System의 설계를 마무리하고 일부 기술을 신규 발전소 의 계측제어분야에 적응하여 운용하고 있는 상황에 있다. 본 보고서는 중수로형 발전소를 설계한 캐나다 원자력공사의 발전소 제어 및 원자로 정지계통 분야에 컴퓨터 기술을 적용한 배경과 그 기술을 2장, 3장에서 각각 서술하고 제4장에서는 이들 설비가 월성 1호기에서와 2, 3, 4호기에서의 차이점, 즉 설계변경된 부분을 소개, 고찰하여 보고 아울러 이의 기술이 향후 건설될 개량형 중수로에 적용 가능성과 관련 기술에 대하여 살펴보고자 한다.

      • KCI등재

        Analysis of alpha modes in multigroup diffusion

        Richard Sanchez,Daniele Tomatis,IGOR ZMIJAREVIC,주한규 한국원자력학회 2017 Nuclear Engineering and Technology Vol.49 No.6

        The alpha eigenvalue problem in multigroup neutron diffusion is studied with particular attention to thetheoretical analysis of the model. Contrary to previous literature results, the existence of eigenvalue andeigenflux clustering is investigated here without the simplification of a unique fissile isotope or a singleemission spectrum. A discussion about the negative decay constants of the neutron precursors concentrationsas potential eigenvalues is provided. An in-hour equation is derived by a perturbationapproach recurring to the steady state adjoint and direct eigenvalue problems of the effective multiplicationfactor and is used to suggest proper detection criteria of flux clustering. In spite of the priorwork, the in-hour equation results give a necessary and sufficient condition for the existence of theeigenvalue-eigenvector pair. A simplified asymptotic analysis is used to predict bands of accumulation ofeigenvalues close to the negative decay constants of the precursors concentrations. The resolution of theproblem in one-dimensional heterogeneous problems shows numerical evidence of the predictedclustering occurrences and also confirms previous theoretical analysis and numerical results.

      • KCI등재

        Simulation and transient analyses of a complete passive heat removal system in a downward cooling pool-type material testing reactor against a complete station blackout and long-term natural convection mode using the RELAP5/3.2 code

        Afshin Hedayat 한국원자력학회 2017 Nuclear Engineering and Technology Vol.49 No.5

        In this paper, a complete station blackout (SBO) or complete loss of electrical power supplies is simulatedand analyzed in a downward cooling 5-MW pool-type Material Testing Reactor (MTR). The scenario istraced in the absence of active cooling systems and operators. The code nodalization is successfullybenchmarked against experimental data of the reactor's operating parameters. The passive heat removalsystem includes downward water cooling after pump breakdown by the force of gravity (where thecoolant streams down to the unfilled portion of the holdup tank), safety flapper opening, flow reversalfrom a downward to an upward cooling direction, and then the upward free convection heat removalthroughout the flapper safety valve, lower plenum, and fuel assemblies. Both short-term and long-termnatural core cooling conditions are simulated and investigated using the RELAP5 code. Short-term analysesfocus on the safety flapper valve operation and flow reversal mode. Long-term analyses includesimulation of both complete SBO and long-term operation of the free convection mode. Results arepromising for pool-type MTRs because this allows operators to investigate RELAP code abilities for MTRthermalehydraulic simulations without any oscillation; moreover, the Tehran Research Reactor isconservatively safe against the complete SBO and long-term free convection operation.

      연관 검색어 추천

      이 검색어로 많이 본 자료

      활용도 높은 자료

      해외이동버튼