• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.731-738
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• 1996

노심 손상이 일어나는 중대사고 발생시 고온의 노심 용융물이 윈자로 용기를 파손시키며 캐비티 내로 유출되는 경우, 노심 용융물과 냉각재의 폭발적 반응을 억제하고 잔열제거를 위한 효과적인 냉각수 주입 방법을 규명하는 실험을 수행하였다. 냉각수 주입 방법은 파이프 관을 이용한 단순 fouling 방식과 노즐을 이용한 Spray 방식, 그리고 반응용기의 옆면으로 냉각수를 주입하는 세 가지 방식을 채택하였다. 동일한 실험 조건에서 각각의 주입 방법에 따른 반응 형태 및 냉각 정도를 알아보는 실험을 수행하였다. 본 논문에서는 일차적으로 노심 용융물의 모사체로 사용한 주석 용융물에 Pouring 방식과 Spray 방식으로 냉각수를 주입한 경우의 실험 결과를 정리하였으며, 분석 결과 Spray 방식으로 냉각수를 주입한 경우에 폭발적 반응이 일어나지 않고 냉각됨을 알 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.563-568
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• 1997

Zion원전의 cavity 및 상부 격실을 1/20로 선형 축소 모의하여 상부 격실에 의한 노심용융물 나포특성을 규명하기 위한 노심용융물 고압분출 실험 연구를 수행하였다. 본 연구에서는 원자로용기 외곽에 환형통로가 있는 경우와 없는 경우로 구분하여 원자로용기 파손 때의 용융물양, 파손 면적에 따라 원자로용기 압력면화에 대한 실험을 물과 질소기체를 이용하여 수행하였다. 실험결과 환형통로가 없는 경우는 대부분의 노심용융물이 상부 격실에 나포되었으나 환형통로가 있는 경우는 환형 통로를 통하여 많은 양이 방출되었다 환형 통로를 통한 용융물의 직접 방출은 격납용기 상부대기와 열전달이 직접 이루어지기 때문에 격납용기 직접가열 효과가 크게 나타날 수 있다. Cavity내 노심 용융물 방출분율은 원자로용기파손 때 용융물양보다는 파손면적의 영향이 더 크게 나타났다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.569-574
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• 1997

프랑스 가압경수형 원전인 울진 1,2호기 cavity의 격납용기 직접가열에 대한 특성을 분석하기 위하여 노심 용융물 고압분출 실험 연구를 수행하였다. 울진 1,2호기 격납건물은 국내의 Westinghouse와 CE형 원전과 달리 원자로용기 하부 cavity내 수평통로에 의한 출구가 없어 원자로용기 외곽의 환형통로를 통해 cavity와 격납건물 상부 대기와 직접 연결되어 있는 특성을 가지고 있다. 본 연구에서는 환형통로 면적, 파손 직경 용융물 질량 등에 따라 원자로용기 압력을 변화시키면서 용융물을 물, 증기를 질소기체로 각각 모의하여 실험을 수행하였다. 실험결과, 노심용융물 고압분출에는 원자로용기 파손 직경이 많은 영향을 미치는 것으로 나타났고 환형통로 면적과 용융물 질량은 큰영향을 미치지 않는 것으로 나타났다. 또한 환형통로 면적의 감소는 노심용융물 고압분출시 cav의 압력을 다소 상승시키는 결과를 보여주었다. 본 실험 연구에서 노심용융물 고압분출에 많은 영향을 미치지 않는 것으로 나타난 환형통로 면적에 대해서는 종합적으로 분석하는 추가 실험 이 필요하다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.557-562
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• 1997

노심용융물의 노내 자연 냉각 현상은 TMI-2 사고 이래로 실험과 해석 분야에서 많은 연구가 이루어지고 있으나, 아직까지는 이에 대한 명확한 규명이 이루어지지 않은 상태이다. 원자로 용기 냉각 Mechanism 중에서 노심용융물이 원자로 용기 하부 반구내로 재배치되어 하부 반구 내벽과 접촉할 때 용융물과 하부 반구 내벽 사이에 생길 수 있는 작은 간극으로 냉각수가 침투되어 노심용융물의 냉각이 이루어질 수 있다는 가정이 유력하게 제기되고 있다 본 논문에서는 노심용융물과 원자로 용기 하부 반구 사이의 간극을 통한 노심용융물의 냉각 특성을 규명하는 SONATA-IV실험 연구와 연계하여 이상 유동이 존재하는 고온 표면에서의 미세한 간극을 측정할 수 있는 방법의 검토 및 시편을 이용한 실험을 통하여 가장 적합한 간극측정기법을 도출하였다 간극 측정 기법으로는 중성자 래디오그라피, X 선 후방산란 단층기법 그리고 초음파 펄스 반사 탐상법을 검토하였으며, 시편 측정 실험결과 실시간 간극 측정방법으로는 초음파 펄스 반사 탐상법이 가장 적합한 것으로 나타났다.

