• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.399-404
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• 1996

1000MWt 급 가압경수로의 질량 및 에너지 방출량을 감소시키기 위한 방안으로 울진 3,4호기를 기준으로 안전주입계통의 형태 및 용량을 변화시키면서 원자로냉각재펌프 토출관 및 고온관 파단에 대한 질량 및 에너지 방출량 계산과 격납건물 첨두압력 및 온도의 민감도를 분석하여, 후속호기 설계에 활용하고자 한다. 분석한 여러 경우 중에서, 토출관 파단사고시 안전주입탱크 용량은 변화시키지 않고 고압안전주입펌프 용량을 l75%로 증가시키면서 저압안전주입펌프를 제거하였을 경우가 격납건물 첨두압력 및 온도가 61.98 psia (3.32 kg/$\textrm{cm}^2$A), 288.03 ℉ (142.24$^{\circ}C$)로써 가장 낮게 나타났다. 이러한 결과는 격납건물의 설계여유도를 기존보다 더 확보하므로 안전성이 향상 될 뿐만 아니라. 저압안전주입펌프를 안전주입계통에서 제외함으로써 발전소 운전에도 큰 도움이 될 것이다.

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 1998.05a
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• pp.339-345
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• 1998

원자력발전소는 발전소의 안전성 확보를 위해 대기중인 계통의기기(component)들을 가동중에 주기적으로 시험하고 있다. 시험 대상은 주로 미국 기계학회(The American Society of Mechanical Engineers: ASME)에서 정해진 안전등급 1.2,3급의 밸브나 펌프 등으로서, 원자력 발전소를 안전하게 정지시키거나 정지상태를 유지시기는 또는 사고를 완화시키는 기능과 관련돼 있는 기기들이다. 국.내외 원자력 발전소의 안전성 관련 기기들에 대해 수행되는 가동중시험(In-Service Test: IST)의 요건 및 주기 등은 대부분 ASME코드 규정을 근거로 하고있다. (중략)

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers B
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• v.30 no.9 s.252
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• pp.858-865
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• 2006

SMART Pilot is a multipurpose small capacity integral type reactor. Main coolant pump (MCP) of SMART Pilot is a canned-motor-type axial pump to circulate the primary coolant between nuclear fuel and steam generator in the primary system. The reactor is designed to operate under condition of $310^{\circ}C$ and 14.7MPa. Thus MCP has to be tested under same operating condition as reactor design condition to verify its performance and safety. In present wort a test apparatus to simulate real operating situations of the reactor has been designed and constructed to test MCP. And then functional tests, performance tests, and endurance tests have been carried out upon a prototype MCP. Canned motor characteristics, homologous head/torque curves, coast-down curves, NPSH curves and lift-time performance variations were obtained from the qualification test as well as hydraulic performance characteristics of MCP.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2011.08a
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• pp.93-93
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• 2011

고진공 펌프 국산화의 일환으로 터보분자 펌프와 크라이오 펌프 개발이 진행 중이다. 크라이오 펌프 개발은 기계연구원, 우성진공(주), 국민대학교가 연합해서 수행하고 있다. 올해 9월말에 끝나는 1단계 마지막 3차 년도에는 두 고진공 펌프 모두 시제품을 완성하고 성능을 입증해야 한다. 이를 위해 고진공 펌프 개발과 별도로 진공 펌프 종합특성평가 시스템 개발도 표준과학연구원 주도로 진행되고 있는데 크라이오 펌프 평가 시스템은 원자력연구원이 담당하고 있다. 완성된 크라이오 펌프 성능평가 장치는 상온 기준 5${\times}$10-11 mbar의 기저압력을 보이고 있어서 초고진공 영역에서 크라이오 펌프 운전성능을 평가할 수 있는 준비를 마쳤다. 현재 크라이오 펌프 냉동기는 전반적으로 목표 설계치에 근접한 냉각성능을 나타내고 있는데 예를 들면 2차 냉각단 냉각능력이 10 K, 10 W로 대형 크라이오 펌프를 제작하기에도 충분하다. 활성탄 어레이도 여러 모델들을 자작하여 배기성능을 시험해 보았으므로, 최종적으로 3,600 L/s 급에 적합한 어레이를 만들고 이를 개발된 냉동기에 얹고 열차폐와 몸통을 씌워 펌프로서의 운전성능을 평가하는 일이 남아있다. 시제품은 상용품과 달리 기기가 차지하는 공간이 크고 부대설비가 복잡해서 운전성능 평가 장치에 부착해서 실험하기 어려울 수도 있으므로 기계연구원 현장에서 진공 게이지와 기체도입구만 부착한 마구리 플랜지를 펌프 흡기구 위에 달고 간이로 배기속도를 측정하는 것도 고려하고 있다. 이 경우는 표준용기를 사용할 때보다 배기속도가 과대평가되므로 이를 보정해 주는 방안을 마련해 놓아야 한다.

