1981년 6월 9일 고리 1호기 원자력발전소에서 발생한 외부 전원 상실사고 자료를 근거로 RELAP5/MOD2코드모델 평가를 하였다. 계산된 주요 열ㆍ수력학 변수를 실측자료와 비교 분석하였으며 증기발생기의 Nodalization 민감도 분석이 수행되었다. 계산된 열ㆍ수력학 변수는 실측치와 비교적 잘 일치하고 있으며, 이러한 유형의 사고 분석에 RELAP5/MOD2가 적합하다는 것을 보였다. 그러나 가압기 압력과 수위변동에서는 상당한 차이를 보였으며 높게 계산되었다. 이러한 사실은 RELAP5의 수직관에서의 층류 열전달 모델에 기인하는 것으로 해당모델의 개선을 요하고 있다는 것을 알았다. 그리고 증기발생기의 Nodalization 연구를 통하여 수위변동을 잘 예측하기 1위해서는 증기발생기 증기 Dome와 Downcomer사이에 압력을 전달시켜주는 유로를 모델링 하여야 한다는 것을 알았다.
증기운 폭발의 폭압을 예측하거나 위험성 분석을 위하여 다양한 폭압 산정법이 존재하지만 대표적으로 경험적 방법인 TNT 등가량 환산법과 멀티에너지법을 주로 사용한다. 멀티에너지법은 환경적 요인을 고려한 폭발강도계수를 사용한다. 본 연구에서는 문헌 분석을 통하여 점화원 강도를 세분하고 강도분류를 확장하여 개선한 폭발강도계수 가이드라인을 제안하였다. 개선한 폭발강도계수 가이드라인의 합리성 검증과 기존 Kinsella 가이드라인과의 비교를 위하여 실제 추정 폭압과 대조가 가능한 4가지의 증기운 폭발 사례를 적용하였다. 결과적으로 기존 Kinsella 가이드라인은 실제 추정 폭압에 비하여 광범위하거나 부정확한 폭압 산정 결과를 나타내는 것으로 확인하였다. 반면, 개선한 폭발강도계수 가이드라인은 명확한 점화원의 강도 선정이 가능하고 분류의 확장을 통하여 더욱 세분화된 계수 값의 선정이 가능함에 따라 실제 사례와 비교적 유사한 폭압 산정이 가능하다.
한전 전력연구원은 최근 월성 원자력 1호기 주증기관 배관 설비의 안전성 및 운전 신뢰도를 크게 향상시킬 `배관진동 해석기술`을 개발하였다. 이 기술은 소음진동연구팀이 연구에 착수한지 2년만에 성공한 것으로, 10년 이상 진동 문제로 어려움을 겪고 있는 월성 원자력 1호기 주증기 배관의 유체 유동, 구조물의 동적$\cdot$정적 특성을 규명, 진동 감쇠 장치를 설치하게 됨으로써 배관의 최대 진동값이 허용 기준치 이하로 줄어들어 시스템 신뢰성 및 원전 설비의 안전성을 크게 높인 것으로 평가되고 있다. 전력연구원은 앞으로 이 기술을 월성 1호기 나머지 2개 라인 및 타 발전소에까지 적용시켜 대형 배관 구조물의 해석 기술을 선진국 수준으로 향상시킬 계획이다.
원전의 주요 구조물은 극심한 재해를 초래할 수 있는 자연현상(지진, 쓰나미 등)이 수반하는 극한하중에 견딜 수 있어야 하고 내부의 안전관련 기기의 기능과 만일의 사고(주증기나 고에너지 배관파단사고)시에도 구조적 안전성이 보장되도록 설계.시공되고 있다. 또한 운전원의 조작실수나 오판을 극복할 수 있도록 원자로 고유의 안전성과 자연법칙에 의한 정상유지를 할 수 있는 신기술이 도입되고 있다. 품질보증 계획에 의한 최선의 품질보장, 엄격한 방사선 감시와 온배수 영향의 최소화, 최신방사성 폐기물 처분기술 적용 등을 통하여 기술의존형 에너지인 원자력의 활용증대가 불가피하다고 판단된다.
