• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.707-712
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• 1998

이종 코드에 의한 CE형 발전소의 대형 냉각재 상실 사고 해석이 수행되었다. 이 연구는 상대적으로 최근에 개발된 웨스팅하우스 대형 냉각재 상실 사고 해석 코드를 사용하여 영광 3&4호기의 대형 냉각재 상실 사고를 계산해 봄으로써 CE 대형 냉각재 상실 사고 해석 코드의 개선 방향을 고찰하는 것을 목적으로 하였다. 계산은 가장 제한적인 대형 냉각재 상실 사고의 Blowdown 및 Refill 기간 동안 수행하였다. 이 기간 동안의 RCS내 열수력적 거동 및 연료봉 온도 변화는 CE 대형 냉각재 상실 사고 해석 코드를 사용하여 계산한 경우와 크게 다르지 않음을 확인하였다. 따라서 향후 CE 대형 냉각재 상실 사고 해석 코드의 성능 개설은 Reflood 해석용 코드의 개선 및 개발을 중심으로 이루어져야 한다는 결론을 얻었다.

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 1996.04a
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• pp.100-104
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• 1996

신형경수로의 설계 대안으로서 기존 가압경수로와 가압중수로의 단점들을 극복하고, 장점들을 채택한 새로운 중수감속 경수로의 노심 설계를 제안하였다. 기존 가압중수로의 압력관내에 경수를 냉각제로 순환시키며 중수를 감속재로서 압력관 외부에 배치하였으며, 핵연료로서 농축우라늄을 사용하는 설계 개념은 많은 설계 장점을 갖는다. 본 연구에서는 시스템은 기존 CANDU의 설계를 입증기술로서 가능한 그대로 채택하고, 핵연료와 냉각재에 대해 핵설계를 수행하여 핵적 타당성을 검토하였다. 핵연료다발은 월성 2호기 사양을 그대로 사용하여 37봉 핵연료 다발로 하였으며, 농축도, 봉간간격, 핵연료다발간 간격들을 변형시켜 높은 연소도를 확보하면서 냉각재 온도계수와 감속재 온도계수가 음의 안전성을 갖는 원자로가 설계될 수 있음을 확인하였다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2002.07b
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• pp.747-749
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• 2002

초전도 마그네트 시스템의 냉각방법 중, 액체 헬륨등의 극저온 유체를 이용한 액체냉각방식이 극저온 냉동기를 이용한 직접 전도냉각 방식에 비해 신뢰도가 높은 열적 안정성으로 인하여 현재도 많은 초전도 마그네트 시스템이 액체냉각방식을 이용하고 있다. 그러나, 고가의 극저온 액체의 재충전으로 인하여 경제성이 낮고 취급이 불편한 단점이 있다 이러한 액체냉각방식의 단점을 보완하고자 극저온 유체를 시스템 안에서 직접 응축하여 재충전을 하지 않는 재응축형 시스템을 개발하여 실험하였다. 실험에 사용한 초전도 마그네트 시스템은 상온보아 1270 mm. 최대자장 0.3 T로 설계되었고, 금속 전류도입선과 HTS 전류도입선을 복합적으로 사용하였으며, 복사차폐막 냉각용 극저온 냉동기와 헬륨 재응축용 극저온 냉동기를 사용하였다. 초전도 마그네트는 200 A에서 1600 gauss의 자장으로 운전하였고 극저온 용기에서는 0.05 bar의 압력으로 액체 헬륨이 증발하지 않고 유지되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.6
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• pp.811-824
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• 1995

