• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2011.07a
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• pp.932-933
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• 2011

지속적인 경제발전 및 이상 기후변화 등으로 인한 전력수요의 지속적 증가로 2010년에 최대 66,511MW, 2011년에는 4월 현재까지 최대 68,154MW를 기록하고 있어 원활한 전력공급을 위한 전력설비의 지속적인 건설이 요구되고 있다. 그러나 건설지역 주민들의 민원 등으로 인해 건설은 갈수록 어려워지고 있는 실정이다. 한전에서는 변전소 건설의 경제성을 확보하고 변전소 건설 부지면적 및 건물면적을 최소화한 154kV Compact형 변전소를 개발하게 되었다. 이를 위해서는 변전소 면적의 상당부분을 차지하고 있는 변압기 설치면적 최소화가 필수적이다. 이를 위해 변압기 설치공간 최소화하고 냉각효율 및 민원 등을 고려한 냉매냉각방식(HCFC:Hydro Chloro Carbons, 수소화염화불화탄소)의 적용을 추진하였으나 HCFC는 오존파괴물질로 규정되어 생산과 수입이 규제될 예정으로 한전은 냉매냉각방식의 대안으로 기존 수냉식 냉각방식의 환경문제, 냉각탑 관리의 어려움 등과 물 비산에 따른 상하수도 이용요금 부담 등의 단점을 개선한 공냉형 수냉식 냉각방식을 개발하게 되었다. 본 논문에서는 154kV 변압기 공냉형 수냉식 냉각방식의 개발내용 및 운전현황에 대해 기술하고자 한다.

• Proceedings of the Materials Research Society of Korea Conference
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• 2003.11a
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• pp.86-86
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• 2003

주편은 1차 냉각 지역인 수냉 몰드를 통과한 후, 2차 냉각 지역에서 guide roll, pinch roll 그리고 driven roll등에 의해 반복적인 압축하중을 받고 있으며, roll과 roll사이에서는 철정압에 의한 주편 bulging 현상이 발생하고 주편의 표면은 인장응력을 받게 된다. 특히 연속주조 중 주편의 변형기구가 단순 탄소성 변형 이 아닌 creep에 의한 변형임을 고려할 때, 2차 냉각 지역에서 주편의 표면은 전술한 압축 및 인장변형 이 반복되는 저주기 고온 피로 환경을 거침을 알 수 있다. 본 연구에서는 탄소함량에 따른 주편의 bulging시의 크랙 발생에 미치는 저주기 고온 피로의 효과를 조사하였다. 또한, 용체화 처리 온도에서 시험 온도까지의 냉각 속도의 영향을 조사하기 위하여 1$^{\circ}C$/s 및 1$0^{\circ}C$/s로 냉각 속도를 변화시켜 열간 연성 곡선을 작성하였다. 본 연구에서 얻어진 결과는 다음과 같다. 저탄소강의 경우는 저주기 피로의 영향이 관찰되지 않았으며, 중탄소강의 경우, 저온에서는 저주기 피로로 인해 열간 연성이 증가하였으나, 고온에서는 변형유기 페라이트의 생성으로 인해 열간 연성 이 감소하였다. 고탄소강의 경우는 저주기 피로로 인하여 열간 연성이 모든 온도 구간에서 증가하였다. 또한 용체화 처리후 시험 온도까지의 냉각 속도가 감소함에 따라 열간 연성이 증가하였는데, 이는 입 계 석출물의 조대화로 인해 열간 연성이 증가하는 것으로 판단된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.103-109
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• 1996

고리 원자력 1호기 14주기(‘95년도) 운전기간 중 증기발생기 세관 열전달 용량 저하로 전출력 운전 기간동안 정격출력보다 15% 감발 운전한 경험이 있었는데, 이 기간중 냉각재내 방사성 부식생성물(CRUD) 농도가 약 80% 감소됨을 발견하였다. 이때 출력감소 비율보다 많은 CRUD 감소현상 규명을 위해 냉각재 수질관리인자와 EPRI 피복재 부식모델인 PFCC코드를 사용한 피 복재 산화물 두께변화 등을 비교한 결과, 운전중 용출되는 방사성 부식생성물은 핵연료 표면의 피복재 산화물에 흡착된 Co핵종이 피복재 산화물 이탈시 함께 거동하는 것으로 확인되었으며, 피복재 산화물 이탈은 산화막 두께 및 열유속에 주로 의존함이 밝혀졌다. 따라서 냉각재내에서 방사성 부식 생성물의 생성률 저감을 위해서는 정상운전시 핵연료 표면의 산화막 증가를 억제할 수 있는 수질 조건을 도출하고 그에따른 운전을 통해 원전 작업자의 방사선 피폭량 저감 및 방사성폐기물의 발생을 줄일 수 있을 것으로 여겨진다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.392-397
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• 1998

