• Title/Summary/Keyword: 냉각 운전

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A Study on Cooling System Basic Design for HTS Power Cable (고온 초전도 전력케이볼의 냉각시스템 설계에 관한 연구)

  • Kim, D.W.;Yang, B.M.;Yoon, H.H.;Kang, J.W.
    • Proceedings of the KIEE Conference
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    • 2008.10a
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    • pp.81-82
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    • 2008
  • 고온초전도 케이블은 초전도 상태를 유지하기 위해서 반드시 액체질소를 이용한 냉각시스템이 필요하다. 액체질소는 순환펌프에 의해 케이블의 유로를 순환하고 케이블을 냉각시키게 된다. 논문에서는 초전도 케이블의 냉각시스템의 기돈 설계에 있어서 중요한 운전온도 운전압력, 열부하에 대해서 고찰하였고, 현재 국내 초전도 케이블의 연구개발에 대해 고찰함으로써 향후 초전도 케이블이 실용화되기 위해 나아가야 할 방향에 대해 제시하였다.

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Evaluation of Primary Coolant pH Operation Methods for the Domestic PWRs (국내 PWR의 일차냉각재 pH 운전방법의 평가)

  • Paek, Seung-Woo;Na, Jung-Won;Kim, Yong-Eak;Bae, Jae-Heum
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • v.24 no.1
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    • pp.52-62
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    • 1992
  • Radioactive nuclides deposited on out-of-core surface after the radiation in the core by the transport of corrosion products (CRUD) through the primary coolant system in PWR which is the major plant type in Korea, are leading sources of radiation exposure to plant maintenance personnel. Thus, the optimal chemistry operation method is required for the reduction of radiation exposure by the corrosion products. This study analysed the actual water chemistry operation data of four operating domestic PWRs. And in order to evaluate the coolant chemistry operation data, a computer code which can calculate the activity buildup in the various chemistry conditions of PWR coolant was employed. Through the analysis of comparison between the activity buildup of actual water chemistry operation mode and that of assumed Elevated Li operation mode calculated by the computer code, it was found that the out-of core radioactivity can be reduced by diminishing the deposition of corrosion products on the core in case that the Elevated Li operation mode is applied to the coolant chemistry operation of PWR. And the higher coolant pH operation was shown to have the advantage of the reduction of out-of-core activity buildup if the integrity of system structural materials and fuel cladding is guaranteed.

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기기냉각수 최저온도와 정지냉각계통 유량조절밸브 개도에 관한 설계분석

