• The Science & Technology
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• v.11 no.10 s.113
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• pp.27-29
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• 1978

세계의 석유자원은 향후 30년의 가채년수 뿐일 것이라는 추정은 이제 상식화된 느낌이다. 그래서 세계 선진국들은 석유를 대신할수 있는 에너지원으로서 석탄의 가스 액화, 수소, 원자력, 태양열광 등의 개발을 추진하고 있다. 아직 우리는 석유의 꿈을 버리지 않고 있으며, 한편으로는 원자력 발전소 건설에 기대하고 있다. 국내에도 태양에너지 연구가 활발히 진행되고 있는 줄 안다. 고리에 원자발전 제1기를 점화한 우리는 계속 2,3,4의 발전소를 계획하고 있다. 따라서 1990년대 우리 나라 소요에너지의 75%를 원자력에 두게 될 것이라는 전망이고 보면 향후 우리의 생활과 원자력 발전은 불가분의 관계를 이끌어가게 될 것으로 본다. 우리는 지금 육상에서 원자력 발전을 이용하는 단계이나 선진제국은 원자력을 선박 추진력에 이용하는 단계에 있다. 미국을 비롯해서 소련, 영국, 서독, 프랑스, 일본 등이 원자력선 개발에 열을 올리고 있어 앞으로 10년 뒤에는 원자력선 시대의 막이 올려질 것으로 전망된다.

• Journal of Energy Engineering
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• v.24 no.2
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• pp.17-21
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• 2015

Restriction orifices in the feed and bleed circuit of nuclear power plant are designed using computer program capable of handling multiple hole cascade orifice assembly. Single hole stages of orifice assembly are alternated with multihole stages where necessary. The distance between stages is such that it allows full pressure recovery. The minimum static pressure is higher than vapor pressure at the operating temperature so that cavitation does not occur. Piping sizes are reviewed and increased if necessary to improve rigidity.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.778-783
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• 1997

원자력 발전소에서의 중대사고시, 고온의 노심 용융물이 원자로 공동으로 떨어지면 노심용융물과 콘크리트간의 반응(MCCI)에 의한 여러가지 현상으로 인해 격납용기의 건전성을 위협할 수 있다. 본 연구에서는 국내 영광원전 3, 4호기에 사용된 공동구조물 콘크리트와 고온용융물간의 반응특성을 실험적으로 살펴보았다. 실험은 유도가열로를 이용한 1차원 장기침식을 모사하기 위한 MEK-S1 실험이다. 실험에서는 유도로의 전원부족으로 용융풀을 형성하지 못하여 장기침식에는 실패하였다. 하지만 약 150$0^{\circ}C$의 고온 SUS 304에 의한 콘크리트의 침식을 확인할 수 있었다. 실험후 분해한 콘크리트 반응시편의 단면은 침식으로 인해 매우 불규칙한 모양을 나타내었으며, 최대침식 깊이는 24mm로 나타났다. 실험중에 발생한 가스의 성분분석 결과에서 H$_2$, $CO_2$, CO 및 $O_2$, $N_2$등의 가스가 발생된 것을 알 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.627-632
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• 1997

FLECHT-SEASET 실험을 이용하여 냉각재상실사고시 Reflood에 대한 TRAC-PF1 전산코드의 예측 능력을 평가하였다. FLECHT-SEASET 실험 장치는 3.657m(12 ft) 높이 161개 전열 봉으로 이루어 져 있으며, 다양한 재관수율, 계통압력, 초기 피복재온도, 재관수온도 노심내 반경방향 출력분포 둥의 조건에 따라 수행된 실험이다. TRAC-PF1은 비균질 비평형 이상유동 열수력(Nonhomogeneous Non-equilibrium Two-Fluid Hydrodynamic)모델을 사용하고 원자로 압력용기는 3차원으로 모델할 수 있는 최적전산코드로서, 이 평가 계산에는 HP Version이 사용되었다. 본 연구에서는 재관수율 변화에 따라 달라지는 연료봉 최대 피복재온도와 Quench 시간에 대한 TRAC-PF1 전산코드의 예측 능력을 중점적으로 평가하였다. 계산 결과 TRAC-PF1은 최대 피복재온도는 약 20-100$^{\circ}$K 낮게, Quench 시간은 실험치와 비교하여 약 40-150초 정도 늦게 예측하는 것으로 나타났는데, 재관수율이 낮을수록 최대피복재 온도는 낮게, Quench 시간은 늦게 예측하는 경향을 보이고 있다. 또한 재관수율이 3 in/sec 이상에서 노심 상부가 일찍 Quenching 되는 것으로 계산되는데, 이는 노심상부 열전달 Regime의 부적절한 계산이 원인으로 보인다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.29 no.6
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• pp.42-48
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• 1997