휘발성유기화합물(Volatile Organic Compounds, VOC)은 연소배기가스중의 NOx, SOx와 함께 대기환경오염의 주 요인이 되는 물질로서, 제거방법의 하나로 활성탄 흡착법을 주로 사용한다. 흡착제로서 석탄이나 나무에서 제조된 활성탄(Activated Carbon)을 사용하는데, 활성탄 자체는 폭발하지 않으나 어느 정도 유기증기를 흡착하면 분산상태에서 폭발을 일으키는 것으로 알려져 있다 그러나, 국내에서 활성탄에 대한 연구는 자연발화위험성에 대해서만 연구가 진행되었을 뿐, 휘발성유기화합물이 흡착된 활성탄에 대한 연구는 전무한 상태이다.(중략)
복합화력 발전플랜트의 운전에서 특히 하절기의 첨두부하시에 외기온도의 상승으로 인한 가스터빈의 출력 감소를 해결하기 위한 방법으로 LNG 연료가 보유하고 있는 냉열을 이용하여 압축기로 유입되는 공기 온도를 감소시키는 냉각시스템의 개념을 개발하고자 복합화력 발전플랜트에 대한 설계점 및 외기온도 변화에 대한 탈설계점 모델링 연구를 수행하였다. 대상 프랜트는 940 MW 서인천 복합 발전플랜트 모듈의 단위 블록을 선택하였으며 발전플랜트 전용 해석코드인 GateCycle을 이용하여 가스터빈과 증기사이클의 주요 기기 들에 대한 모델을 개발하였다. 개발된 모델의 결과를 대상플랜트의 시운전결과와 비교하여 모델의 적정성을 검증하였다. 출력, 효율, 온도 및 유량 등 주요 설계인자들이 최대 ~1.3%의 상대오차 범위 안에서 만족할 만한 신뢰도를 갖는 것을 확인하였다. 탈설계점 성능해석은 본 논문과 관련한 연구의 주목적인 LNG 냉열에 의한 유입공기 냉각시스템 설계시의 경계변수인 외기온도 증가에 대한 각 사이클의 특성변화를 대상으로 하였다. 종합적으로 외기온도가 증가하면 압축기로 유입되는 공기의 양과 이에 대응하는 소요 연료량이 동시에 감소하므로 연소에 따른 가스터빈의 팽창비가 감소한다. 이로 인하여 외기온도 증가시에 가스터빈 출력감소율은 0.5%/$^{\circ}C$로서 배기가스를 이용하는 증기사이클의 출력감소율 0.2%/$^{\circ}C$에 비해 민감하므로 가스터빈 유입공기의 냉각시스템의 설계는 복합화력발전 플랜트의 효율 향상에 크게 기여할 것으로 예상된다.
최근 석유, 가스, 석탄을 비롯한 화석연료의 다량 사용으로 기후변화, 대기오염 등의 환경문제 및 자원 고갈의 우려 때문에 바이오매스는 중요한 화석연료 대체 에너지 자원으로써 큰 관심을 받고 있다. 바이오매스 자원을 에너지로 전환하는 방법 중 하나인 급속 열분해 공정은 산소가 없는 상태에서 바이오매스를 열적으로 분해하여 액상 상태의 생성물을 회수하는 공정으로, 증기상의 열분해 가스를 응축하여 회수하게 된다. 바이오매스의 급속 열분해에 관한 연구는 주로 바이오매스의 종류와 열분해 조건에 따라 회수되는 바이오 원유의 수율 및 물리 화학적 특성에 관한 연구가 수행되고 있으나, 열분해 가스의 응축에 관한 연구는 응축에 수반되는 복잡한 물리적 현상 때문에 미진하다. 따라서 본 연구에서는 바이오매스의 급속 열분해를 통해 생성되는 증기상의 열분해 가스의 응축 현상을 모사 할 수 있는 모델링 기법에 대해 연구하였다. 급속 열분해 공정을 통해 생성되는 바이오 원유는 수백개의 화합물로 구성되어 있으며, 동일한 바이오매스를 사용한 경우라도 공정조건에 따라 바이오 원유에 포함된 화합물은 달라진다. 따라서 본 연구에서는 바이오 원유의 주요 화합물인 water, propanal, butanal, pentanal, phenol, guaiacol, coniferyl alcohol, formic acid, acetic acid, propanoic acid, butanoid acid를 대상으로 열분해 가스의 응축을 모사하였다. 본 연구에서는 응축 모델링 기법의 검증을 위해 실험결과와 비교하여 정확성을 검증하였으며, 본 연구의 결과를 활용하여 응축 조건 변화에 따른 급속 열분해 가스의 응축률을 예측하고, 이를 이용한 응축 열교환기 설계에 유용하게 사용될 수 있을 것으로 판단된다.
발전 플랜트의 발전량 최적화 및 발전효율 최적화는 에너지공학을 전공한 전문가일지라도 이해하기 힘든 개념이다. 본 연구에서는 엑서지 및 엑서지율이라는 열역학적 상태값을 적용하여 에너지 공학을 전공하지 않은 일반인일지라도 발전량 및 발전효율 최적화 개념을 쉽게 이해할 수 있는 차트가 개발되었다. 발전소의 성능을 파악할 수 있는 대표적인 물성치는 주증기의 온도 및 압력이다. 개발된 차트에서는 주증기의 온도 및 압력에 따른 최대 발전량 곡선과 최대 효율 곡선이 도시되어 있으므로, 해석하고자 하는 발전소의 온도 및 압력을 차트에 적용하여 그 발전소가 얼마만큼 최대 발전량과 최대 효율에 접근해 있는지를 쉽게 파악할 수 있다.
The phenomenon of fretting wear due to the flow-induced vibration in steam generator (SG) tube is a significant degradation mechanism in nuclear power plants. Fretting wear in SG tube is primarily attributed to the friction and impact forces between the SG tube and the tube support structures, experienced during nuclear power plants operation. While the Archard model has generally been used for the prediction of fretting wear in SG tube, it is limited by its linear nature. In this study, we introduced an "Impact Shear Work-rate" (ISW) model, which takes into account the combined effects of impact and sliding. The ISW model was evaluated using existing experimental data on fretting wear in SG tube and was compared against the Archard model. The prediction results using the ISW model were more accurate than those using the Archard model, particularly for impact forces.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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