• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.363-368
• /
• 1997

PWR 원전에서는 계획예방 정지운전시 효과적인 정지수화학 제어에 의해 일차계통 방사능 준위를 감소시키고 작업종사자의 피폭을 최소화하기 위해 정지운전 자료에 대한 보다 정확한 해석이 필요하다. 본 연구에서는 국내 PWR 원전 주기(A호기의 I 및 II주기와 B호기의 II주기)별 정지수화학 특성을 SCALP(Shutdown chemistry CALculation Program)프로그램으로 계산하고 정지운전 기간중 일차냉각재계통에서 제거되는 방사능량에 영향을 미치는 정지수화학 특성을 주요 인자별로 평가하였다.

• 항공우주시스템공학회지
• /
• 제12권4호
• /
• pp.90-97
• /
• 2018

고속 비행체의 연료공급 및 냉각계통의 통합설계를 위한 프로그램을 개발하고 이를 이용하여 예비설계 및 검증을 수행하였다. 개발된 설계 도구는 상용 열유체 시스템 설계 프로그램을 프레임워크로 이용하여 모듈 통합과 입출력 처리 등이 개선되었다. 모델의 형상 및 열환경 변수를 입력하여 구성품의 상태량을 계산하고 모사를 통하여 설계 요구조건 충족을 확인할 수 있다. 이 프로그램을 사용하여 시스템의 세부 구성품 규격 선정에 적절하게 사용할 수 있음을 나타내었다.

• 한국경영과학회:학술대회논문집
• /
• 대한산업공학회/한국경영과학회 1996년도 춘계공동학술대회논문집; 공군사관학교, 청주; 26-27 Apr. 1996
• /
• pp.717-722
• /
• 1996

본 연구는 위험성이 큰 화학플랜트에서 크실렌 산화공정의 냉각계통에 잠재한 위험성을 HAZOP (Hazard and Operability Studies) 기법을 통하여 잠재한 위험공정부분을 미연에 파악하고 이를 평가하여 안전의 효율성을 높이며, 또한 평가후 이를 전문가시스템을 통하여 취약점을 미연에 파악할 수 있도록 냉각장치의 전문가시스템을 제시하고자 한다.

• 한국동물학회:학술대회논문집
• /
• 한국동물학회 1994년도 한국생물과학협회 학술발표대회
• /
• pp.108.1-108
• /
• 1994

• 대한전기학회:학술대회논문집
• /
• 대한전기학회 2011년도 제42회 하계학술대회
• /
• pp.1999-2000
• /
• 2011

본 연구의 목적은 발전소의 정상적인 출력운전을 위해 필요한 주요 계통의 기능에 영향을 미쳐 발전소 불시정지를 유발할 수 있는 핵심 기기, 즉, 발전정지유발기기의 설치 개소를 체계적인 방법을 통하여 정밀 분석하고, 해당 기기의 고장모드와 그 영향을 검토하여 이를 방지하기 위한 대책을 수립하도록 하는 것이다. 발전정지유발기기의 평가는 발전소 종사자로 하여금 가동 중 발전소에서 발생 가능한 발전정지 영향기기와 그들의 상호관계를 이해하고, 정량적 평가를 통해 해당기기들의 발전소 발전정지 영향을 시각적으로 확인하여 불시 발전정지를 예방할 수 있는 대응 논리를 인지할 수 있도록 하는데 그 목적이 있다. 원자로냉각재계통에 대한 발전정지유발기기(SPV, Single Point Vulnerability)를 분석하기 위해 고장모드영향분석(FMEA, Failure Mode Effect Analysis)을 수행하고 상세 고장수목을 개발하여 통합단위의 계통 분석을 수행하였다. 분석결과 원자로냉각재계통의 발전정지유발기기는 원자로냉각재 펌프와 가압기 주살수 밸브의 제어회로에 집중되어 있는 것으로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제27권2호
• /
• pp.165-175
• /
• 1995

가압경수로의 과압보호계통은 가장 심각한 비정상 과도운전시 원자로냉각재계통의 압력을 설계압력의 110% 이내로 유지시킬 수 있는 충분한 용량으로 설계되어져야 한다. 본 연구에서는 ABB-CE 설계의 2825 MWt 가압경수로에 기존의 스프링 탑재형 가압기 안전밸브 대신 SEBIM-POSRV를 채택할 경우 과압보호 기능 수행의 가능성을 연구하였다. 과압보호 기능을 수행하기 위한 SEBIM POSRV의 크기 및 작동 설정치를 영광 3, 4호기의 과압보호 해석에 사용했던 LTC 전산코드를 이용한 분석을 통해서 결정했다. 분석 결과 monobloc SEBIM POSRV를 이용한 과압보호계통은 원자로냉각재계통의 압력을 설계 압력의 110% 이내로 유지시킴으로써 ABB-CE 형태의 2825 MWt급 가압경수로에서 과압보호 기능을 수행할 수 있음이 입증되었다.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
• /
• 한국소음진동공학회 2014년도 추계학술대회 논문집
• /
• pp.181-184
• /
• 2014