PWR 원전의 냉각재 화학 및 체적제어 계통(CVCS) 정화 탈염기는 핵연료에서 방출된 핵분열 생성물질과 방사성 부식생성물을 제거하여 계통 내 방사능 준위를 낮추고, 부식을 유발하는 불순물을 제거하여 계통의 건전성을 유지하며, pH 조절제인 리튬($^{7}$ Li$_3$)의 농도조절을 통해 냉각계 수화학 환경을 최적으로 유지시킨다. 이를 위해 CVCS에는 정화용 혼상 탈염기와 $^{7}$ Li$_3$ 조절용 양이온 탈염기가 설치되었으며, 각각의 탈염기는 독립적인 기능을 수행한다. 이는 원전 운전 중 중성자와 붕소($^{10}$ B$_{5}$ )의 핵반응으로 생성된 $^{7}$ Li$_3$3 의 회수가 불가능하기 때문에 정화 탈염기에는 값비싼 $^{7}$ Li$_3$ 포화형 수지를 충전하여야 한다. Pn 원전은 연료교체를 위해 주기적으로 연료계장전 기간을 갖으며 이에 따라 원자로 기동 수화학, 운전중 B/Li 농도조절에 의한 pH 화학, 원자로 정지화학 등의 주기적인 냉각재 수화학 관리를 해오고 있다. 본 연구에서는 효율적인 정화탈염기의 운영방안을 제시함으로 운전중 붕소의 핵분열로 생성되는 $^{7}$ Li$_3$ 의 회수가 가능하고 수지의 사용량 절감으로 수지폐기물 발생량 저감화를 이를 수 있을 것으로 기대된다.

• Journal of the Korean Society of Propulsion Engineers
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• v.9 no.4
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• pp.48-54
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• 2005

An experimental study was carried out to investigate the effect of film cooling in the lab-scale liquid rocket engine using liquid oxygen(LOx) and Jet A-1(Jet engine fuel) as propellants. Film coolants(Jet A-1 and water) was injected through the film cooling injector. The outside wall temperature of the combustor and film cooled length were determined for chamber pressure, mixture ratio, and the different geometries(injection angle) with the percent film coolant flow rate. The loss of characteristic velocity was determined for the case of film cooling with water and Jet A-1. As chamber pressure increased, the outside wall temperature increased in the nozzle but unchanged over the 9 percent film coolant flow rate for the combustion chamber used in this study. Characteristic velocity wasn't affected with the mixture ratio over the 9 percent film coolant flow rate.

• Korean Chemical Engineering Research
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• v.55 no.2
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• pp.170-179
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• 2017

We investigated design requirements of feed water drain and hydrogen vent systems for the sodium-water reaction pressure relief system (SWRPRS) of the prototype generation IV sodium cooled fast reactor (PGSFR). We evaluated the areas of the gas vent pipe of the water dump tank and the length of the water drain pipe of the steam generator to rapid drain of the water steam inside the steam generator for the normal and refueling operations, respectively. We also calculated the diameter of the gas vent pipe of the sodium dump tank which met its design pressure.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.545-550
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• 1998