원자로 냉각재 계통의 주요 구성요소중의 하나인 증기발생기는 원자로의 정상운전 과정에서 발생되는 고온의 열에너지를 2차 측으로 전달하여 터빈을 구동하기 위한 증기를 생산하는 역할을 하게 된다. 동적하중으로부터 증기발생기를 보호하고, 정상운전시 고온 고압에 의해 발생하는 열팽창을 흡수하기 위하여 유압식 스너버를 이용하여 증기발생기를 지지한다. 본 연구에서는 증기발생기 스너버의 이동거리를 해석하기 위한 링크장치의 기하학적 계통을 모델링하여 제시하고, 스너버의 이동거리 해석에 영향을 미치는 인자를 추출하여 검토하였다. 또한 스너버의 강성값 결정 과정에서 요구되는 레버기구의 하중분담율을 해석할 수 있는 방법을 개발하였다. 해석 결과의 타당성을 검토하기 위하여 현재 건설중인 1000Mwe급 표준 가압형 경수로 발전소의 고온 성능시험과정에서 실측한 결과와 비교 검토하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.14 no.4
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• pp.204-218
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• 1982

The purpose of this report is to describe and discuss the current state of the knowledge about the Leidenfrost phenomenon which is a heavily studied subject in the field of boiling heat transfer. The strong interest is due to reactor safety considerations since it is desirable to obtain a better understanding of the physical mechanisms involved in the rewetting of high temperature surface after a loss of coolant accident. Brief survey of the theoretical and experimental results from available open literatures indicates that considerable discrepancy exists in the prediction of the Leidenfrost temperature at the elevated pressures and more investigations are needed in this area.

• Proceedings of the Korea Society for Simulation Conference
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• 2000.04a
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• pp.168-173
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• 2000

지금까지 국내에서 설치되어 있는 원전 시뮬레이터용 노심 (Neutronics) 모델 프로그램은 주로 전산기 성능이 오늘날 비해 낮은 환경에서 실시간으로 노물리 계산을 위해 중성자 확산(Diffusion)현상을 미리 반영한 곡선을 사용하는 등 빠른 계산을 위해 많은 가정과 간략화가 있었다. 본 논문에서는 중성자 물리 계산을 2 Group 3-D로 계산이 가능한 최신의 노심코드(REMARK)를 이용하여, WH사가 공급한 900Mw의 3 Loop PWR인 영광 1호기 12주기를 기준으로 한 시뮬레이터의 노심모델 개발하기 위한 핵설계 전산체계인 APA(ALPHA-PHOENIX-ANC) 시스템의 출력으로부터 자동으로 REMAR 입력데이타를 생성하기 위한 GUI툴 개발과 개발된 노심모델의 자체 검증 및 원자력발전소 사고해석에 쓰이는 최적평가코드(RETRAN)를 기반으로 하는 최신 실시간 열수력 시뷸레이션(ARTS) 모델과 결합(Integration)되어 원자로 냉각재 펌프 1대 정지 및 터빈정지 시험등 과도시험한 결과를 기술하였으며 개발된 노심 모델은 원자력 교육원 2호기 시뮤레이터에 적용될 예정이다.

• Journal of the Korean Chemical Society
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• v.44 no.6
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• pp.501-506
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• 2000

Some previous linear equations to predict hydrocarbon heats of formation are generalized. The basic molecular descriptors used for the QSPR analysis are atoms and chemcal bonds. This particular choice makes the method extremely simple and quite inexpensive. The predictions for a set of 19 alkenes yield deviations which are similar to experimental uncertainties. Some possible extensions of the method are pointed out.

• Journal of the Korean Society of Safety
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• v.16 no.4
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• pp.29-38
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• 2001

The purpose of this paper is to evaluate the structural integrity of a reactor pressure vessel subjected to the pressurized thermal shock(PTS) during the transient events, such as main steam line break(MSLB) and small break loss of coolant accident(SBLOCA). For postulated surface or subsurface cracks, variation curves of stress intensity factor are obtained by using the three different methods, including ASME section XI code anlysis, the finite element alternating method and the finite element method. From the stress intensity factor curves, the maximum allowable nil-ductility transition temperatures(RT/NDT/) are determined by the tangent criterion and the maximum criterion for various crack configurations and two initial transient events. As a result of the analysis, it is noted that axial cracks have smaller maximum allowable RT$_{NDT}$ values than same-sized circumferential cracks for both the transient events in the case of the tangent criterion. Axial cracks have smaller RT$_{NDT}$ values than same-sized circumferential cracks for MSLB and circumferential cracks have smaller values than axial cracks for SBLOCA in the case of the maximum criterion.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2007.10a
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• pp.425-426
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• 2007

본 논문에서는 4 m 길이의 핵연료 집합체를 지지하는 스페이서 그리드 외관의 이상 상태를 자동으로 검출하기 위한 영상처리 알고리즘에 대해 기술한다. 원자로 가동 중에는 중성자 조사와 고온 고압 냉각수의 열 유동에 의한 물리적 작용으로 정방 격자구조로 되어 있는 연료봉이 늘어나거나 휘어져 연료봉 틈새 간격이 좁아지고 냉각수의 원활한 유동이 방해를 받게 됨에 따라 연료봉을 지지하는 스페이서 그리드의 변형이 초래될 수 있다. 스페이서 그리드 간격의 변화를 자동으로 추출하는 영상처리 알고리즘을 개발하여 스페이서 그리드의 이상 상태를 자동으로 인식할 수 있게 하였다. 실험 영상으로는 스웨덴 Ahlberg 사의 4면 검사장치에 의해 수행된 경수로형 핵연료 집합체의 검사 동영상을 이용하였다.