• 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.

• 플랜트 저널
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• 제14권4호
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• pp.33-38
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• 2018

본 연구에서는 복합화력발전소 백연방지 냉각탑의 동계운전시 백연발생을 방지하는 냉각수의 충전재 바이패스 비율이 설계치와 일치하는지에 대해 연구하였다. 29 Gcal/h 냉각용량인 백연방지 냉각탑의 운전 설계 습구온도는 $13^{\circ}C$에서 $-20^{\circ}C$ 범위이며, 이때 충전재 바이패스 비율 설계치는 0%에서 78 %로서, 외기온도 강하시 바이패스 비율 증가는 $2.36%/^{\circ}C$ 였다 발전소 정상운전 조건에서 냉각탑 유입공기의 습구온도가 $7.8^{\circ}C$에서 $-11.8^{\circ}C$ 범위에서의 실제 운전시 벡연방지를 위한 충전재 바이패스 비율은 23.8 %에서 74.3 % 범위로 측정되었다. 이때, 외기 습구온도 $7.8^{\circ}C$에서 $-9.55^{\circ}C$ 범위에서의 바이패스 비율 증가는 $2.71%/^{\circ}C$ 이었으며, 혹한기의 습구온도 $-10^{\circ}C$ 이하에서는 대기온도 강하에 따라 바이패스 비율 증가는 $1.61%/^{\circ}C$로 설계 대비 충전재 바이패스 비율 증가율이 감소되었음을 확인 하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.556-561
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• 1996

주증기관 파단사고가 발생하여 서로 다른 온도 및 유속을 갖는 냉각재가 원자로 용기에 유입 될 때 downcomer 및 lower plenum 에서의 혼합현상을 3차원 열수력 분석코드 COMMIX-lB［1］로 모사하여 노심입구에서의 온도분포를 결정하고, 결정된 온도분포를 이용하여 주증기관 파단사고에 대한 열적여유도를 분석하였다. 분석은 주증기관 파단사고시 노심입구온도의 비대칭성이 가장 큰 고리 1호기를 선택하여 수행되었으며, 15주기 교체노심 설계 결과와 비교하여 열적 여유도가 다소 증가함을 확인하였다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제20권1호
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• pp.49-55
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• 2024

Stainless 630 (or 17-4PH) is a precipitation-hardening martensitic stainless steel that has excellent mechanical properties and corrosion resistance. These characteristics make the STS630 to be used as a consisting material for various components such as spider, pin, spring, and spring retainer, of the control rod drive mechanism (CRDM) in pressurized water reactors (PWRs). In general, it is well known that the oxide layer of stainless steel consists of a duplex layer, a compact inner layer of FeCr₂O₄ spinel, and a coarse-grained outer layer of Fe₃O₄ spinel in PWR primary coolant condition. However, the characteristics of the oxide layer can be sensitively influenced by various water chemistry conditions such as temperature, dissolved oxygen, dissolved hydrogen, pH, pH adjuster type, and exposure time. In this work, we investigate the corrosion properties of the STS630 as a function of coolant temperature in an NH3 alkaline solution for its boron-free application in a small modular reactor, to confirm the feasibility for usage as a boron-free SMR structural material. As a result, oxide layer of corroded STS630 is consist of double-layer oxides consisting of a Cr-rich dense inner oxide and a Fe-rich polyhedral outer particles like as that in commercial PWR primary coolant. The corrosion rate of STS630 increases with increase in test time and temperature and the corrosion rate-time model equation was developed based on experimental data. Overall, it is expected that the results in this study provides useful data for the corrosion behavior of STS630 in alkaline environments, contributing to the development of selecting suitable materials for SMRs.

• 한국농업기계학회:학술대회논문집
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• 한국농업기계학회 2002년도 동계 학술대회 논문집
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• pp.548-557
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• 2002

