• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2009.06a
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• pp.53-54
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• 2009

• Proceedings of the KIPE Conference
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• 2011.07a
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• pp.485-486
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• 2011

대용량 전력변환기에서 대부분의 열은 IGBT 소자에서 발생한다. 따라서 소자의 방열을 위한 방열시스템은 전력변환기의 구동 뿐 아니라 각 장치들에 대한 소형, 경량화의 추세에 있어서도 중요한 부분을 차지한다. 본 논문에서는 소자의 냉각을 위해 수냉식 방법을 선정하였으며, 배관 구조에 따른 방열판의 방열특성을 비교하여 최적의 배관 구조를 가진 수냉식 방열판을 제안하였다.

• Journal of the Korean Applied Science and Technology
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• v.34 no.4
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• pp.908-914
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• 2017

In this study, we developed a system that automatically removes the scale in the piping by using electrolysis principle in order to solve the cooling performance of the refrigeration and air conditioning system by acting as heat resistance in the heat transfer process by forming the scale in the heat exchanger for refrigeration air conditioning. We want to check the performance through experiments. Therefore, by circulating the treated water using the principle of electrolysis without stopping the system, Ca, Mg and $SiO_2$ are precipitated in the form of solids and discharged to the outside of the pipe system, thereby preventing scale formation in the pipe and removing the scale. Thereby maintaining the heat transfer performance of the pipe. As a result of the experiment, the heat transfer rate of the scaled pipe was 86.66% when the heat transfer rate of the new pipe was 100, and the heat transfer rate was recovered to 90.5% when the scaled pipe was operated for 1 month. The heat transfer rate recovered to 97.86% when driving for two months and to 98.72% for three months. It was confirmed that the scaling effect of the scale formed in the piping was understood in a relatively short experiment period, and the heat transfer performance was also influenced.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.534-541
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• 1997

1000MWe급 피동형원자로기 안전계통 성능 및 RELAP5 코드의 적용성 평가를 목적으로 AP600을 참조노형으로 설정된 1000MWe급 대용량 피동형원자로에 대한 냉각재 상실사고를 모의 해석하였다. 대형냉각재상실사고시 발생되는 현상들은 기존 원자로와 큰 차이가 없고, 이들 현상을 모의하기 위한 모델링 요건들이 피동형계통 분석에 동일하게 요구되었으며, 계산된 PCT가 규제기관의 허용치에 충분한 여유도를 갖고 있어 대형냉각재상실사고시 충분한 노심냉각 능력을 갖는 것으로 평가되었다. 또한 안전주입 배관이 파단되는 소형냉각재 상실사고를 해석한 결과 KP1000의 피동안전계통은 ADS의 작동에 의하여 노심을 노출시키지 않고 적절한 사고완화 기능을 수행할 수 있는 것으로 분석되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.2
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• pp.269-279
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• 1995

가압경수로에서 증기발생기와 같은 주기기를 원자로 내부에 위치하도록 설계한 원자로를 일체형 원자로라고 분류하며, 기존 상용원자로와 같이 모든 주기기가 별도의 압력용기로 설계되어 배관계통에 의해 원자로 외부에 순환회로를 갖는 형태의 원자로를 분리형원자로라고 한다. 최근에 개발되고 있는 한 부류의 신형원자로에서는 원자로 및 계통의 단순성 추구와 계통의 높은 신뢰성으로 안전성 향상을 위해 동력원 사용 등의 능동적 안전개념 보다는 자연현상을 이용하는 피동안전개념이 널리 도입되고 있다. 본보고서에서는 이러한 신형원자로의 노형으로서 일체형원자로의 특성을 전통적인 분리형원자로와 비교, 분석, 평가하였다. 일체형원자로의 가장 큰 장점은 모든 주기기가 단일 압력용기 내에 위치하므로 일차계통이 매우 단순하고 대구경 배관이 없기때문에 대형 냉각재 상실사고가 근본적으로 방지되어 안전계통이 매우 단순하다는 것이다. 이 외에도 일체형원자로는 대단히 많은 일차냉각재 용량, 매우 큰 가압기 용량및 긴 운전원 조치시간등의 설계특성을 보유하고 있어 안전성이 탁월하다는 장점을 지니고 있다. 그러나, 일체형원자로는 모든 주기기가 단일 압력용기 내에 설치되므로 대형 원자로 용기가 요구되며, 원자로 압력용기의 제작성 및 운송 능력이 원자로의 용량을 제한하는 주된 요인이 된다. 일체형원자로의 활용으로 열병합 발전, 지역난방 및 선박용 원자로등의 중소형 원자로에 매우 적합하다고 판단되며, 뛰어난 안전성으로 인하여 사회적 수용성 이 강조되는 상용발전로로서도 적합한 노형이 될 수 있을 것으로 분석되었다.

