• 한국에너지공학회:학술대회논문집
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• 한국에너지공학회 1994년도 추계학술발표회 초록집
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• pp.150-154
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• 1994

본 연구는 원자력발전소용 시뮬레이션 언어인 DSNP 언어를 이용하여 CANDU-6 발전소 운전 모사 프로그램을 구성함으로써 핵심계통인 1차냉각재 계통(PHTS)과 2차 계통 일부가 정상 및 과도조건에서 보일 수 있는 운전 상태를 연구하였다. DSNP 프로그램은 원자로심과 증기발생기에서의 열전달 모델, 열수송계통 펌프 모델 및 가압기 열수력 모델을 포함하고 있으며, 파이프(pipe)라는 단위 구성체를 이용하여 1차 냉각재계통을 노드화하여 계통 모사가 실현된다. 정상상태 100% 전출력 운전시 대표적인 운전변수를 기준으로 DSNP 결과와 CANDU-6 발전소 설계치를 비교해본 결과 서로 매우 근사한 값을 나타내었으며, 이는 과도상태 모사의 초기조건으로 합당한 것으로 판단된다. 본 연구에서 선택된 과도상태 모사시 DSNP 프로그램은 매우 안정된 '최종정상상태'를 얻음에 따라 원자로의 기계 물리학적 변화를 합리적으로 모사하고 있음을 알 수 있었다. CANDU-6 단계감발 운전시 동적 거동을 원자로 설계자료인 '예비 안전성 평가 보고서(PSAR)'와 비교한 결과 단기적 거동은 PSAR 결과와 다소 다른 점이 있었으나 전체적으로 합리적인 운전변수 값을 얻을 수 있었다. 단기적 거동에 대한 입증은 원자로 운전자료를 통하여 가능할 것으로 사료된다. 이상과 같이 본 연구를 통해 구성한 DSNP 프로그램은 보완 및 개선의 여지가 있으나 현재의 수준으로도 CANDU-6 발전소의 일부 과도상태 모사가 가능한 것으로 판단된다

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.117-124
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• 1996

원전의 상용 부하추종운전 능력을 위한 노심 제어기법인 Mode K를 개발하고, 이를 차세대원전의 제1주기 주기초에 적용하여 일일 부하추종운전을 수행할 때의 노심 거동을 ONED94 전산코드로 모사 계산하였다. 계산 결과, 단순하면서도 유연한 형태의 붕산 농도 변화를 수용하면서 제어봉으로 출력분포 및 반응도를 동시에 제어하는 Mode K 제어 논리가 잘 작동하였으며, PbXb운전에 비하여 액체 폐기물 생성량이 30%까지 감소하였다.

• 멤브레인
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• 제21권1호
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• pp.13-21
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• 2011

본 연구는 폴리에틸렌 정밀여과 막을 이용한 $Al_2O_3$ 콜로이드 현탁액의 운전압력 순환변화에 따른 투과거동을 검토하였다. 운전압력의 순환은 0.49에서 1.96 bar까지 증가시키는 증압운전 후 다시 0.49 bar로 감소시키는 감압운전으로 행하였다. 연속적으로 운전압력을 순환변화 시킨 결과, 증압운전과 감압운전의 투과유속이 서로 다른 이력(hysteresis)을 나타냈다. 현탁액의 투과저항은 감압운전의 경우가 증압운전의 경우보다 컸으며, 투과저항 증가율도 컸다. 막오염 형태는 증압운전과 감압운전 모두 운전초기에 케익오염이 강하게 나타났으며, 막오염의 크기는 감압운전의 오염이 증압운전의 오염보다 컸다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(1)
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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.