The CANDU element bowing is attributed to actions of both the thermally induced bending moments and the bending moment due to hydraulic drag and mechanical loads, where the bowing is defined as the lateral deflection of an element from the axial centerline. This paper consider only the thermally-induced bending moments which are generated both within the sheath and the fuel and sheath by an asymmetric temperature distribution with respect to the axis of an element The generalized and explicit analytical formula for the thermally-induced bending is presented in con-sideration of 1) bending of an empty tube treated by neglecting the fuel/sheath mechanical interaction and 2) fuel/sheath interaction due to the pellet and sheath temperature variations, where in each case the temperature asymmetries in sheath are modelled to be caused by the combined effects of (i) non-uniform coolant temperature due to imperfect coolant mixing, (ii) variable sheath/coolant heat transfer coefficient, (iii) asymmetric heat generation due to neutron flux gradients across an element and so as to inclusively cover the uniform temperature distributions within the fuel and sheath with respect to the axial centerline. As the results of the sensitivity calculations of the element bowing with the variations of the parameters in the formula, it is found that the element bowing is greatly affected relatively with the variations or changes of element length, sheath inside diameter, average coolant temperature and its variation factor, pellet/sheath mechanical interaction factor, neutron flux depression factor, pellet thermal expansion coefficient, pellet/sheath heat transfer coefficient in comparison with those of other parameters such as sheath thickness, film heat transfer coefficient, sheath thermal expansion coefficient and sheath and pellet thermal conductivities.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.12 no.1
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• pp.9-18
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• 1980

Reflood experiments under atmospheric pressure have been conducted with a single heated tube to investigate basically the rewetting phenomena following a LOCA. Experimental conditions are 180cm length of test tube, wall temperature range of 300-80$0^{\circ}C$, coolant flooding rate of 5-30cm/sec. and subcooling of 35-85$^{\circ}C$. Experiments show that the rewetting velocity is dependent on the initial wall temperature of test tube, coolant flow rate and coolant subcooling. It is required to develop the proper method to evaluate the rewetting temperature and the heat transfer coefficient.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.684-689
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• 1998

전기출력 150 MWe(열출력 392 MWth)의 U-Zr 이원합금핵연료 사용 소형노심인 액채금속로 KALIMER 98.03 설계 노심에 대하여 열수력 특성을 분석하고, 그 결과를 97.07 설계 노심의 열수력 설계특성과 비교.분석하였다. 분석을 위해서 냉각재 유량배분 계산에 ORFCE-F, 유량배분에 따를 온도계산에는 ORFCE-T를 사용하였는데, 이들은 현재 KALIMER 개발의 개념설계 초기 단계에서 사용하고 있는 모듈이다. 열수력 특성 분석은 먼저 각 집합체의 출력과 핵연료봉의 최고 선출력에 따라 유량그룹을 설정하고, 각 집합체의 최고온도 연료봉에 대하여 냉각재 온도, 피복관 중심온도, 핵연료 중심온도 등을 계산하는 방식으로 수행한다 열수력 특성분석 결과 98.03 설계 노심이 97.07 설계 노심에 비해 노심내 출력분포가 더욱 평탄화 되어, 노심 유량영역은 16개에서 11개로 감소되었고, 그에 따를 온도계산에서도 피복관 중심에서의 2$\sigma$ 온도가 6$65^{\circ}C$에서 628$^{\circ}C$로 낮아지는 둥 매우 향상된 설계임을 알 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2015.08a
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• pp.255-255
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• 2015

국제핵융합실험로(ITER)의 3대 목표 중 하나는 핵융합로 개발을 위한 삼중수소증식블랑켓 개념을 시험하고 검증하는 것이며, 이를 위해 시험증식블랑켓(TBM, Test Blanket Module) 프로그램을 마련, 각국이 참여할 수 있도록 하고 있다. 한국도 2012년 국가핵융합위원회 결정에 따라, EU, 일본, 중국, 인도와 함께 TBM 프로그램에 참여하고 있으며, 2021년 설치를 목표로 헬륨냉각 고체증식재 개념의 HCCR (Helilum Cooled Ceramic Reflector) TBM을 설계, 개발하고 있다. 한국형 TBM은 총 4개의 서브모듈과 하나의 후벽(Back Manifold, BM) 으로 구성되며, 각 서브모듈은 플라즈마와 대면하는 일차벽(First Wall, FW), 증식재와 증배재, 반사재를 담고 있는 증식영역(Breeding Zong, BZ), 냉각재 매니폴드 및 구조물 역할을 하는 측벽(Side Wall, SW) 등의 기능부품으로 구성되어 있다. 냉각재는 8 MPa, $300-500^{\circ}C$의 고온고압헬륨을 사용하고, Li2SiO4 혹은 Li2TiO4 형태의 Li 세라믹 증식재를 사용하며, 중성자 증배를 위해 Be 증배재 및 흑연 반사재를 사용한다 [1-3]. 2015년 2월 개념설계검토(CDR, Conceptual Design Review)를 위해, TBM-shield를 포함한 TBM-set 설계가 완료되었으며, 열수력, 구조, 지진, 전자기, 복합하중에 대한 평가가 진행되었다. 본 논문에서는 이 중 H/He-phase에 시험될 EM-TBM과 D-T phase에 시험될 INT-TBM에 대한 열수력 성능 결과를 소개하였다[5]. 각각의 열부하 조건은 0.17과 $0.3MW/m^2$이며, 중성자 조사는 D-T phase 에서만 고려되었다. 구조재 및 사용된 기능소재별 온도 요건을 정의하고, 성능해석 결과와 비교하였으며, 이를 통해 모든 온도 요건을 만족함을 최종 확인하였다. 이러한 온도 분포는 열응력 평가를 위해 구조해석 입력자료로 활용되었다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2000.07d
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• pp.2501-2503
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• 2000

