• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2003.10a
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• pp.368.2-368.2
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• 2003

• Proceedings of the Korean Institute of Surface Engineering Conference
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• 2003.10a
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• pp.84-85
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• 2003

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2015.10a
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• pp.333-334
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• 2015

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2015.10a
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• pp.261-262
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• 2015

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.27 no.5
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• pp.442-448
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• 2007

The ultrasonic inspection system for the expansion/transition area of steam generator tube was successfully developed. Variety of artificial flaw and real track specimen was tested using the UT system to verify the performance of the system. All artificial flaws of which through-wall depth larger than 10% was clearly detected by UT system. Measurement results of through-wall depth of flaws larger than 20% had good linearity and reproducibility with 3.27 of standard deviation. Results of real crack specimen test suggested that the detection limit of real crack strongly depends on the track morphology. A potential for measurement of PRL(percentage of remaining ligament) was recognized by the real crack specimen test.

• Journal of Energy Engineering
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• v.24 no.1
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• pp.42-50
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• 2015

To evaluate the heat removal capability of a condenser tube in the PCCS of an advanced nuclear power plant, a steam condensation experiment in the presence of noncondensable gas on a vertical tube is performed. The average heat transfer coefficient is measured on a vertical tube of 40 mm in O.D. and 1.0 m in length. The experiments covers the pressures of 2-4 bar, and the mass fraction of air ranges from 0.1 up to 0.7. From the experimental results, the effects of the total pressure and the concentration of air on the condensation heat transfer coefficient are investigated. The measured data are compared with the predictions by Uchida's and Tagami's correlations, and it is revealed that these models underestimate the condensation heat transfer coefficient of the steam-air mixture.

• Journal of computational fluids engineering
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• v.3 no.1
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• pp.89-99
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• 1998

한국형 차세대원자로에서는 비상노심 안전주입수가 저온관을 통하지 않고 원자로용기에 직접 주입된다. 원자로용기의 가압열충격과 열수력적 관점에서 최적의 노즐위치를 결정하기 위해서 전산유체역학을 활용하였다. 상용 전산유체코드인 CFX를 이용하여 원자로 하향유로를 모사하는 해석대상 격자를 다중불록으로 형성한 다음 유동장을 비압축성 Navier-Stokes 운동량 방정식, 에너지 방정식과 표준 k-ε 난류모형 등으로 모형화하여 3차원 비정상상태 계산을 수행하였다. CFX에서는 경계 밀착좌표계, 비엇물림격자와 SIMPLE 알고리즘을 사용한다. 본 연구결과 원자로용기의 가압열충격 관점에서 가장 보수적인 사고인 증기관 파단사고시에도 열적혼합이 잘 일어나 가압열충격이 발생할 가능성이 없는 것으로 판단되며 안전주입수 노즐이 저온관 바로 위에 위치할 때 원자로 하향유로 내의 온도 분포가 가장 균일하여 열적 혼합 관점에서는 최적의 위치로 판단된다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2009.07a
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• pp.790_791
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• 2009

본 논문에서는 전자기 유한요소 해석을 통하여 원전 증기 발생기(SG, Steam Generator) 세관의 결함 변화에 따른 배열와전류프로브의 와전류탐상 특성을 해석하였다. 프로브의 전자기적 특성을 위해 맥스웰 방정식을 이용하여 지배방정식을 유도하였고, 이를 3차원 전자기 유한요소법을 이용하여 문제를 해석하였다. 해석을 위한 선정한 결함은 프로브의 특성파악을 위한 표준시험편과 원전 SG세관에 발생 가능한 결함인 Pitting, SCC, Wear, Multi SCC 결함을 선정하였다. 해석 대상으로는 원자력발전소 증기발생기 세관으로 사용되고 있는 Inconel 600 도체관을 사용하였다. 본 논문으로 통하여 결함의 형상, 크기, 시험주파수의 변화에 따른 탐상신호의 변화를 확인할 수 있었다. 본 논문의 결과는 배열와전류프로브의 와전류탐상 신호 평가시 도움이 될 것이다.

• Proceedings of the KAIS Fall Conference
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• 2004.06a
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• pp.258-260
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• 2004

암모니아 대신 에탄올아민은 원자력 발전소 2차계통수에서 pH를 증가시켜 철 부식을 억제하고, 중기 발생기 전열관의 건전성을 제고하기 위해 사용하고 있다. 에탄올아민은 암모니아와 물리화학적 성질이 다르므로, 증기발생기에 유입되는 부식생성물의 용해와 흡착, 이온성 불순물의 잠복현상에 미치는 영향이 다르다. 본 연구에서는 온도가 증가함에 따라 암모니아와 에탄올아민이 부식생성물에 대한 용해와 흡착, 이온성 불순물의 잠복현상에 미치는 영향을 조사하였다. 2차 계통수의 pH 제어제로서 에탄올 아민은 암모니아보다 증기발생기 슬러지의 철산화물에 많이 흡착되어 철산화물의 용해도를 증가시키므로 퇴적된 슬러지의 양을 감소시키며, 또한 슬러지에 흡착된 불순물의 양을 감소시켜 잠복 현상을 억제할 것으로 판단된다.

• Journal of the Korean Chemical Society
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• v.45 no.4
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• pp.293-297
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• 2001

The existing vapor pressure measurements reported in the literature for parahydrogen between the triple point and the critical point have been employed to establish the constants and exponent of the following equation in the form of reduced vapor pressure and reduced temperature: ln $lnP_r=2.64-{\frac{2.75}{T_r}}+1.48129lnT_r+0.11T^5_r$Only the normal boiling point ($T_b$= 20.268K), the critical pressure ($P_c$= 1292.81 kPa), and the critical temperature ($T_c$= 32.976K) are necessary to calculate the vapor pressure for an overall average deviation of 0.21% for 153 experimental vapor pressure data.