• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 1994.11a
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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

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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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.

• Membrane Journal
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• v.21 no.1
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• pp.13-21
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• 2011

This study investigated the fouling behavior of $Al_2O_3$ colloids on polyethylene microfiltration membrane. To examine the effect of operation variation on fouling, operating pressure was increased from 0.49 to 1.96 bar along with time elapses and then was reduced to 0.49 bar reversely. A hysteresis behavior was observed in the membrane permeate flux over pressure, revealing different fluxes at the same pressure according to the pressure control type, increasing and decreasing. Permeate resistance and its rate of increase was higher in the decreasing pressure cycle than in the increasing pressure cycle. At the initial period of filtration, fouling mechanism for the both cycles was governed by the cake filtration. The degree of fouling was higher in the decreasing pressure cycle compared with in the increasing pressure cycle.

• 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.

• Journal of Energy Engineering
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• v.4 no.1
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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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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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.

• Journal of the Earthquake Engineering Society of Korea
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• v.2 no.1
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• pp.63-69
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• 1998

A rotating shaft system subjected to seismic motions has been investigated for the various operating modes at start-up. During an earthquake excitation, the rotor may hit the stator of machines due to the excessive deformation of shaft, and thus the response of rotating shaft system of which foundation is supported by the vibration isolation devices has been simulated. In order to examine the transient response of the rotating shaft system at the start-up to both the various operating conditions and the seismic excitation simultaneously, nonlinear equations of motion are derived and solved numerically using Runge-Kutta method. The response of the rotating shaft system is calculated according to the operating modes as recommended by the machine and the system parameters such as the spring stiffness of isolation devices.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.24 no.1
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• pp.30-39
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• 1992

In this study, an integrated boration and dilution (INBAD) model is proposed to predict the required makeup flowrate for RCS boron concentration change and to analyze the boron concentration behavior at each subsystem within the RCS including CVCS during boration and dilution operation. The INBAD model is constructed by integrating an existing neutronic code and a boration and dilution model. The boration and dilution model has been developed for our specific purpose using the one-cell model and multi-cell model. In addition, in order to assess the boron concentration behavior more realistically, two important features such as variable pressurizer heater output and optional makeup mode (either direct or indirect injection) are implemented in this model. In order to demonstrate the usefulness of this model, the boron concentration behavior analysis at each subsystem were performed for both direct and indirect injection mode using YGN 3 and 4 design data. Also, the effect of pressurizer heater output on the primary loop boron concentration was investigated. The results showed that the boron concentration changes can be predicted accurately at each subsystem during boration and dilution operation.

• Journal of the Korean Institute of Gas
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• v.27 no.4
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• pp.27-33
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• 2023

In a petrochemical plant, various mechanical equipments and structures are interconnected to ensure operability. Since the production activities of petrochemical plants have a great impact on the national economy, it is very important to maintain not only structural safety but also the operability of the facilities. However, the current seismic design standards present the design requirements of facilities mainly aimed at preventing collapse, and do not provide the requirements for securing operability of facilities. Depending on the behavioral characteristics of the facility, operability of the facility can be secured by seismic performance levels other than the collapse prevention level, so it is necessary to present seismic design methods that can apply various seismic performance levels. Spherical (ball) storage tanks are supported by columns and braces and exhibit complex nonlinear behavior because of buckling and yielding of support members. In this study, nonlinear seismic behavior characteristics were statistically analyzed and a new performance-based seismic design method was proposed based on them.

• 한국신재생에너지학회:학술대회논문집
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• 2011.11a
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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.