• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.525-530
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• 1995

최적 열수력 전산 코드인 CATHARE2 Vl.3u 코드를 이용하여 영광 3/4호기 midloop 운전중 잔열제거(RHR) 기능 상실사고를 해석하였다. 본 연구의 주된 목적은 사고시 계통에서 발생하는 열수력 현상의 이해 향상 및 증기발생기 열제거 능력 평가에 있다. 사고 복구 절차 관점에서 노심 비등, 노출 시점 및 계통압력 등이 중요한 인자이다. 본 계산 수행시 사용한 가정은 다음과 같다. 가) 초기 계통 수위는 고온관 중간에 위치하며 그 윗 부분은 질소 가스로 차 있다. 나) 3/4 인치 크기의 방출 밸브가 원자로 용기 상부 및 가압기 상부에 각각 설치되어 있으며, RHR 흡입구에 수위지시계가 설치되어 있다. 다) 증기발생기의 이차측은 U-튜브가 잠기도록 물로 차있다. 라) 두 증기발생기의 대기 방출 밸브(ADV)는 항상 열려 있어 사고시 이차측 압력을 대기압으로 유지하기에 충분하다. 사고는 원자로 정지 2일 후 발생하였다고 가정한다. 이와 같은 조건하에서 사고시 주된 계통 열제거 수단은 증기발생기 U-튜브내의 응축 작용이며 이는 전체 열제거량의 94%로 나타났다. 노심 비등 시점온 사고후∼300초 이후이며, 계통압력은 10,800초 이후에 최고 압력인 0.25MPa에 도달한 후 그 값을 계속 유지하고 있다. RHR 배관에 연결된 수위지 시계를 통해 10,200초 이후부터 냉각수가 방출되었다. 2개의 방출밸브 및 수위지시계를 통하여 방출된 유량에 근거하여 원자로 용기 냉각재 수위가 고온관 바닦까지 낮아지는 시점을 계산하면 사고 약 6.4 시간 이후가 된다.

• Korean Chemical Engineering Research
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• v.56 no.3
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• pp.388-403
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• 2018

We investigated design requirements of vent lines for Sodium-Water Reaction Pressure Relief System of Prototype Generation-IV Sodium-Cooled Fast Reactor. We developed design requirements of areas of the rupture disks of the steam generator, a diameter of the gas vent line of the sodium dump tank, a diameter of the gas vent line of the water dump tank, a diameter of the water dump line of the steam generator. With the design requirements, we calculated the time to vent fluid inside the steam generator and analyzed the transient pressure behavior, also evaluated the close pressure value of the isolation valve of the water dump line. Our results are expected to be used as basis information to design Sodium-Water Reaction Pressure Relief System of Prototype Generation IV Sodium-Cooled Fast Reactor.

• Nuclear industry
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• v.19 no.12 s.202
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• pp.59-65
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• 1999

원자력발전소는 우라늄 핵연료를 태워서 물을 끓여 증기를 발생시키고 이 고압 증기로 터빈을 돌려 전기를 생산하는데, 이와 같은 일련의 과정은 고압 용기나 배관을 사용하여 가능하게 된다. 이와 같은 고압 용기 및 고압 배관은 그 기기 안에 핵반응 물질이 들어 있다는 점을 고려해 볼 때 그 기기의 건전성 확보는 매우 중요한 일 중 하나이다. 본고에서는 원자력발전소의 원자로 압력 용기를 비롯하여 압력 배관의 용접부에 대한 결함 탐지에 사용되는 자동 초음파 탐상 기기에 관하여 서술하고자 한다.

