• Journal of Energy Engineering
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• v.8 no.2
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• pp.285-292
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• 1999

The design parameter of the reactor vessel insulation for the Korea Standard Power Plant has been studied numerically. The heat loss from the reactor vessel through the insulation is analysed by using the computational fluid dynamics code, FLUENT. Parametric study has been performed on the air gap width between the reactor vessel wall and the inner surface of the insulation, and on the insulation thickness. Also evaluated is the performance degradation due to the chimney effect caused by gaps between the panels during the installation of the insulation system. From the analysis results, the optimal air gap width and the optimal insulation thickness are obtained.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.317-322
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• 1996

고온으로 유지되는 원자로에는 열손실을 줄이기 위하여 단열재가 설치되어 있다. 일반직으로 열손실 시험에서 나타난 실제 열손실은 설계상의 열손실보다 크며, 이의 원인은 단열설계의 부적절, 단열재 설치상의 미흡 등에 기인한다. 본 연구에서는 단열재 두께와 간격에 대한 열전달 특성을 분석하여 단열설계변수를 최적화하며, chimney effect에 의한 열손실 증가를 정량적으로 분석하였다. 본 연구의 결과는 원자로용기 뿐아니라 가압기, 증기발생기 등의 큰 규모의 단열재 설계에 적용될 수 있다.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2003.04a
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• pp.1897-1902
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• 2003

An 1/21.6 scaled experimental facility was prepared utilizing the results of a scaling analysis to simulate the APRI400 reactor and insulation system. The behaviors of the boiling-induced two-phase natural circulation flow in the insulation gap were observed, and the liquid mass flow rates driven by natural circulation loop were measured by varying the wall heat flux, upper exit slot area and configuration. And non-heating experiments have also been performed and discussed to certify the hydraulic similarity of the heating experiments by injecting air equivalent to the steam generated in the heating experimental condition.

• Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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• v.19 no.1
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• pp.36-43
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• 2023

Lots of researches have been conducted on in-vessel retention (IVR) to prevent or mitigate severe accident in nuclear power plants. Various methodologies were proposed and the external reactor vessel cooling was selected as a part of promising IVR strategy. In this study, the strategy is strengthened by enhancing the natural circulation performance through the adoption of insulation in the reactor cavity. A thermal analysis was carried out based on an assumed accident scenario and its results were used as boundary conditions for subsequent seven flow analysis cases. By comparing the natural circulation performance, effects of annular gaps and insulation shapes on the mass flow rate and flow velocity were quantified. The improvement in cooling performance can be reflected in actual design via detailed assessment.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2004.04a
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• pp.1927-1932
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• 2004

A 1/21.6 scaled non-heating experimental facility was prepared utilizing the results of a scaling analysis to simulate the APR1400 reactor and insulation system. The behaviors of the air bubble-induced two-phase natural circulation flow in the insulation gap were observed, and the liquid mass flow rates driven by natural circulation loop were measured by varying the injected air flow rate and distribution. As the injected air flow rates increased, the natural circulation flow rates also increased. Both the longitudinal and the latitudinal distributions of the injected air affected the natural circulation flow rates, especially, the longitudinal effect is more larger.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2010.02a
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• pp.337-337
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• 2010

하나로 반사체의 수직공 안에 설치된 냉중성자원 시설계통의 수조내기기는 원자로에서 생성되는 열중성자를 약 22K의 감속재로 감속시켜 0.1~10 meV 범위에서 높은 선속을 갖는 냉중성자를 생산한다. 냉중성자를 생산하기 위한 냉중성자원 시설계통의 구성은 감속재인 수소를 포함하고 있는 수소계통, 수소의 외부누출을 방지하기 위한 가스블랭킷계통, 극저온의 액체수소를 생산하기 위한 헬륨냉동계통, 극저온인 액체수소 층을 감속재용기 내에 유지하기 위한 진공계통 등으로 되어있다. 이들 계통 중 진공계통은 냉중성자원 시설계통의 정상운전 시 액체수소 열사이펀, 감속재용기 등의 냉중성자원 극저온 부품의 단열을 위하여 진공용기의 내부 진공도를 공정진공도 이하로 유지하기 위한 계통이다. 정상운전 시 진공계통으로부터 발생되는 배기 가스는 배기 수집탱크에 포집된다. 냉중성자원 시설계통으로부터 발생되는 배기가스는 배기수 집탱크를 통하여 수소의 누출여부를 확인한 후 원자로홀로 배기되도록 되어 있으며, 만일의 경우 탱크내부의 배기가스 수소 농도가 기준치인 3.5%이상일 때는 유입 원을 자동으로 차단하고, 희석용 가스인 고압의 질소를 주입하여 수소의 농도를 기준치 이하로 낮춘 후 원자로 홀로 자동 배출하도록 되어 있다. 본 논문에서는 냉중성자가 생산되는 냉중성자원 시설계통의 운전과정에서 진공계통으로부터 배출되는 배기가스를 배기수집탱크로 포집하고, 이 가스에 대해 수소가스의 농도를 분석하여 원자로 홀로 안전하게 배기할 수 있도록 수행된 수소가스 분석에 대해 기술하였다.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2011.02a
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• pp.366-366
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• 2011

냉중성자원은 하나로 반사체탱크에 위치한 수직공에 설치되어 노심에서 발생하는 열중성자를 감속재인 액체수소층을 통과시켜 냉중성자를 생산하는 설비로 수소가를 충전하고 있는 수소계통이 있으며, 21K의 극저온 액체수소/기체수소 2상(ttwo-phase)을 유지하기 위해 외부에서 유입되는 열침입을 최소화하기 위해 진공계통이 설치되어 있다. 진공계통은 수조내기기 집합체(In-Pool Assembly : IPA)의 액체수소 열사이펀, 감속재 용기 등의 냉중성자원 극저온 부풀들의 단열을 위하여 진공용기 내부진공도를 공정진공도 이하로 유지하기 위한 계통으로 고진공펌프, 진공배기탱크 및 저진공펌프의 조합으로 두 개의 진공펌프시스템과 진공박스, 배기수집탱크 및 밸브박스를 포함한 연결배관으로 설계되었다. 저진공펌프를 이용하여 대기압에서 고진공펌프 작동압력까지 도달한 후 고진공펌프를 가동하여 공정진공도 이하의 진공도를 확보하고, 고진공펌프로부터 배기되는 배출가스는 고진공펌프 후단에 설치된 진공배기탱크에 포집되며, 필요 시 저진공펌프레 의하여 배기수집탱크로 배출된다. 진공펌프시스템은 진공용기 내부의 압력이 공정진동고 이하로 유지되도록 연속적으로 가동되어 진공단열이 가능하다. 본 논문은 감속재인 수소를 액화상태로 유지하며, 공정진공도 이하로 충분히 유지되어 운전되는 진공계통의 특성을 원자로 운전 주기별로 소개하고자 한다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.32 no.4
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• pp.158-167
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• 2007

It is required that the neutron dosimetry be present to monitor the reactor vessel throughout its plant life. The Ex-vessel Neutron Dosimetry Systems which consist of sensor sets, radiometric monitors, gradient chains, and support hardware have been installed for 3-Loop plants after a complete withdrawal of all six in-vessel surveillance capsules. The systems have been installed in the reactor cavity annulus in order to characterize the neutron energy spectrum over the beltline region of the reactor vessel. The installed dosimetry were withdrawn and evaluated after a irradiation during one cycle and then compared to the cycle specific neutron transport calculations. The reaction rates from the measurement and calculation were compared and the results show good agreements each other.