• Nuclear Engineering and Technology
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• 제12권1호
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• pp.9-18
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• 1980

냉각재 상실사고에 따르는 rewetting현상을 연구하기 위하여 대기압에서 단일가열관을 사용한 재관수 실험을 수행하였다. Yamanouchi 이론을 바탕으로한 1차원 및 2차원 열전도 해석을 본 실험조건과 일치시키기 위해 수정하여 실험결과와 비교 검토하였다. 하부재관수 해석에서는 unrewetted 구역에서 증기의 열전달이 고려 되어야 한다는 것을 알았다. 실험을 통해 revetting속도는 시험관의 초기벽온도, 냉각재 유량, 냉각재 온도에 따라 달라진다는 것을 알았다. rewetting 온도와 열전달 계수를 평가하기 위한 보다 나은 방법의 개발이 필요하다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.46-51
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• 1997

최근 경수로 핵연료 손상 원인 중의 하나인 연료봉 마모(Fretting Wear)가 지지격자의 스프링력 저하뿐만 아니라 원자로 냉각재 유동에 기인한 집합체 진동(Self-excited Fuel Assembly Vibration)에 의해 유발될 수 있는 것으로 밝혀져 해외 연료공급자들은 새로운 연료개발시 집합체 유동시험을 수행하여 냉각재 유동에 의한 집합체 진동 여부를 확인하고 있다. 본 연구에서는 경수로 핵연료집합체에 대한 모드해석 및 진동시험으로부터 고유진동수 및 진동모드형태를 구하여 모의 집합체 유동시험 결과와 비교 평가하였고 냉각재 유동에 의해 과도한 집합체 진동이 발생됨을 확인하였으며 가연성흡수봉집합체를 삽입한 경우에 대한 유동시험 결과와도 비교하였다. 또한, 이들 집합체의 진동 변위량과 손상 연료의 마모량 분포의 상관성을 비교 평가하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권2호
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• pp.161-167
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• 1994

본 논문은 비상노심냉각계통을 필요로 하지 않는 압력관형 피동 수냉각로 개념을 제시한다. 여기서는 사고시 핵연료에서 생성되는 열을 감속재로 효과적으로 전달시키기 위해 금속 핵연료 매트릭스를 사용하는 핵연료 채널을 채택한다. 정상 운전시에는 보통의 냉각재가 핵연료를 냉각시키지만, 냉각재상실사고를 포함하여 정상적인 냉각계통의 작동이 이루어지지 않을 경우에는 피동 감속재냉각계통에 의해 핵연료가 냉각된다. 유한요소 코드를 이용한 해석 결과, 정상 상태 및 사고시 핵연료 온도를 허용 한도 이내로 유지할 수 있는 것으로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권6호
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• pp.811-824
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• 1995

CANDU 핵연료봉의 휨 열적 휨 멘트와 수력학적 견인력 및 기계적 하중에 기인하는 휨 모멘트에 의하여 일어난다. 여기서, 연료봉 휨은 연료봉 축방향 중심선으로부터의 측면 처짐으로 정의한다. 본 논문에서는 연료봉 축방향 중심선에 대한 비대칭 온도불포에 의해 핵연료 피복관 자체와 피복관과 소결체의 상호작용 부위에서 발생하는 열적 휨만을 취급한다. 이를 위해 1).소결체와 피복관사이의 기계적 상호작용을 무시한 조건에서의 핵연료 피복관의 휨과 2) 소결체와 피복관의 온도 변화에 기인하여 발생하는 소결체와 피복관 사이의 기계적 상호작용을 고려한 조건에서의 연료봉 휨을 혼합 고려하고, 각각에서 피복관의 비대칭 온도분포가 (i) 냉각재의 불완전한 혼합에 따른 비균질 냉각재 온도, (ii) 핵연료 피복관과 냉각재 사이의 비균질한 열전달 계수, (iii) 핵연료내 반경 방향으로의 중성자속 감쇄에 의한 비대칭 열 발생 등의 복합적효과에 의해 발생되는 것으로 고려하여 피복관의 대칭온도 분포까지 포함 할 수 있는 열적 휨의 일반적 해석 공식을 제시하였다. 본 휨 공식에 사용되는 모든 변수에 대한 민감도 분석을 통해, 핵연료봉 길이, 피복관 내경, 냉각재 평균 온도 및 변화 인자, 소결체 -피복관 기계적 상호 작용 인자, 중성자속 감쇄 인자, 핵연료 열팽창 계수, 피복관-냉각재 열전도 계수 등의 변화가 피복관 두께, 피복관-냉각재 열전달 계수, 피복관 열팽창 계수, 핵연료-피복관 열전달 계수 등의 변화보다 핵연료봉의 열적 휨에 상대적으로 더욱 영향을 미치는 것으로 밝혀졌다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.885-890
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• 1998