  • 김도현;이중섭;오종필;오광석
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • 1995.10a
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    • pp.444-449
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    • 1995
  • 한국형 표준 원자력발전소의 정지냉각운전시 최대냉각율은 75$^{\circ}$F/hr(41.7$^{\circ}C$/hr)로 기술사양서에 규정되어 있다. 정지냉각운전 냉각율에 가장 큰 영향을 미치는 2가지 중요한 변수는 정지냉각계통 열교환기를 지나는 원자로냉각재 유량과 기기냉각수의 온도다. 이중 열교환기를 지나는 원자로냉각재 유량은 butterfly형 정지냉각계통 유량조절밸브의 개도에 의하여 조절되는데 개도에 따른 throttle 능력이 중요한 인자다. 또 기기냉각수의 온도는 해수온도의 변화에 따라 편차가 발생하므로 유량조절밸브의 개도와 기기냉각수 온도의 상관관계에 따라 냉각능력이 달라진다. 본 논문에서는 현 울진 3&4호기 정지냉각계통 열 교환기 및 조절밸브 둥의 설비를 기준으로 기술사양서 상의 냉각율 75$^{\circ}$F/hr(41.7$^{\circ}C$/hr) 유지가 가능한 최저 기기냉각수의 온도를 찾아보았고, 아울러 기기냉각수의 온도와 조절밸브의 개도 사이의 관계를 조사하였다. 그 결과 현재의 울진 3&4호기 조절밸브를 최저개도로 조절할 때 약 57$^{\circ}$F(13.9$^{\circ}C$)의 기기냉각수가 공급되어도 냉각율 제한치를 넘지 않는 것으로 분석되었다. 한편, 최저조절가능 유량이 약 2000 gpm(7570 l/min)일 경우에는 낮은 기기냉각수가 공급될 경우 최대냉각율을 초과하므로 한 train을 정지시키고 한 train만으로 운전할 것을 고려하여야 할 것으로 보인다. 이 경우 최저 약 56.5$^{\circ}$F(13.6$^{\circ}C$)의 기기냉각수가 공급되어야 한다. 본 논문의 분석결과는 향후 기기설계사양서나 운전지침서 등에 반영되어 실제 발전소 설계 및 운전절차 수립에 기여할 수 있을 것으로 생각된다.공감대의 형성이 요구된다. 질적 측면에서는 공원 녹지의 기능성의 회복이라는 측면과 시대에 부합되는 새로운 기능 및 가치의 부여가 필요하며, 이를 위해서는 공원의 매력, 공원의 시설기능 증진, 녹지의 질의 향상 및 녹지 가치의 증진에 대한 다양한 시책이 요구된다. 구성적 측면에서는 공원녹지의 개별적 존재보다는 공원 녹지를 상호간 유기적인 계통을 확보하여 공원 녹지의 네트워크를 형성하여 도시 속의 산재된 고립된 섬으로서의 공원 녹지가 아닌 시민생활에 늘 가까이 있는 생활 속의 공원녹지로 재편되어야 한다. 이러한 정책의 의제는 양적 측면에서 보전(CONSERVATION)과 창출(CREATION), 질적 측면에서 쇄신(RENOVATION)과 복구(RESTORATION), 그리고 구성적 측면에서 공원 녹지의 연결(CONNECTION)과 시민 참여에 의한 운동(MOVEMENT)이라는 정책 개념의 구현을 통해 가능하다. 이러한 정책 개념과 의제를 가지고 서울시 공원 녹지 정책을 구체화시키기 위해서 푸르름의 새로운 탄생이라는 기치 아래 풍요로운 서울, 사랑 받는 공원, 생활 속의 녹지의 3대 목표, 공원 녹지의 보전, 잠재 공원 녹지의 창출, 공원의 활성화, 녹지의 복구, 경관 보전 및 복구, 공원 녹지의 네트워크, 도시 녹화의 7대 과제를 설정하고 미시설 공원 녹지 집행, 개발 사업시 공원 녹지의 확보, 환경 녹지의 총량 보호 관리, 도시 소공원 개발, 역사 문화 공원 조성, 하천 공간 복원, 공원 시설 기능 개선, 이용 프로그램 개발, 공원 관리 개선, 환경 피해 녹지의 회복, 도시 환경 림 조성, 녹지 기능 증진, 도시 자연 경관 보전, 공원 녹지체계 구성, 공원 녹지 공급 균형, 주변 환경 녹화, 가로 녹화의 17개 시책을 제안하였다. 이러한 정책사업의 원활한 추진을 위해서는 기존의 관주도의 일방적인 공원 녹지 행정이 아닌 시민의 참여를 통한 시민이 함께 하는 정 책 사업의 추진이 요구되며, 특히 민간 부문의

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냉각탑 사고사례 및 안전관리 방안

  • 박만홍
    • The Magazine of the Society of Air-Conditioning and Refrigerating Engineers of Korea
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    • v.32 no.12
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    • pp.53-61
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    • 2003
  • 냉각탑을 운영하면서 발생할 수 있는 사고 사례를 살펴보고, 이에 대한 대책을 강구하여 냉각탑의 효율적이고 안정적인 운전을 도모할 수 있는 냉각탑 안전관리 방안에 대하여 소개하고자 한다.

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원자로 냉각재 계통 노즐의 피로수명 평가

  • 황경모;진태은;송택호;정일석;홍승렬
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • 1996.05d
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    • pp.188-194
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    • 1996
  • 현재 국내에서 관심이 고조되고 있는 원전 연장운전 방안의 일환으로, 주요 기기의 기술적 타당성 검토 대상기기 중 하나인 원자로 냉각재 배관 노즐의 피로수명 평가를 수행하였다. 본 노즐의 피로수명 평가는 원자로 냉각재 계통 노즐의 최종 설계문서에 제시된 응력해석 결과를 참조하여 ASME Code, Sec III의 절차에 따라 수행하였으며, 평가결과 이들 노즐의 설계수명 30년을 향후 40년 또는 그 이상 연장 운전할 경우에도 무리가 없는 것으로 판단된다.

