• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.824-829
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• 1998

미국의 개량형 원자력 발전소 개념설계단계에서 중대사고시 사고완화를 위한 전략으로 원자로 압력용기 외부냉각 개념이 제안되었다. 중대사고 진행과정에서 노심용융물이 원자로 압력용기 하부헤드로 재배치 되었을 때 압력용기 외벽을 냉각함으로서 노심용융물을 압력용기 내부에 가두어 두어 격납건물 내로의 유출을 방지하는 방식이다. 이 연구에서는 원자로 압력용기 하부헤드 내의 노심용융물 거동중 자연 순환에 의한 거동을 수치적으로 모의하여 보았다. 연구결과, 정상상태의 온도 및 속도분포는 현상학적으로 적절하게 모의되나 고화와 액화의 경우에는 고유모델의 필요성이 요구되었다.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2007.05b
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• pp.2626-2631
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• 2007

Air-water two phase natural circulation flow in the T-HERMES (Thermo-Hydraulic Evaluation of Reactor cooling Mechanism by External Self-induced flow)-1D experiment has been evaluated to verify and evaluate the experimental results by using the RELAP5/MOD3 computer code. The RELAP5 results have shown that an increase in the coolant inlet area leads to an increase in the water circulation mass flow rate. However, the water outlet area does not effective on the water circulation mass flow rate. As the coolant outlet moves to a lower position, the water circulation mass flow rate decreases. The water level is not effective on the water circulation mass flow rate. As the height increases in the air injection part, the void fraction increases. However, the void fraction in the upper part of the air injector maintains a constant value. An increase in the air injection mass flow rate leads to an increase in the local void fraction, but it is not effective on the local pressure.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2007.05b
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• pp.3086-3091
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• 2007

When a molten corium is relocated in a lower head of a reactor vessel, the ERVC (External Reactor Vessel Cooling) system is actuated as coolant is supplied into a reactor cavity to remove a decay heat from the molten corium during a severe accident. To achieve this severe accident mitigation strategy, the two-phase natural circulation flow in the annular gap between the external reactor vessel and the insulation should be formed sufficiently by designing the coolant inlet/outlet area and gap size adequately on the insulation device. For this reason, one-dimensional natural circulation flow tests were conducted to estimate the natural circulation flow under the ERVC condition of APR1400. The experimental facility is one-dimensional and scaled-down as the half height and 1/238 rectangular channel area of the APR1400 reactor vessel. As the water inlet area increased, the natural circulation mass flow rate asymptotically increased, that is, it converged at a specific value. And the circulation mass flow rate also increased as the outlet area, injected air flow rate, and outlet height increased. But the circulation mass flow rate was not changed along with the external water level variation if the water level was higher than the outlet height.

• 한국전산유체공학회:학술대회논문집
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• 2008.03b
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• pp.308-311
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• 2008

As a severe accident mitigation strategy in a nuclear power plant, ERVC(External Reactor Vessel Cooling) has been proposed. Under ERVC conditions, where a molten corium is relocated in a reactor vessel lower head, a natural circulation two-phase flow is driven in the annular gap between the reactor vessel wall and its insulation. This flow should be sufficient to remove the decay heat of the molten corium and maintain the integrity of the reactor vessel. Preliminary experimental study was performed to estimate the natural circulation two-phase flow. The experimental facility which is one dimensional, the half height, and the 1/238 channel area of APR1400, was prepared and the experiments were carried out to estimate the natural circulation two-phase flow with varying the parameters of the coolant inlet area, the heat rate, and the coolant inlet subcooling. In results, the periodic circulation flow was observed and the characteristics were varied from the experimental parameters. The frequency of the natural circulation flow rate increased as the wall heat flux increased.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2010.08a
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• pp.249-249
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• 2010