PWR 사용후핵연료 내에 존재하는 $^{134}$ Cs/$^{137}$Cs 및 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs의 감마선 핵종비를 써서 각각 연소도를 결정하고, 그들의 차이가 최소가 되는 시간을 찾는 방법으로 사용후핵연료의 냉각시간을 결정하였다. $^{134}$ Cs/$^{137}$ Cs 및 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs의 핵종비로부터 연소도를 구하는 방법은 이들 핵종비에 대한 ORIGEN-5 코드 계산과 감마스캐닝 실험 결과를 비교하는 것이었다$^{[1]}$ . 사용후핵연료의 냉각시간을 임의의 시간으로 가정하고 핵종비 $^{134}$ Cs/$^{137}$ Cs을 써서 구한 연소도와 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs를 써서 구한 연소도의 차이를 계산했으며, 이 차이는 실제 측정대상 핵연료의 냉각시간에서 최소가 될 것을 기대하였다. 감마선 방출 핵분열생성물인 $^{134}$ Cs와 $^{154}$ Eu는 비교적 긴 반감기를 갖고 있으면서도 또 이들의 반감기 차이가 약 6.4년이나 되므로 기존의 방법$^{[2]}$ 에 비해 넓은 범위의 냉각시간을 정확하게 측정할 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Society of Propulsion Engineers Conference
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• 2007.04a
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• pp.128-134
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• 2007

Combustion performance and characteristics of high-pressure subscale liquid rocket combustors were studied experimentally. Four different models of combustor were considered in this paper. The high-pressure subscale combustor is composed of the mixing head, the water cooling cylinder and the nozzle. One model of the combustors employed regenerative cooling combustor in that the kerosene used for the chamber cooling is burned. This combustor was damaged due to a high frequency combustion instability occurred during a firing test. The results of the firing tests, comparison of performance, and characteristics of static and dynamic pressures of the combustors are described.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.387-391
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• 1997

냉각재중의 방사능을 띤 성분 중에는 이온교환기에서 제거가 가능한 이온성분과 함께 필터에 의해서 주로 제거되는 입자성 물질로 존재한다. 운전중의 냉각재내 방사성 부식생성물의 물리적 조성 분포 측정 결과에 따르면 90%이상이 0.45$mu extrm{m}$필터에 의해 제거되는 입자성 물질로 구성되어 있다. 이로 인해 새수지 충전후 얼마 사용하지 않은 탈염기의 제염계수가 탈염기에서 완벽한 제거가 어려운 입자성 부식생성물로 인해 10이하를 나타낼 수 있다. 1차계통에 쓰이는 수지의 성능검사를 위해 사용하고 있는 현재의 제염계수 측정법은 다음과 같은 두가지 이유로 완벽하지 않음을 알 수 있다. 첫째, 냉각재중의 방사능을 띤 성분중에는 이온교환기에서 제거가 가능한 이온성분과 함께 필터에 의해 제거되는 입자성 물질도 함께 존재하므로 탈염기의 제염계수 측정 절차는 입자성 물질을 배제한 후 측정해야 하며, 특히 수치 교체를 결정하기 위한 제염계수 측정시에는 여과된 여액으로 방사능 농도를 측정하는 것이 바람직하다. 둘째 운전중인 냉각재의 시료중에는 핵분열 수율이 높고 핵연료봉 손상부위로 유출이 용이한 불활성 기체핵종들이 많이 존재하며, 탈염기 후단에서 채취한 시료중에도 많이 존재하고, 시료 이송과 방사능 측정동안의 짧은 시간동안에도 계속 붕괴반응함으로서 새로 생긴 핵종으로 인해 마치 탈염기의 제거능이 낮은 것으로 오판될 수 있다. 이러한 측정 오차인자를 고려하여야 1차계통 탈염기의 교환능력을 정확히 판정할 수 있다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.609-614
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• 1998

고준위 방사성 폐기물 처분과 관련이 있는 가속기구동 소멸처리로는 미임계로이기 때문에 별도의 중성자원이 필요하다. 가속기에서 나오는 양성자를 받아 중성자를 발생시키는 중성자원으로 사용될 표적물로서 거론되는 방안중에 하나인 고체표적시스템에 대한 열전달 예비계산을 수행하였다. 고체표적물의 물질은 텅스텐을 대상으로 하였으며 표적시스템은 원통형구조를 가정하였다. 양성자 조사에 의한 텅스텐 물질의 핵파쇄반응으로 인한 내부발열을 모사하여 표적물내에서의 온도상승속도와 온도분포를 조사하였다. 계산결과 별도의 표적물에 대한 냉각시스템이 없는 상황에서 30∼37초만에 국부적으로 텅스텐의 온도가 녹는점 이상으로 상승하는 결과를 보였다. 따라서 고체표적물 시스템을 소멸처리로에서 사용하기 위해서는 표적물을 냉각시키기 위한 다각도의 방안이 모색되어야 한다.