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A Study On The Thermal Movement Of The Reactor Coolant System For PWR (가압 경수로의 냉각재 계통 열팽창 거동에 관한 연구)

  • Yoon, Ki-Seok;Park, Taek sang;Kim, Tae-Wan;Jeon, Jang-Hwan
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • v.27 no.3
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    • pp.393-402
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    • 1995
  • The structural analysis of the reactor coolant system mainly consist of too fields. The one is the static analysis considering the impact of pressure and temperature built up during normal operation. The other is the dynamic analysis to estimate the impact of postulated events such as the seismic loads or postulated branch line pipe breaks event. Since the most important goal of the RCS structural analysis is to prove the safety of the RCS during normal operation or postulated events, a widely proven theory having enough conservatism is adopted. The load occurring on the RCS during normal operation is considered as the basic design loading condition throughout whole plant life time. The most typical characteristic of the RCS during normal operation is the thermal expansion of the RCS caused by reactor coolant with high temperature and pressure. Therefore, the exact estimation on the thermal movement of the RCS is needed to get more clear understanding on the thermal movement behavior of the RCS. In this study, the general structural analysis concept and modeling method to evaluate the thermal movement of the RCS under the normal plant operation condition are presented. To discuss the validation of the suggested analysis, analysis results are compared with the measured data which ore referred from the standardized 1000 MWe PWR plant under construction.

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A Technique for Reactor Water Chemistry to Reduce Radioactivity Build up (방사능 누적 저감을 위한 원자로 수질관리)

  • Lee, Yong-Woo;Kim, Hong-Tae
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • v.14 no.2
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    • pp.37-44
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    • 1989
  • An improved water chemistry technique was studied to reduce radioactivity build-up in reactor coolant system. The technique is convering the current coordinated lithium-boron chemistry regime to the elevated lithium chemistry regime in order to maintain high pH. Correlations between reactor coolant pH and radioactivity build-up were analized by using pH data from domestic PWRs. Consequently, it was founded that high pH chemistry was moer effective for radioactivity build-up reduction than current chemistry regime. This fact had revealed that much portion of reactor coolant corrosion products were nickel ferrite rather than magnetite, and that pH value ranging 7.0-7.4 was appropriate for high-pH chemistry operation.

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PWR 원전 1차계통 방사선량 감소를 위한 수질관리

  • 송명재;정양근
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • 1995.10a
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    • pp.248-253
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    • 1995
  • 원자력발전소 1차 냉각재내 방사선량을 감소시키기 위한 효과적인 기술로 평가된 고pH기술을 국내에 적용하기 위해 고리1호기를 대상 발전소로 선정하여 11, 12 주기에 modified pH control mode를 이용한 고pH 운전을 수행하고 constant pH control mode로 운전한 10주기의 운전 결과와 비교, 평가함으로서 그 영향을 분석하였다. 종합 평가 결과, 고pH수질관리 기술을 적용함에 따라 1차 냉각재내와 증기발생기 수실내 선량은 평균적으로 약 20 ∼ 30% 정도 감소하였으며 일정 기간동안의 감소추세를 거친 후 안정화단계에 진입하게 될 것으로 평가되었다.

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PWR 냉각재계통 방사능 제거에 관한 정지수화학 특성 평가

  • 나정원;성기웅;성기방;강덕원;정홍호
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • 1997.10a
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    • pp.363-368
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    • 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.

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가압기 밀림배관 열성층 영향 평가

  • 이성호;정백순
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • 1997.05b
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    • pp.483-488
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    • 1997
  • 원자력발전소 가압기 밀립배관은 원자로냉각재계통 압력을 제어하는 기능을 가진 가압기와 원자로냉각재계통을 연결하는 ASME 1등급 기기로서 건전성 확보가 필수적이다 그러나 현재 운전중인 국내ㆍ외 원전의 가압기 밀림배관은 설계시 열성층화(Thermal Stratification) 현상발생 뿐만 아니라 동 현상이 배관 건전성에 미치는 영향이 전혀 고려되지 않아 본 연구에서는 국내 운전중인 원전 가압기 밀림배관에서 발생하는 열성층화 정도를 확인하고. ASME 코드에 입각한 평가방법론을 정립 설계조건과 운전조건에 대한 평가를 수행하므로써 건전성에 미치는 영향을 평가하였다.

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