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 2000.11a
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• pp.163-171
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• 2000

AMBIDEXTER 원자력 에너지 시스템은 Th$^{233}$ /U 핵주기를 이용한 용융염 핵연료가 내장형 열교환기를 포함하는 일체형 원자로 시스템을 순환하면서 1차 냉각 계통을 이루고, 독립된 온라인 정화계통에 의해 액상 용융염 핵연료 일부를 연속 추출. 처리, 재주입 함으로 노심의 핵적 자활상태를 유지한다. 이와 같은 시스템 개념은 배관망 파손에 의한 중대사고 방지, 열수송 회로와 방사성 물질 회로의 독립적 구성을 통한 효과적인 원자력 에너지 이용과 고유 안전성을 확보하는 장점을 통해 현안 원자력 문제의 근본적인 해결 방안을 제시하고 있다.(중략)

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 2014.10a
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• pp.323-327
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• 2014

• Proceedings of the Korean Institute of Information and Commucation Sciences Conference
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• 2012.10a
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• pp.552-553
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• 2012

현재의 발전소 내부에 가동 중인 열교환기 배관 라인의 Clinker Monitoring System은 초고온의 열교환기 내부의 벽면 및 배관라인의 클링커 상태를 감시하는 시스템을 요구하고 있다. 이러한 열교환기 내부의 상태를 감시하기 위하여 초고온에 견딜 수 있고 회전이 가능한 장치를 열교환기 내부에 투입하여 회전 가능한 장치를 통하여 원격으로 영상을 전송하도록 하여 클링커 상태를 영상으로 모니터링 하여 열교환기 내부의 상태를 감시 관찰 분석할 수 있는 시스템을 구성하였다. 본 논문에서는 발전설비의 열교환기 내부의 클링커 상태를 모니터링 할 수 있도록 회전 가능한 렌즈 튜브와 보호용 냉각 시스템을 추가된 통합 모니터링 시스템을 제기하고자 한다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers B
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• v.40 no.3
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• pp.165-172
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• 2016

An experimental study of the thermal-hydraulic characteristics of passive safety systems (PSSs) was conducted using a system-integrated modular advanced reactor-integral test loop (SMART-ITL). The present passive safety injection system for the SMART-ITL consists of one train with the core makeup tank (CMT), the safety injection tank, and the automatic depressurization system. The objective of this study is to investigate the injection effect of the PSS on the small-break loss-of-coolant accident (SBLOCA) scenario for a 0.4 inch line break in the safety-injection system (SIS). The steady-state condition was maintained for 746 seconds before the break. When the major parameters of the target value and test results were compared, most of the thermal-hydraulic parameters agreed closely with each other. The water level of the reactor pressure vessel (RPV) was maintained higher than that of the fuel assembly plate during the transient, for the present CMT and safety injection tank (SIT) flow rate conditions. It can be seen that the capability of an emergency core cooling system is sufficient during the transient with SMART passive SISs.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.16 no.3
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• pp.389-396
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• 2018

The Kori-1 Nuclear Power Plant (NPP), WH 2-Loop Pressurized Water Reactor (PWR) operated for approximately 40 years in Korea, was permanently ceased on June 18, 2017. To reduce worker exposure to radiation by reducing the dose rate in the system before starting main decommissioning activities, the permanently ceased Kori-1 NPP will be subjected to full system decontamination. Generally, the range of system decontamination includes Reactor Pressure Vessels (RPV), Pressurizer (PZR), Steam Generators (SG), Chemical & Volume Control System (CVCS), Residual Heat Removal System (RHRS), and Reactor Coolant System (RCS) piping. In order to decontaminate these systems and equipment in an effective manner, it is necessary to evaluate the influence of the flow characteristics in the RCS during the decontamination period. There are various methods of providing circulating flow rate to the system decontamination. In this paper, the flow characteristics in Kori-1 NPP reactor coolant according to RHR pump operation were evaluated. The evaluation results showed that system decontamination using an RHR pump was not effective at decontamination due first to impurities deposited in piping and equipment, and second to the extreme flow unbalance in the RCS caused deposition of impurities.