본 연구는 스털링 기관의 성능에 가장 큰 영향을 미치는 재생기의 설계에 적합한 축열재를 찾을 목적으로 단일 철선 종류(ø0.7, ø0.9, ø1.2, ø1.6, ø2.0, ø2.7), 복합 철선 4종류 (ø1.6-ø1.2, ø1.2-ø1.6, ø0.9-ø1.2, ø1.2-ø0.9), 철망-철선을 서로 다르게 혼합한 축열재 8종류(150-ø0.9, 150-ø01.2, ø0.9-150, ø1.2-150, 150-ø0.9-150, 150-ø1.2-150, 150-ø1.6-150, 150-ø2.0-150)을 공시 축열재로 하여 스털링 기관의 운전조건과 동일한 왕복 유동 상태에서 축열재의 삽입 방법에 따른 온도 분포 및 압력 강하 특성에 관한 실험을 수 행한 결과를 요약하면 다음과 같다. 1. 단일 철선을 축열재로 사용한 경우, 재생기 양단의 온도차는 단일 철선의 직경이 작을수록 커지는 경향을 보였으나, 양단의 압력 차는 단일 철선의 직경이 커질수록 작아졌다. 단일 철선 ø0.7과 ø0.9의 성능은 이들 2종류의 공시 축열재의 성능을 비교하기 위하여 재생기 양단의 온도차 증가에 따른 기관의 압력증가량과 압력강하 곡선의 차를 비교한 결과, 거의 비슷함을 알 수 있었으며 최적치를 나타냈다. 2. 복합 철선 4종류의 경우, 가열부 쪽에 ø1.2, 냉각부 쪽에 ø0.9를 삽입한 것이 반대로 삽입한 것보다 재생기 양단의 온도차가 큰 반면, 압력 차는 적으므로 재생기 축열재로서 더 적합한 것으로 나타났다. 복합 철선을 사용할 경우 가열부 쪽보다 냉각부 쪽에 철선 직경이 작은 것을 삽입하는 것이 효과적임을 알 수 있다. 또한 철선의 직경이 큰 것의 조합보다는 직경이 작은 철선의 조합이 재생기 양단의 온도차가 큼을 알 수 있다. 3. 철망-철선 혼합재를 축열재로 사용할 경우 재생기를 반으로 나누어서 가열부 쪽에 철선을, 냉각부 쪽에 철망을 삽입한 것이 반대로 삽입한 것보다 재생기 양단의 온도차는 높게 나타났고, 재생기 양단의 압력 차는 낮게 나타났다. 재생기 축열재로서 철망-철선을 사용할 경우 철선-철망 ø1.2-150이 전열 표면적은 작으나 재생기 양단의 온도차가 가장 큰 것으로 나타났으며 재생기 양단의 압력 차는 가장 낮게 나타나 공시 철망- 철선 혼합 축열재중 가장 우수함을 알 수 있다. 4. 철망사이에 철선을 삽입한 축열재의 경우, 철망사이에 삽입한 철선의 직경이 큰 것이 철선의 직경이 작은 것보다 재생기의 양단의 온도차가 높게 나타났고 재생기 양단의 압력차는 작게 나타났다. 그러므로 철망사이에 철선을 삽입한 것 중 성능이 우수한 것은 150-ø2. 0-150으로 나타났다. 5. 실험한 재생기 축열재들 중에서 성능이 우수한 것들을 비교한 결과, 복합 철선 ø1.2-1 50이 가장 성능이 좋은 것으로 나타났다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2003년도 추계학술발표대회 요약집
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• pp.197-197
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• 2003

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
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• 한국에너지공학회 1993년도 추계학술발표회 초록집
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• pp.109-109
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• 1993

CANDU 원자로 지역별 대표 핵연료봉 1개에 대하여 열행태를 해석할 수 있는 '평균 단일 핵연료(ASF : Averaged Single Fuel)' 모델을 우선 제안하였다. 핵 연료봉 하나를 12 개 동일 체적의 환형 격자로 나누고 시공간을 고려하는 전진 유한 미분 해석을 적용하여 핵연료봉내에서의 열적 변이를 모사 하였다. 핵연료의 전도도 및 비열은 온도에 종속함이 가정되었다. 주어진 열출력에 대하여, 핵연료와 피복관내의 정상상태 온도분포를 산출하였고 주어진 냉각재 온도 및 표면 열 전달 계수에 대하여 핵연료봉 단위 길이당 저장열을 계산하였다. 초기 온도 분포의 임의 값에 대하여, 시간 단계별 열출력 및 열전달 계수 변이에 따른 저장열, 온도 분포, 냉각재료의 출력과 피복관 온도 변이를 계산하였다. 이후 ASF 모델을 CANDU 14개 지역 출력 특성의 실제적 모사 및 해석이 가능하도록, 14개 지역 대표 핵연료봉모델 모두를 동시에 포함하는 '다영역 핵연료(MZF : Multi Zone Fuel)' 모델로 확장하였다.

• 한국추진공학회지
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• 제11권6호
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• pp.9-17
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• 2007

본 연구에서는 램제트 연소실에서의 재순환 유동이 슬롯 막냉각에 미치는 영향에 대하여 실험을 수행하였다. 램제트 연소실 입구의 경사진 확장면 돌출부에 의해 발생된 재순환 유동이 다단 슬롯 중 첫 번째 슬롯에 영향을 미치도록 실험 장치를 구성하여, 슬롯 출구 하류에서의 속도장, 온도장 및 단열 막냉각 효율을 측정하였다. 재순환 유동의 영향에 들어가는 슬롯에서 분사된 냉각유체는 재순환 유동의 높은 전단력과 난류강도로 인해 분사 직후 급격히 주유동과 혼합되어, 재순환 영역에 포함되지 않은 슬롯보다 냉각 성능이 감소함을 결과를 통해 확인하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.48-53
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• 1998

원자력 발전소 배관계통에 파단전 누설 (LBB) 설계개념의 적용을 위해서는 원자로 가동온도에서의 재료의 파괴저항성 평가가 필수적이다. 본 연구에서는 국내 원자로의 1차 냉각계통배관의 엘보우 소재로 사용되는 SA516-Gr.70 강의 파괴저항성에 미치는 DSA (Dynamic Strain Aging, 동적변형시효) 영향을 고찰하였다. 파괴저항성 평가를 위해 원자로 가동온도를 포함한 상온~50$0^{\circ}C$ 온도영역에서 준정적 하중에서부터 지진 하중 정도의 동적 하중까지 하중속도를 달리하여 직류전위차법 (DCPD) 이용하여 J-R 시험을 행하였다. J-R 시험결과, SA516-Gr.70 강은 특정한 온도와 하중속도의 조합에서 파괴저항성이 크게 떨어지는 양상을 보였으며, 낮은 파괴저항성을 나타내는 온도는 하중속도가 증가함에 따라 높은 온도쪽으로 이동하는 전형적인 DSA 감수성을 보였다. 인장시험을 통해서도 큰 폭의 serration 이 관찰되었으며 SA516-Gr.70 강에서 파괴저항성의 변화와 DSA 현상과의 연관성을 고찰하였다.