• Proceedings of the Korea Water Resources Association Conference
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• 2008.05a
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• pp.1599-1603
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• 2008

발전소 냉각수 배수로에는 유속 2 m/s 이상의 빠른 흐름의 수로가 존재하여 수력발전을 꾀할 수 있어, 하동화력의 경우 조류발전 수차인 헬리컬 수차를 이용한 수력 개발이 진행 중이다. 하동화력 배수로는 약 630 m의 암거와 약 250 m의 개수로로 이루어져 있는데, 현재 상업용 발전설비 개발을 위해 시험용 수차발전 설비를 개수로로 이어지는 암거 출구부에 설치하여 성능 시험을 추진하고 있다. 이에 본 연구에서는 발전 설비의 설치로 인한 수위 증가가 냉각수 순환 계통에 미치는 영향을 파악하기 위하여 배수로 구간의 수위변화 또는 압력변화를 수치해석을 통해 분석하였다. 배수로 암거 출구부에 가로 3.6 m ${\times}$ 세로 1.5 m 헬리컬 수차 1 set를 설치하는 경우 저조시에는 seal well 후단(하류측)의 수위가 seal well의 위어 정부표고를 넘지 않아 수차구조물에 의한 압력변화가 상류로 미치는 영향이 없었다. 그러나 고조시에는 seal well 전 후단이 만관 관수로 흐름이 되어 하류의 압력변화가 상류로 전파되었다. 단, 수차구조물을 설치한 경우 순환수 펌프를 처음 기동할 때 압력파의 전파로 인해 초기 약 10 분간 불안정한 압력변화가 발생하나 수차구조물 설치 전인 현상태에서 발생하는 압력변화 범위를 벗어나지는 않고 이내 안정되며, 수차구조물 설치로 인한 수위 증가분만큼의 펌프 양정고 증가로 소요 동력이 증가할 수 있으나 0.2 m 내외의 미약한 증가이므로 정상 운전에는 문제가 없을 것으로 판단되었다. 따라서 수차구조물 설치 시, 저조시에는 순환수계통에 영향을 주지 않으며, 고조시에도 일부 시간 동안 미약한 수두변화만 있을 뿐 순환수 계통의 안전에는 지장을 주지 않을 것으로 확인되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.160-165
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• 1996

중수로형 원전에서 일차측 냉각수를 순환시키는 주연수송펌프가 정상운전중 갑자기 정지하는 사고를 강제순환 상실사고라 한다. 강제순환 상실사고는 주열수송계통을 과도압력상태로 만들며, 일반적으로 펌프에 공급되는 IV등급전원 상실사고와 기계적 손상에 의한 주열수송펌프 고착사고로 분류할 수 있다. 본 논문에서는 강제순환 상실사고에 대하여 중수로계통설계의 열수력 해석코드인 SOPHT를 이용하여 주열수송계통의 과도압력상태를 해석하였다. 카나다 원자력 규제위원회(AECB)의 과압 방지조건인 R-77 요구조건에 적절한 유효트립변수를 결정하기 위한 해석이 수행되었으며, 증기발생기 오염상태와 액체방출밸브 작동여부가 고도압력상태에 미치는 영향을 고찰하여 보수적 조건을 제시하였다. 또한 위와같이 결정된 보수적 조건을 근거로 ASME 코드에 명시된 과압 한계치에 대한 만족여부와 과도압력상태에 따른 주열수송계통의 열수력학적 거동을 고찰하여 보았다. 해석결과, 강제순환상실사고시 주열수송계통은 R-77 요구조건에 적합한 원자로트립변수에 따라 안정화되었으며, 계통의 최대압력은 ASME 코드가 규정한 한계치내에 있음을 알 수 있었다.

• Journal of Korean Society of Coastal and Ocean Engineers
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• v.22 no.2
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• pp.67-72
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• 2010

In this study, the impact on the circulating water system has been analyzed due to an installation of helical turbine to develop hydro-kinetic energy at the discharge channel of the power plant. Numerical simulations of velocity and pressure variations have been performed when one set of $3.6\;m\;{\times}\;1.5\;m$ sized helical turbine is installed at the outlet of discharge culvert. In case of mean sea level, change of downstream water surface elevation does not affect upstream elevation of the weir because its propagation is blocked by the seal well weir. However in case of highest high water level, change of downstream elevation affects upstream elevation because flow pattern in discharge culvert becomes the full pipe flow with submerged weir. Although an unstable pressure change occurs in upstream of the weir during the intial 10 minutes after beginning of the discharge, it becomes stable after that time. In addition, a rise of water surface elevation by 0.2 m is observed but it is concluded that it hardly affects the safety of circulating water pump (CWP) although its required power is increased more or less. Therefore, the increase of required power of CWP needs to be considered for evaluation of the helical turbine applicability.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2010.05a
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• pp.77-78
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• 2010