• 에너지공학
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• 제4권1호
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• pp.103-114
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• 1995

본 연구는 원자력발전소용 시뮬레이션 언어인 DSNP(Dynamic Simulator for Nuclear Power-plants)언어를 이용하여 CANDU-6 발전소 운전 모사 프로그램을 구성함으로써 핵심계통인 1차 냉각재 계통(PHTS)과 2차 계통 일부가 정상 및 과도조건에서 보일 수 있는 운전 상태를 연구하였다. DSNP 프로그램은 원자로심과 증기발생기에서의 열전달 모델, 열수송계통 펌프 모델 및 가압기 열수력 모델을 포함하고 있으며, 파이프(pipe)라는 단위 구성체를 이용하여 1차 냉각재계통을 노드화하여 계통 모사가 실현된다. 정상상태 100% 전출력 운전시 대표적인 운전변수를 기준으로 DSNP 결과와 CANDU-6 발전소 설계치를 비교해 본 결과 서로 매우 근사한 값을 나타내었으며, 이는 과도상태 모사의 초기조건으로 합당한 것으로 판단된다. 본 연구에서 선택된 과도상태 모사시 DSNP 프로그램은 매우 안정된 최종정상상태를 얻음에 따라 원자로의 기계 물리학적 변화를 합리적으로 모사하고 있음을 알 수 있었다. 최종 정상상태 회귀 이전의 동적 거동을 원자로 설계자료인 예비 안전성 평가 보고서(PSAR)와 비교한 결과 단기적 거동은 PSAR 결과와 다소 다른 점이 있었으나 전체적으로 합리적인 운전변수 값을 얻을 수 있었다. 단기적 거동에 대한 입증은 원자로 운전 자료를 통하여 가능할 것으로 사료된다. 이상과 같이 본 연구를 통해 구성한 DSNP 프로그램은 보완 및 개선의 여지가 있으나 현재의 수준으로도 CANDU-6 발전소의 일부 과도상태 모사가 가능한 것으로 판단된다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(3)
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• pp.296-301
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• 1996

이 연구의 목적은 원주방향 균열을 가진 페라이틱 배관의 파괴거동을 실험적으로 평가하는데 있다. 한계하중방법, SC.TNP 방법, R6방법, 그리고 ASME Code방법과 같은 여러 파괴거동 평가 방법의 타당성이 PWR 운전조건(압력:15.5MPa, 온도:228$^{\circ}C$)하에서의 직경 16인치의 대규모 배관파괴실험을 통해 조사된다. 모사지진하중, 단일주파수 사인함수하중, 정하중과 같은 여러 가지 형태의 하중이 배관의 하중지지능력에 미치는 영향이 조사된다. 또한 엘보우부위와 직관부의 영향과 표면균열 및 관통균일의 영향 등도 함께 조사된다. 결과는 다음과 같다. (1) 표면균열을 가진 배관의 파괴거동은 한계하중방법과 SC.TNP 방법에 의해 잘 예측할 수 있다. 반면 관통균열의 경우는 한계하중방법에 의해 잘 예측된다. (2) 모사지진하중하에서는 단일주파수 사인함수하중이나 정하중 하에서 보다 하중지지능력이 크게 예측된다. (3) 엘보우부위와 직관부, 관통균열과 표면균열 사이에 파괴거동에 대한 큰 차이는 없다.

• 한국지진공학회논문집
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• 제2권1호
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• pp.63-69
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• 1998

회전축계가 거동시 지진하중을 받을때의 응답 거동을 조사하였다. 지진과 기동으로 인하여 회전축계가 불안정하다면, 과다한 진동이 발생할 뿐만 이니라 회정지계의 회전자가 고정자와 부딪혀 기계 성능을 발휘하지 못하게 할 것이다. 그래서 면진장치를 갖춘 기초에 지진동이 작용할 때에, 회전축계의 응답을 모사하였다. 거동시 회전축계의 과도 응답을 얻기 위하여 우선 회전축계의 운동방정식을 유도 하였다. 유도한 운동방정식은 비선형이어서 Runge-Kutta 수치해석법을 이용하여 응답을 계산하였으며, 기동 운전모드에 따른 거동뿐만 아니라 면진스프링의 강성을 매개변수로 취하여 회전축계의 응답거동을 고찰하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제24권1호
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• pp.30-39
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• 1992