• Journal of the Korean Operations Research and Management Science Society
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• v.24 no.2
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• pp.81-94
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• 1999

ATM network design procedure is different from the current circuit or packet networks design procedure because of the variety of the offered services and the variability of requested bandwidth for each connection of ATM network. A number of optimization models for the link dimensioning of ATM network design have been proposed in the literature. However, most of the literature did not consider the modularity of resources allocated to a transmission path and the non-bifurcation of a VP link over the more than one TP, which are standardized in recent ITU-T Recommendations. In thIs paper, we propose a mathematical model for link dimensioning of ATM networks, based on the network synthesis method and a generalized bin-packing problem. The suggested model satisfies the constraints mentioned in the ITU-T Recommendations. We also propose efficient and practical algorithms for the suggested model. Computational experiment shows that the suggested algorithm gives efficient solutions even for moderate and large-sized networks within reasonable time.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2003.04a
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• pp.1578-1583
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• 2003

LAVA-ERVC experiments have been performed to investigate the effect of insulation design features on the coolability in case of the external reactor vessel cooling (ERVC). All the 4 tests have been performed using Alumina iron thermite melt as a corium simulant. Due to the limited steam venting through the insulation, steam binding occurred inside the annulus in the KSNP case simulation. On the contrary, in the tests which were performed for simulating the APR1400 insulation design, sufficient water ingression and steam venting through the insulation lead to effective cool down of the vessel characterized by nucleate boiling. It could be found from the experimental results that modification of the insulation design allowing sufficient ventilation could increase the positive effects of the external reactor vessel cooling.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2003.04a
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• pp.1897-1902
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• 2003

An 1/21.6 scaled experimental facility was prepared utilizing the results of a scaling analysis to simulate the APRI400 reactor and insulation system. The behaviors of the boiling-induced two-phase natural circulation flow in the insulation gap were observed, and the liquid mass flow rates driven by natural circulation loop were measured by varying the wall heat flux, upper exit slot area and configuration. And non-heating experiments have also been performed and discussed to certify the hydraulic similarity of the heating experiments by injecting air equivalent to the steam generated in the heating experimental condition.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2002.08a
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• pp.411-414
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• 2002

The CHFG(Critical Heat Flux in Cap) test results have been evaluated to quantify the critical powers in hemispherical narrow gaps and Park's correlation has been verified. For verification of the Park's correlation, the critical powers in hemispherical narrow gaps have been measured using water at a pressure of 0.1-0.3 WPa for the hemispherical gap thickness of 1.0mm, and the heated top diameter of 238mm The measured critical powers were compared with Park's and Monde's correlation. As a results, the Park's correlation was most accurate of other correlations, however, estimated the critical powers somewhat larger than measured ones. So, it was suggested that the diameter factor in Park's correlation should be revised.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.315-320
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• 1996

원자력 발전소에서의 중대사고시, 고온의 노심 용융물이 원자로 공동으로 떨어지면 노심용융물과 콘크리트간의 반응(MCCI)에 의한 여러가지 현상으로 인해 격납용기의 건전성을 위협할 수 있다. 본 연구에서는 노심 용융물의 모사체로 고온의 Thermite 20kg을 영광 원자력 발전소 3, 4호기에 사용된 콘크리트 시편에 부어 중대사고시 MCCI 현상을 모사하였다. 실험에서는 국내 콘크리트에서의 침식율, 가스 및 입자 발생률을 측정하였다. 실험에서 측정된 용융물의 최고 온도는 약 2230 $^{\circ}C$이고, 콘크리트 시편으로의 최대 하부 열유속은 초기에 약 1.1~1.3 MW/$m^2$로 나타났으며, 전체적인 콘크리트의 침식 깊이는 약 15mm 그리고 초기의 최대 침식율은 129 cm/hr로 나타났다. 향후에 이 실험 결과를 MELCOR 코드의 MCCI 해석 모듈인 CORCON-MOD3의 해석 결과와 비교할 예정이다.

• Proceedings of the Korea Air Pollution Research Association Conference
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• 2003.11a
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• pp.510-511
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• 2003

서울 도심지 청계천 구역에서 대규모 하천 복원공사가 2003년 7월 1일부터 시작되었다. 공사구간은 연장길이 약 5.84km로서 이러한 도심지내 대규모 복원사업은 세계적으로도 그 사례가 드물다. 도시의 열환경을 해석ㆍ평가하는 데는 대상으로 하는 지역의 온도와 습도의 시ㆍ공간적 기상관측 자료가 중요한 정보가 된다. 그러나, 이러한 평가를 위하여 지금까지는 도시기후 모델을 이용한 수치 시뮬레이션에 의한 평가만 이루어 지고 있었으며, 실측에 의한 열환경 개선효과 등의 검증은 극히 미흡하였다. 사실 실측에 의한 검증을 위하여는 청계천 복원 전후의 관측과 충분한 관측지점 수의 확보가 이루어져야 한다.(중략)