• 유체기계공업학회:학술대회논문집
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• 2005.12a
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• pp.509-514
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• 2005

Main coolant pump (MCP) is a canned-motor-type axial pump to circulate the primary coolant between nuclear fuel rods and steam generators in an integral type reactor. The reactor is designed to operate under condition of 310 oC and 14.7 MPa. Thus MCP has to be tested under same operating condition as reactor design condition in order to verify its performance and safety. In present work, a test loop to simulate real operating situation of the reactor has been designed and constructed to test MCP. And then, as a part of qualification test, canned motor functional test and pump hydraulic performance test have been carried out upon a prototype MCP. Canned motor efficiency and pump hydraulic characteristics including homologous curves and NPSH curves were obtained from the qualification test.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2013.02a
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• pp.559-559
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• 2013

KSTAR (Korea Superconducting Tokamak Advanced Research) 장치는 차세대 에너지원 중의 하나인 핵융합로를 위한 과학기술 기반을 마련하기 위해 개발된 중형급 토카막 실험장치로서 토카막 운전 영역의 확장과 안정성 확보, 정상상태 운전 도달을 위한 방법 연구, 최적화된 플라즈마 상태와 연속 운전 실현 등을 주요 목표로 하고 있다. 이를 위해 핵융합 반응에 의한 점화조건과 가까운 상태로 플라즈마를 가열해주어야 하며, 토카막 장치의 저항가열 이외에도 외부에서 추가 가열이 반드시 필요하다. 중성 입자빔 입사 장치는 현재 토카막에서 사용되고 있는 가열장치 중 가장 신뢰성있는 추가 가열 장치라 할 수 있으며 한국 원자력연구원에서는 1997년부터 KSTAR 토카막 실험 장치에 사용될 중성 입자빔 입사 장치를 개발해왔었다. 중성빔 입사 장치는 크게 이온원, 진공함, 열량계, 진공 펌프, 중성화 장치, 이온덤프와 전자석으로 이루어져 있으며, 이중 이온원은 중성빔의 성능을 좌우하는 핵심적인 장치라 할 수 있다. 최근 한국원자력연구원에서는 2 MW 중성 입자빔 입사장치용 이온원 개발을 완료하여 KSTAR 토카막 장치에 설치하였으며, 2013년 현재 KSTAR에는 총 두 개의 이온원이 장착되어 최대 약 3 MW 이상의 중수소 중성 입자빔을 입사하여 KSTAR 토카막 실험의 H-mode 달성과 운전 시나리오 연구에 많은 기여를 하고 있다. 한국원자력연구원에서 최초로 개발된 이온원은 미국 TFTR 장치에서 사용되었던 US LPIS (Long Pulse Ion Source)를 기본으로 하여 국내 개발을 수행하였다. 이 온원은 크게 플라즈마를 발생시키는 플라즈마 발생부와 발생된 이온을 인출 및 가속시키는 가속부로 구성되는데, 개발과정에서 가장 먼저 KSTAR의 장주기 운전에 적합하도록 플라즈마 방전부와 가속부의 냉각회로를 요구되는 열부하에 맞게 설계 수정하였다. 그 후 플라즈마 방전부는 방전 시간과 안정성, 플라즈마 밀도의 균일도, 정격 운전, 방전 효율 등을 고려하여 수정 보완하며 개발을 진행하여왔다. 가속부의 경우 국내 제작기술의 한계를 극복하기 위해 빔 인출그리드를 TFTR의 US LPIS 모델의 슬릿형 그리드 타입에서 원형 인출구 타입으로 변경하였으며, 이후 가속 전극의 고전압 내전력 문제, 빔 인출 전류와 전력, 인출 빔의 광학적 질(quality), 빔 인출 시간 동안의 안정성 등을 위해 그리드의 크기와 간격, 모양 등을 변경하여 개발을 수 행하여 왔다. 이 논문은 한국원자력연구원에서 개발이 진행되어 왔던 이온원들을 시간적으로 되짚어 보면서 현재까지의 성과와 문제점, 그리고 앞으로의 개발 방향에 대해 논의하고자 한다.