핵융합로에서는 디버터의 열부하에 대한 안전성을 고려하기 위해 열전도도 및 열 저항성이 높은 텅스텐이 대면 물질로 고려되고 있으며, 경제적인 측면과 실용성 측면에서 텅스텐블록을 직접 제작하여 사용하는 것보다 텅스텐코팅이 효과적이라는 의견이 지배적이다. 또한 ASDEX Upgrade 에서는 탄소블럭에 텅스텐을 코팅하여 챔버 외벽 및 디버터 영역까지 구성하여 캠페인을 진행하였고, 재료적인 측면에서 안정성을 확인 하였다. 따라서 본 연구에서는 디버터 및 챔버외벽 등에 대한 대면물질을 구성하기 위해 상압 열플라즈마 제트를 이용하여 고온에서의 용융 및 냉각을 통해 모재에 텅스텐 피막을 적층하는 과정을 수행하고 있다. 기존의 연구를 통해 일부 공정 변수에 대해서는 이미 적정한 범위의 공정조건을 확보하였고, 기공도와 산화도 및 부착력 등의 물성치에 대한 추가적인 향상을 위해 주요 공정 변수에 집중하여 최적의 조건을 탐색하는 과정이 진행 중이다. 이를 위해 출력증가실험의 일환으로서 기존 36kW급 플라즈마 토치 전력을 한 단계 끌어 올려 48kW급 전력까지 단계적으로 상승시킴으로써 이에 따른 물성치 변화를 검증하고 있다. 현재 44kW 급까지 실험이 수행되었으며, 이를 통해 공극률 감소 및 미세구조 변화에 대한 결과를 얻었다. 실제로 토치의 출력을 증가시킴으로서 텅스텐 피막의 물성치가 변화하는 메커니즘은 플라즈마 제트의 중심부 온도 및 축방향 속도에 의해 결정된다. 중심부 온도가 상승하게 될수록 코팅을 위해 분사되는 분말의 용융률은 증가하지만 분말 외벽에 산화텅스텐이 형성될 가능성은 증가하게 되며, 플라즈마 제트의 모재를 향상 축방향 속도가 증가할수록 용융 된 분말이 모재에 증착 시 형성하는 형태가 원형에 가깝게 되므로 기공이 감소하는 효과가 발생한다. 특히 용융된 분말의 증착 형태는 모재의 온도 및 분말의 입사속도에 결정적이 영향을 받게 되며, 결국 모재와 분말사이의 습윤성에 의한 분말 분산속도가 분말의 입사속도에 버금갈 경우 분말은 모재 위에서 효과적으로 원형으로 전이하며 적층하게 된다. 이러한 전이 현상은 앞에서 언급한 모재의 온도 등에 의해 결정적으로 영향을 받게 되며, 모재의 온도가 전이온도 이하일 경우 폭파형태에서 원형으로 분말의 증착 형태가 전이하게 된다. 이외에 추가적으로 진행하고 있는 연구는 코팅 전처리에 해당하는 분말 효과이며, 특히 탄화텅스텐 분말을 통한 재료적 auto-shroud 효과와 미세분말을 이용한 분말 표면열속의 증가에 따른 용융률 증가효과를 연구에 포함할 계획이다. 이러한 연구는 열적, 그리고 재료적 해석을 바탕으로 해석적 접근을 통해 이루어진다.

• Journal of the Korean Society for Aeronautical & Space Sciences
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• v.31 no.3
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• pp.65-71
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• 2003

In this research, we make the thin wall chamber to the measurement of heat flux of using a Kerosene/LOx liquid rocket engine's thrust chamber. The wall thickness is one millimeter. We measured outside wall temperature of thrust chamber by nine thermocouple. We suppose the system to the one-dimension unsteady state, and so the heat flux and heat transfer coefficient of thurst chamber are calculated using one-dimensional the transient energy equation by outside wall temperature. In this case, O/F ratio is 2.0, experimental variation is chamber pressure and we got the heat transfer coefficient of the proportion relation of 0.88 times for the chamber pressure.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.40 no.2
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• pp.92-100
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• 2015