Loose Parts Monitoring System(LPMS) monitors loosened or detached parts and foreign parts inside the pressure boundary of a reactor coolant system (RCS). It is difficult to discriminate valid signal from LPMS alarms at full power since the signal pattern by thermal shocks and structure friction are similar to those by loose metal impacts. In addition, It is more difficult to discriminate the impact signals induced by the rod driving, sensor hard-line movement and loosened component since they have similar frequency characteristics with valid signals. This paper classifies the signal patterns by analyzing actual LPMS signal captured during nuclear power plant operation.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제16권3호
• /
• pp.389-396
• /
• 2018

국내 가동원전 중 2-루프 가압경수로인 고리1호기는 약 40년 운전한 후, 2017년 6월 18일 영구정지되었다. 영구정지된 고리 1호기는 주요 해체작업을 수행하기전에 계통내 선량률을 저감시켜 작업자피폭을 최소화하기 위한 계통제염을 수행할 예정이다. 일반적으로, 계통제염 범위는 원자로압력용기, 가압기, 증기발생기, 화학 및 체적제어계통, 잔열제거계통 및 원자로 냉각재계통 주요배관을 포함한다. 이러한 계통 및 기기 등을 효율적으로 제염하기 위해서는 제염과정에서 원자로냉각재계통내 유동특성을 평가할 필요가 있다. 계통제염을 위해 순환유량을 제공하는 방법은 다양하나, 본 논문에서는 잔열제거펌프 운전에 따른 고리1호기 원자로냉각재계통내 유동특성을 평가하였다. 잔열제거펌프를 이용한 계통제염은 원자로냉각재 내 유량의 불균형을 초래하여 계통내 기기 및 배관 등에 불순물을 침적시켜 제염이 효율적이지 않다는 것으로 평가되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제17권4호
• /
• pp.290-301
• /
• 1985

600MW(e)급 CANDU형 원자로의 1차 냉각재계통은 2개의 “8자” 모양 루프로 구성되며 정상운전중 원자로 출구헤더 (ROH)의 설계 quality는 4%이다. 이러한 루프내 2부분에 압축성 유체의 존재 및 유동-quality-기포율의 정궤환 효과는 1차 냉각재계통 유동 불안정의 주요인이 된다. 계통의 안정을 위하여 설계 변경사항으로서 같은 루프의 ROH-HOH간 interconnect가 설치되었다. 본 논문은 정상운전시 1차 냉각재계통의 유동 불안정현상을 조사연구하며, 또한 interconnect가 유동 안정성에 미치는 영향 및 계통 고유의 유동 안정성에 대한 연구를 수행한다. 시간 영역의 안정성 분석은 ATHER코드로부터 보완된 ATHER/MOD-I 코드를 사용하여 분석한다. 가장 보수적인 계통 모형, 즉 대칭형 루프의 유동은 발산하며, interconnect를 설치함으로써 계통의 유동 안정성은 크게 향상되어 안정된다. 그러나 보수적인 가압기 모델을 사용 분석하였을 경우라도 계통의 유동 안정성은 보장됨을 알 수 있다. 실제적인 계통 즉 가압기와 interconnect를 모사한 경우의 계통 안정성은 크게 보장된다. 결론적으로 비록 interconnect는 계통의 안정성을 크게 향상시키나 가압기 등 계통 고유의 유동 안정성은 매우 커서 interconnect가 설치되지 않았더라도 1차 냉각재 계통의 유동 안정성을 보장함을 알 수 있다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.387-391
• /
• 1997

냉각재중의 방사능을 띤 성분 중에는 이온교환기에서 제거가 가능한 이온성분과 함께 필터에 의해서 주로 제거되는 입자성 물질로 존재한다. 운전중의 냉각재내 방사성 부식생성물의 물리적 조성 분포 측정 결과에 따르면 90%이상이 0.45$mu extrm{m}$필터에 의해 제거되는 입자성 물질로 구성되어 있다. 이로 인해 새수지 충전후 얼마 사용하지 않은 탈염기의 제염계수가 탈염기에서 완벽한 제거가 어려운 입자성 부식생성물로 인해 10이하를 나타낼 수 있다. 1차계통에 쓰이는 수지의 성능검사를 위해 사용하고 있는 현재의 제염계수 측정법은 다음과 같은 두가지 이유로 완벽하지 않음을 알 수 있다. 첫째, 냉각재중의 방사능을 띤 성분중에는 이온교환기에서 제거가 가능한 이온성분과 함께 필터에 의해 제거되는 입자성 물질도 함께 존재하므로 탈염기의 제염계수 측정 절차는 입자성 물질을 배제한 후 측정해야 하며, 특히 수치 교체를 결정하기 위한 제염계수 측정시에는 여과된 여액으로 방사능 농도를 측정하는 것이 바람직하다. 둘째 운전중인 냉각재의 시료중에는 핵분열 수율이 높고 핵연료봉 손상부위로 유출이 용이한 불활성 기체핵종들이 많이 존재하며, 탈염기 후단에서 채취한 시료중에도 많이 존재하고, 시료 이송과 방사능 측정동안의 짧은 시간동안에도 계속 붕괴반응함으로서 새로 생긴 핵종으로 인해 마치 탈염기의 제거능이 낮은 것으로 오판될 수 있다. 이러한 측정 오차인자를 고려하여야 1차계통 탈염기의 교환능력을 정확히 판정할 수 있다.