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2010.05a
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• pp.97-98
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• 2010

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2010.10a
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• pp.127-128
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• 2010

• Journal of Energy Engineering
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• v.28 no.4
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• pp.103-110
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• 2019

The domestic innovative power reactor named iPOWER will employ the passive molten corium cooling system(PMCCS) to cool down and stabilize the core melt in the severe accident. The final design concept of the PMCCS is yet to be determined, but the in-vessel retention through external reactor vessel cooling has been also considered as a viable strategy to cope with the severe accident. In this study, the two-phase natural circulation flow established between the reactor vessel and the insulation was simulated using a thermal-hydraulic system code, MARS-KS. The flow path of cooling water was modeled with one-dimensional nodes, and the boundary condition of the heat load from the molten core was defined to estimate the naturally-driven flow rate. The evolution of major thermal-hydraulic parameters were also evaluated, including the temperature and the level of cooling water, the void fraction around the lower head of the reactor vessel, and the heat transfer mode on its external surface.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.430-436
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• 1997

피동형 원자로에서 냉각수 펌프의 작동불능시나 계통 내의 강제 순환이 충분치 못할 경우, 냉각수와 분리된 비상 저온 고농축의 붕산수를 노심에 피동으로 주입시키고 자연 대류에 의한 잔열 제거가 이루어져야 한다. PIUS형 원자로나 SPWR형 원자로에서는 Honeycomb구조의 Density Lock을 사용하여 Shutdown 및 잔열 제거 기능을 수행하며 정상운전시에는Primary Coolant(고온, 저농축 붕산수)와 Pool Water(저온, 고농축 붕산수)를 분리하고 있다. Density Lock을 사용할 경우, 기동 운전이나 출력 변경과 같은 비정상 운전시 Density Lock을 통하여 노심으로 Pool Water가 유입될 수가 있다. 따라서 불필요한 Pool Water의 유입을 방지하고 피동형 원자로의 설계 개념을 만족시키며, 피동적으로 강제 순환으로부터 자연 순환으로의 경로를 열어 줄 수 있는 Hydraulic Valve에 대한 이론적 해석을 수행하여 실제 밸브를 제작하여 실험을 통해 이론과 비교하고 Valve의 특성곡선을 개발한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.469-474
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• 1995

피동형 원자로에서 냉각수 펌프의 작동불능시나 계통내의 강제순환이 충분치 못할 경우, 냉각수와 분리된 비상저온 고농축의 붕산수를 노심에 피동으로 주입시키고 자연대류에 의한 잔열제거가 이루어져야 한다. PIUS형 원자로나 SPWR형 원자로에서는 Honeycomb구조의 Density Lock을 사용하여 Shutdown 및 잔열제거기능을 수행하며 정상운전시에는 Primary Coolant(고온, 저농축 붕산수)와 Pool Water(저온, 고농축 붕산수)를 분리하고 있다. Density Lock을 사용할 경우 기동운전이나 출력변경과 같은 비정상 운전시 Density Lock의 경계가 불안정하고 제어가 용이치 않으므로 Pool의 저온, 고농축 보론수가 Density Lock을 통하여 노심으로 유입될 수 있다. 따라서 불필요한 Pool Water의 유입을 방지하고 피동형 원자로의 설계개념을 만족시키며, 피동적으로 강제순환으로부터 자연순환으로의 경로를 열어줄 수 있는 Hydraulic Valve에 대한 이론적 해석을 수행하여 모델밸브의 주요변수와 제원을 결정하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.179-185
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• 1996

피동형 원자로에서 냉각수 펌프의 작동불능시나 계통 내의 강제 순환이 충분치 못할 경우, 냉각수와 분리된 비상저온 고농축의 붕산수를 노심에 피동으로 주입시키고 자연 대류에 의한 잔열 제거가 이루어져야 한다. PIUS형 원자로나 SPWR형 원자로에서는 Honeycomb구조의 Density Lock을 사용하여 Shutdown 및 잔열 제거 기능을 수행하며 정상운전시에는 Primary Coolant(고온, 저농축 붕산수)와 Pool Water(저온, 고농축 붕산수)를 분리하고 있다. Density Lock을 사용할 경우, 기동 운전이나 출력 변경과 같은 비정상 운전시 Density Lock을 통하여 노심으로 Pool Water가 유입될 수가 있다. 따라서 불필요한 Pool Water의 유입을 방지하고 피동형 원자로의 설계 개념을 만족시키며, 피동적으로 강제 순환으로부터 자연 순환으로의 경로를 열어 줄 수 있는 Hydrauric Valve에 대한 이론적 해석을 수행하여 실제 밸브를 제작하였다.