For the purpose of improving the efficiency of the radiation impact assessment of dry interim storage facilities for the spent nuclear fuel of pressurized water reactors (PWRs), radiation impact assessment was performed after the application of sensitivity assessment according to the radiation source term designation method, development of a 2-step calculation technique, and cooling time credit. The present study successively designated radiation source terms in accordance with the cask arrangement order in the shielding building, assessed sensitivity, which affects direct dose, and confirmed that the radiation dosage of the external walls of the shielding building was dominantly affected by the two columns closest to the internal walls. In addition, in the case in which shielding buildings were introduced into storage facilities, the present study established and assessed the 2-step calculation technique, which can reduce the immense computational analysis time. Consequently, results similar to those from existing calculations were derived in approximately half the analysis time. Finally, when radiation source terms were established by adding the storage period of the storage casks successively stored in the storage facilities and the cooling period of the spent nuclear fuel, the radiation dose of the external walls of the buildings was confirmed to be approximately 40% lower than the calculated values; the cooling period was established as being identical. The present study was conducted to improve the efficiency of the Monte Carlo shielding analysis method for radiation impact assessment of interim storage facilities. If reliability is improved through the assessment of more diverse cases, the results of the present study can be used for the design of storage facilities and the establishment of site boundary standards.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.5 no.3
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• pp.213-220
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• 2007

Appropriate numerical models for the simulation of off-gas flow in hot area of the vitrification plant have been developed in this study. The models have been applied to analyze the effect of design parameters of real plant and numerical analyses have been performed for CCM(Cold Crucible Melter), pipe cooler and HTF(High Temperature Filter). At first, the effect of excess oxygen and the ratio of oxygen distribution on combustion characteristics in the CCM has been studied. Next, solidification behavior of radio nuclide in the pipe cooler has been numerically modeled and scrutinized. Finally, flow pattern in accordance with the location of off-gas entrance of the HTF has been compared.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2005.11a
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• pp.69-78
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• 2005

Appropriate numerical models for the simulation of off-gas flow in hot area of the vitrification plant have been developed in this study. The models have been applied to analyze the effect of design parameters of real plant and numerical analyses have been performed for CCM(Cold Crucible Melter), pipe cooler and HTF(High Temperature Filter) At first, the effect of excess oxygen and the ratio of oxygen distribution on combustion characteristics in the CCM has been studied. Next, solidification behavior of radio nuclide In the pipe tooler has been numerically modeled and scrutinized. Finally, flow pattern In accordance with the location of off-gas entrance of the HTF has been compared.

• Journal of Power System Engineering
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• v.9 no.2
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• pp.5-13
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• 2005

새로운 엔진을 개발하기 위한 중요한 과정 중에 하나로서 엔진 연소실 가시화를 들 수 있다. 그러나 실제 운전상태에 있는 엔진 연소실을 가시화하기 위해서는 극복해야 할 여러 가지 어려운 점들이 있기 때문에, 지금까지는 간단한 실험적 접근방법 혹은 소수의 이론적 해석 방법만이 보고 된 상태이다. 본 연구에서는 가시화용 수정엔진을 개발하기 위해 필요한 몇 가지 중요한 사항들을 다루었다. 즉, 가시화용 수정엔진의 안전한 운전을 위하여 엔진 실린더 외부에 강제대류 효과를 주었고, 또한 실린더 두께 변화에 따른 온도 및 응력장의 분포를 정량적.정성적으로 고찰하였으며 다음과 같은 결론을 얻을 수 있었다. 첫째, 실린더 라이너 외벽을 강제대류로 냉각했을 경우, 열응력 감소에 매우 큰 효과를 보았다. 둘째, 가시화용 수정엔진 라이너의 최적 두께를 도출하였다. 셋째, 전통적인 주철 소재의 실린더 라이너와 비교 시, 주철 라이너는 연소에 의한 폭발 압력이 실린더 안전성에 큰 영향을 미치지 않는 것으로 보고 되었으나, 수정 라이너의 경우 연소압력 및 연소에 의한 연소열 모두 중요한 설계 인자임을 입증하였다.