본 연구에서는 붕산주입 및 회석운전동안에 노심의 붕산농도를 변화시키기 위한 보충수 유량을 예측하고 화학 및 체적제어계통을 포함한 원자로 냉각재계통내에 있는 각종 계통에서 붕산농도 거동분석을 위한 종합적 붕산주입 및 희석모델(INBAD)이 제안되었다. 이 모델은 기존의 노심코드와 새로 개발된 붕산주입 및 희석모델로 구성되어 있으며 붕산주입 및 희석모델은 단일 cell 모델 및 다중 cell모델을 이용하여 본 연구목적에 맞게 개발되었다. 또한, 본 모델에서는 보다 실제적인 붕산농도 거동분석을 위하여 가변적 가압기 가열기 출력 및 선택적인 보충수 운전형태 (직접주입 또는 간접주입)가 모사되었다. 이 모델의 유용성을 증명하기 위하여 영광 3,4호기 설계자료를 이용하여 각종 계통에서 직접주입 및 간접주입운전에 대한 붕산농도 거동분석을 수행하였고, 노심의 붕산농도에 대한 가압기 가열기의 영향을 검토하였다. 그 결과 본 모델은 붕산주입 및 희석운전시에 각종 계통에서 붕산농도 변화를 정확히 예측할 수 있음을 보여 주었다.

• 한국가스학회지
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• 제27권4호
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• pp.27-33
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• 2023

석유화학 플랜트에는 여러 설비 및 구조물이 서로 연계되어 운전성을 확보한다. 석유화학 플랜트의 생산활동은 국가 경제에 큰 영향을 미치므로, 구조적인 안전성뿐만 아니라 시설의 운전성을 유지하는 것이 매우 중요하다. 그러나 현행 내진설계 기준은 주로 붕괴방지를 목표로 시설의 설계요건을 제시하고 있으며, 시설의 운전성을 확보하는 요건을 제시하지 못하고 있다. 시설의 거동특성에 따라, 붕괴방지수준 이외의 내진성능수준에 의해서도 시설의 운전성이 확보될 수 있으므로, 다양한 내진성능수준을 적용할 수 있는 내진설계 방법의 제시가 필요하다. 구형(볼) 저장탱크는 여러 개의 기둥과 브레이스로 지지되어 브레이스와 기둥의 좌굴 및 항복 등으로 지진 시 복잡한 비선형거동을 보인다. 이 연구에서는 비선형거동 특성을 통계적으로 분석하여 신뢰도 기반의 성능기반 내진설계 방법을 새롭게 제시하였다.

• 한국신재생에너지학회:학술대회논문집
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• 한국신재생에너지학회 2011년도 추계학술대회 초록집
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• pp.75.2-75.2
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• 2011

고온고압에서 운전되는 IGCC용 분류층 석탄가스화기는 석탄에 포함된 회 성분을 대부분 용융 슬래그 형태로 가스화기 벽을 타고 흘러내리게 하여 가스화기 하부로 배출시킨다. 이러한 용융 슬래그를 원활하게 배출시키는 것은 가스화기의 안정적인 운전에 있어서 매우 중요하다. 본 연구에서는 슬래그 층 내의 물질수지, 운동량 및 에너지 보존을 고려하여 석탄가스화기내의 슬래그 거동을 해석할 수 있는 모델 식을 유도하였다. 유도된 슬래그 거동 모델 식들을 적용하고 가스화기의 형상을 고려하여 가스화기 내부에서의 슬래그 거동을 해석하였다. 또한 슬래그 물성치들인 슬래그 점도, 슬래그 비열, 슬래그 밀도, 슬래그 열전달 계수 등을 슬래그의 조성 변화에 따라 별도로 산정하여 슬래그 해석의 입력 데이터로 사용하였다. 슬래그에 첨가되는 석회석의 비율을 해석의 주요 변수로 사용하여 가스화기 하부에서 용융 슬래그 및 고체 슬래그 두께, 용융 슬래그 층 내부에서의 슬래그 점도분포 및 슬래그 속도분포 등 슬래그 거동의 주요 특성들을 예측하였다. 해석결과로 석탄에 석회석의 첨가량을 증가시키면 슬래그의 임계점도온도(temperature of critical viscosity)와 점도가 낮아지므로 가스화기 벽면에서의 용융 슬래그의 유동속도는 빨라지며, 고체 슬래그와 용융 슬래그의 두께가 감소하는 것을 정량적으로 확인할 수 있었다.