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        • 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

          고준위 방사성핵종 소멸처리 기술의 검토 -핵특성 관점에서-

          김용희,조남진 한국원자력학회 1993 Nuclear Engineering and Technology Vol.25 No.3

          원자력발전 핵연료주기에서 고려하여야 할 중요한 요소의 하나는 사용후핵연료에서 비롯되는 고준위 방사성핵종이다. 고준위 방사성핵종의 처분 방법으로서 심지층처분방식은 가장 손쉬운 방법이기는 하나 매우 장시간의 감시가 필요하며, 특히 자연환경으로의 누출가능성이 커서 이의 대안으로서 외국 몇 나라에서는 소위 소멸처리(Transmutation)방법에 대한 연구를 활발히 하고 있다. 현시점에서 소멸처리 방법으로 가장 타당성이 있는 것으로 여겨지는 것은 원자로를 이용하는 것과 가속기 구동 미임계 시스템 (Accelerator-Driven Subcritical System)을 이용하는 방법이다. 본 기고문에서는 이들 방법을 중심으로 다양한 소멸처리 방법의 소개와 기술적인 문제점(특히 핵 특성관점에서)에 대한 고찰 그리고 향후 연구과제 등에 대하여 기술하고자 한다. 비록 소멸처리 시스템의 현실화를 위해서는 해결되어야 할 과제가 많이 남아 있지만, 기술적인 가능성과 방사능의 소멸이란 면을 고려할 때 소멸처리시스템은 궁극적인 방사성핵종 처리기술로서 연구·개발할 충분한 가치가 있는 것으로 판단된다.

        • SCIESCOPUSKCI등재
        • SCIESCOPUSKCI등재
        • 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

          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
        • SCIESCOPUSKCI등재

          세계의 원자력선

          정운혁 한국원자력학회 1975 Nuclear Engineering and Technology Vol.7 No.1

          The world's nuclear powered ships have been reviewed mainly based on development of the marine nuclear reactor and the present trends of nuclear warships and merchant ships in the world. In particular, emphasis was on the four nonmilitary nuclear ships, Russian Ice breaker Lenin, American Cargo-passenger ship Savannah, German Ore carrier Otto Hahn, and Japanese Cargo ship Mutsu. They are the only civilian nuclear ships which have entered service at the present time in the world. The nuclear fleets in United States, United Kingdom, Soviet, and France were described in view of historical development and the present stock of the nuclear ships. The present projects and the future trends for the nuclear merchant ships in the main shipbuilding countries have been also discussed. The nuclear fission and reactor were briefly discussed in the beginning of this article.

        • SCIESCOPUSKCI등재

          원전 2차계통 배관재의 침식-부식 손상

          한정호,허도행,이은희,정한섭,김우철 한국원자력학회 1994 Nuclear Engineering and Technology Vol.26 No.2

          1986년 12월 미국의 Surry Unit 2 발전소에서 발생한 급수배관의 대형 파손사고가 침식-부식(erosion-corrosion) 현상에 의해 일어난 것으로 밝혀진 이후, 조사 결과 2차계통에 광범위하게 사용되는 탄소강, 저합금강 재질에서 이와 유사한 손상사례가 많이 나타나는 것으로 밝혀졌다. 이러한 침식-부식 손상은 물-증기로 이루어진 계의 단상(water) 또는 2상(water-wet steam) 조건에서 발생된다. 국내의 원자력 발전소 2차계통에서도 이러한 침식-부식 손상이 나타나고 있으며, 현재 손상원인 해석과 이에 대한 대책 수립이 시급히 요청되고 있다. 본 기고문은 국내 원전의 침식-부식 손상조사와 이의 대책수립을 위한 연구에 활용될 수 있는 침식-부식 손상의 개념, 현상학적 양상, 주요인자의 영향 및 해외 원전의 손상경험 사례 등을 종합하여 정리한 것이다.

        • SCIESCOPUSKCI등재

          로듐 자기 기전력형 중성자 계측기의 수명 연장에 관한 연구

          김성래,김길곤,김정식,박성훈,권종수,박현우 한국원자력학회 1995 Nuclear Engineering and Technology Vol.27 No.6

          로듐 자기 기전력형 중성자 계측기는 단위 중성자당 발생되는 전류 신호가 매우 커 계측성이 우수하나 연소율이 빨라 자주 교체해야 하므로 재장전 기간 연장 및 새로운 로듐계측기 구입 등의 문제점이 있다. 75% 연소에 해당하는 제5핵 연료 주기 기간 동안 영광 3, 4호기와 같은 C-E 원자로에 사용되고 있는 로듐 자기 기전력형 중성자 계측기의 연소 거동이 C-E에 의해서 연구되었다. 약 제3핵연료주기까지 분석한C-E의 초창기 연구에서는 중성자 방사화율 개념에 근거하여 약 66%연소시점까지 로듐계측기 연소특성곡선은 선형적임이 밝혀진 바 있다. [l, 2] 그 후 C-E의 연구에 의하면 약 75% 연소에 해당하는 제5핵연료 주기까지도 로듐계측기 연소 특성 곡선은 선형적임이 밝혀졌다. 그 결과로 C-E형 원자력발전소에서 사용되는 로듐 노내계측기의 수명을 약 60%연소에서 66%연소 시점까지 연장시킬 수 있게 되었다. [3]이 정도의 계측기 수명 연장은 약 반년의 원자로 운전 기간에 해당되며 차기 핵연료주기에서 많은 로듐 노내계측기를 계속 사용할 수 있게 한다. 특히 영광 3, 4호기가 12개월 핵연료 주기에서 18개월 핵연료 주기로 재장전 전략을 바꿀 경우 로듐 노내계측기의 수명 이 연장되지 않으면 계측기 교체가 빈번해 질 것으로 사료되어 로듐 수명 연장과 관련된 기술 특히 C-E 및 B&W의 로듐 노내계측기 연소도 특성곡선 불확실도 평가 및 출력 측정 계통 오차 분석 기술을 소개하고자 한다. 영광3, 4호기에서 사용중인 로듐 노내계측기 수명을 현재 연소도 기준 66%내로 한정하고 있는데 C-E 및 B&W의 로듐 노내계측기연소 특성에 관한 연구 내용을 분석한 결과 노내계측기 수명을 연소도가 66%를 초과하는 계측기가 있어도 전체적으로 불확실도가 안전한계를 넘지 않으면 노내상주가 가능한 것으로 평가되었다.

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