본 연구는 윈자력발전소 원자로 냉각재 계통의 가압기 밀림배관내에서 서로 다른 온도의 유체가 밀도차에 의해 분리된 채 존재하는 열성층의 온도를 감시할 수 있는 시스템을 개발한다. 개발된 온도 감시 시스템은 국내원자력발전소 중 가장 오래된 고리원자력발전소 1호기의 수명연장과 관련하여 가압기 밀림배관의 열성층 온도를 측정하므로써 열성층화에 따른 배관의 건정성 여부를 평가하는데 사용한다.

• Journal of Korea Foundry Society
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• v.28 no.5
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• pp.217-220
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• 2008

본 연구에서는 유한요소법을 적용한 수치해석을 이용하여 타이어 제조용 금형을 생산하기 위해 사용되는 주조재의 열적 특성에 관하여 조사해 보았다. 고 품질의 정밀도가 좋은 타이어를 제조하기 위해, 일반적으로 타이어 제조용 금형의 주조재로 많이 사용되고 있는 알루미늄 합금과 비교 대상으로 연강을 선정하여 각각의 주조재에 대한 응고과정에서의 온도분포와 응력분포 결과를 수치적으로 계산해 보고 결과를 예측해 보았다. 수치해석을 통한 결과에서, 알루미늄 합금을 사용한 금형의 냉각과정 동안의 온도분포는 연강에 비해 보다 더 안정적으로 나타나는 것을 확인하였으며, 응력분포 결과 또한 알루미늄 합금 금형이 연강에 비해 정밀도를 향상시키고 좋은 품질의 제품을 얻는 데 보다 나은 것으로 나타났다. 그리고 금형의 온도분포와 응력분포는 금형의 냉각과정 동안 주조재의 초기 냉각온도에 의해 크게 영향을 받는 것으로 사료된다. 마지막으로, 이러한 수치해석에 의한 금형의 열적 특성 예측은 향후 고품질, 고정밀도의 금형 생산을 위한 예비성능평가 방법과 경제적 측면에서 매우 유용하게 활용할 수 있을 것으로 보인다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.532-537
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• 1996

영광 1호기의 일차계통인 원자로 냉각재 평균온도( $T_{avg}$)를 적정값으로 미세조정하여 운전할 때, 2차계통 주요 운전변수인 주증기압력이 상승하고 터빈출력이 상승함을 발견하여 이에 대한 터빈사이클 열성능 변화를 발전소 전체 열평형 계산에 의해 정량적으로 파악하고, 그 원인을 열역학 2법칙에서의 엔트로피개념을 이용한 유용에너지의 최대값인 엑서지이론을 적용하여 분석하고자하였다. 분석 결과 열평형 계산에서는 전체 열량의 대부분인 63.2%가 복수기에서 손실되는 것으로 나타나는 반면, 열역학 제2법칙의 엑서지를 이용한 분석에서는 비가역손실이 주로 터빈(전체 엑서지의 12.7%)에서 일어나고 그 다음이 복수기(5.7%), 급수가열기(2.1%) 그리고 1,2단 재열기 (1.0%)의 순으로 전체 사이클에서 일어나며, 주증기 압력이 상승할 때 터빈 출력이 상승하는 주원인은 주증기의 유용성(엑서지)이 크게 증가하는 것에 비해 터빈사이클에서의 비가역손실은 적게 증가하기 때문으로 나타났다.다.