SMART 냉각재순환펌프는 수직형 축류펌프로 분류되며 작동되는 환경의 특성상 캔드모터 펌프로 설계하였다. 냉각재순환점프의 전체 구조에 대한 개념설계를 수행하였으며 펌프의 주요부품인 회전측 집합체, 베어링 집합체, 전동기를 설계하였다. 베어링의 구조와 형상설계를 수행하였고 전동기는 농형유도 전동기로 설계하였으며 회전자의 슬롯에 대한 상세설계와 고정자의 슬롯에 대한 상세설계를 수행하였다. 앞으로 회전축의 동특성 해석, 임펠러의 캐비테이션 시험, 베어링의 내구성 시험, 펌프몸체의 응력해석을 수행할 예정이다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.42-47
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• 1996

기존의 우회배관을 제거하고 원자로냉각재배관에 직접 RTD를 삽입하여 온도를 측정할 경우 취수부내의 유속이 기존에 비해 어떻게 변하는지 고찰하고자 한다. 이는 RTD응답시간 요건을 만족하기 위해서는 RTD SCOOP 내부유속이 3ft/sec이상이 되어야만 하기 때문에 중요하다. 이러한 유속을 계산하기 위해 취수부를 단순화하고 보수적인 가정에 의해 유체역학적으로 계산한 결과 이러한 요건을 만족하는 결과를 얻을 수 있었다. 또한 흡입구와 출구 Hole에서 차압의 대부분이 발생하므로 이부분의 부차계수가 유량계산에 절대적으로 영향을 미치고 있으며 아울러 원자로냉각재유량의 크기에 따라 미치는 영향을 계산한 결과 거의 비례적으로 증가하고 있으며 출구직경을 확대하므로 유량을 3.5 ft/sec까지 증가시킬 수 있다는 결과를 얻었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.233-238
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• 1997

위그너분포(Wigner Distribution)를 이용하여 진동신호를 분석하고, 신경회로망을 이용하여 온라인으로 진동발생에 따른 냉각재펌프의 이상상태를 진단하고자 하였다. 진동신호 분석을 위하여 현재 정상 가동중인 원전 냉각재펌프의 진동신호와 Rotor Kit으로부터 이상상태에 대한 모의신호를 추출하였다. 본 연구에서 진동신호 분석을 위하여 시간 및 주파수성분을 동시에 표현가능한 위그너분포 이론을 적용하므로써 기존의 시간 및 주파수성분을 별도로 표현하던 방법보다 신호분석이 용이함을 확인하였으며, 이 신호분석 결과를 바탕으로 역전파 신경회로망의 패턴인식 및 분류 특징을 이용한 진단결과는 실험데이타 량에 비추어 만족할 만한 인식률을 보였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.205-209
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• 1996

원자로 입구노즐에서 원자로 냉각재 펌프에 의한 맥동압력 준위를 원자로 하향통로와 저온 관을 상관시켜 예측하는 방법에 관하여 분석하였다. 원자로 하향통로에서의 맥동압력은 원자로 내부구조물의 건전성 평가에 쓰이는 중요한 인자로 이 값을 정확히 구하기 위해서는 경계조건인 입구노즐에서의 맥동압력을 정확히 예측해야 한다. 이를 위해 원자로 하향통로와 저온관을 상관시켜 원자로 입구노즐에서의 펌프에 의한 맥동압력 준위를 계산하였으며 Palo Verde Unit 1의 실험치와 비교 분석하였다. 분석 결과, 제시된 맥동압력 준위 예측모델은 500℉의 경우 비교적 잘 일치하였으나, 565℉의 경우 상당한 차이가 있었으므로 추가적인 검토 및 수정 작업이 요구된다.

• 한국어업기술학회:학술대회논문집
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• 한국어업기술학회 2000년도 춘계수산관련학회 공동학술대회발표요지집
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• pp.59-60
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• 2000

냉각탑(Cooling Tower)은 가열된 물을 냉각, 재순환시켜 냉각수로 재사용하는 일종의 열교환장치로서, 빌딩, 호텔, 병원, 백화점 및 극장 등과 같은 대형건물의 냉동공조시스템에 필수적으로 사용되는 것은 물론이고, 주물공장, 냉동공장 및 석유화학플랜트 등의 중화학공장과 같은 대형공장에도 중요한 Utility설비 중의 하나이다. 이 냉각탑은 각 구성품의 재질은 주로 FRP와 철구조물로 되어있고, 대기 중에서 물 또는 수증기와 직접 접촉하므로 강한 부식성 환경에 노출되어 있다.(중략)

• 한국추진공학회:학술대회논문집
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• 한국추진공학회 2011년도 제37회 추계학술대회논문집
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• pp.671-674
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• 2011

한국기계연구원에서는 원자로냉각재펌프의 완전특성을 시험할 수 있는 시험 설비를 구축하였다. 이 설비는 유량은 최대 2,000 m3/hr, 동력은 최대 132 kW까지 펌프 및 수차의 시험이 가능하다. 본 논문에서는 완전특성 시험장치 및 시험방법, 이를 이용한 원자로냉각재펌프의 시험결과를 소개하고자 한다.