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 2002.05a
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• pp.40-45
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• 2002

일반적으로 마모 손상된 원자력 발전소의 증기발생기의 전열관은 소성변형의 불안정에 의하여 파열이 발생된다. 이에 본 연구예서는 증기발생기 전열관에 평면형(flat type), 원주형(circumferential type)의 마모가 존재한다고 가정하고 소성 불안정(plastic instability) 해석에 기초하여 파열압력을 구하였다 또한 실험 결과와 비교하여 본 연구 해석 결과와 잘 일치함을 보였다.(중략)

• Journal of the Korean Society of Food Science and Nutrition
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• v.25 no.1
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• pp.58-62
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• 1996

취식시 열수처리하여 수분이내에 누룽지의 고유의 풍미를 지니고 식감이 우수하여 보구언력이 빠른 즉석 누룽지를 개발하기 위한 목적으로 취반조건을 찜솔 취반, 압력솥 취반 그리고 다단식 증기솥 취반을 따르고 누룽지의 제조공정인 쌀의 침지, 취반, 굽기, 건조의 네단께의 기본공정을 검토하여 누룽지를 제조하였으며 취반조건에 다른 누룽지 이화확적 성질을 비교 실험하였다. 취반조건에 따른 누룽지 용출액의 총당 함량은 다단식 증기솥 취반이 7분에서 1.99%호 최대 함량을 보였고 압력솥 취반은 7분에서 1.92%였으며 찜솥 취반은 5분에서 1.22%의 함량을 보였다. 누룽지 가루의 물 결합능력은 다단식 증기솥 취반이 6.4(쌀 가루의 2.5배), 찜솥 취반이 6.2(쌀가루의 2.4배), 압력솥 취반이 6.1(쌀 가루의 2.3배)이었다. 누룽지의 기호도 조사결과, 다단식 증기솥 취반의 누룽지에서는 색, 견고성, 점착성 그리고 전체적인 선호도가 높게 나타났으며, 압력솥 취반 누룽지에서는 탁한 정도, 구수한 냄새, 구수한 맛의 관능 특성치가 높게 나타났고 찜솥 취반의 누룽지에서는 점착성의 항목을 제외한 다른 관능특성치에서 가장 낮은 결과를 보였다. 또한 전체적 선호도와 상관관계가 있는 특성치로는 구수한 맛, 견고성, 점착성이었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.26 no.2
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• pp.257-264
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• 1994

Experimental studies hate been peformed to investigate vapor explosion phenomena which may threaten the containment integrity during severe accidents in nuclear power plants. In this study, experimental equipment is constructed for vapor explosion experiments, and the vapor explosion experiments were conducted using water/R22. During the experiments, water/R22 interaction phenomena were observed using the high speed camera, and the explosion pressure and released mechanical energy were measured with pressure transducer and pressure relief tube. And the effects of some important parameters-hot liquid temperature, hot liquid injection velocity, hot liquid injection velocity, hot liquid injection time, and cold liquid depth-were investigated on the vapor explosion. Also, the experiment with grid was conducted to study reactor -vessel-lower-structure effect on fuel/coolant interaction. Water/R22 explosion conversion ratios were measured between 0.5∼1.6%.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.126-131
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• 1996

증기주입기간 고온, 고압의 증기 열에너지를 운동에너지로 전환하여, 저압의 피주입수를 고압의 계통으로 펌핑하는 장치를 말한다. 원자로에서 과도상태나 사고 발생시, 저온 저압의 냉각수를 고온 고압의 계통으로 주입시켜야 되는 상황이 종종 발생한다. 기존 원자로의 경우 먼저 여러 가지 능동적인 수단을 사용하여 계통의 압력을 떨어뜨린 후, 능동기기를 사용하여 냉각수를 주입시킨다. 냉각수를 주입시키기 위해서는 먼저 계통의 압력을 떨어뜨려야 한다. 기존 방식의 단점으로는 감압이 어렵고, 능동기기에 대한 전원 유지가 필수적이며, 능동기기(펌프)의 고장 가능성을 들 수가 있다. 증기주입기는 감압 및 구동력이 필요하지 않고, 움직이는 부분이 없이 노즐과 밸브로만 구성되어 있이, 냉각수 주입계통의 신뢰도를 크게 향상시킬 수 있다. 따라서 광범위한 운전 조건하에서 안정되게 작동할 수 있는 증기주입계통을 개발하기 위한 분석 기법연구 및 분석 코드를 개발하였다.

• Journal of Korean Society of Disaster and Security
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• v.16 no.1
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• pp.91-103
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• 2023

This study aims to investigate the dynamic fracture characteristics of rocks and rock-like materials subjected to the Nonex Rock Cracker (NRC), a vapor pressure crushing agent that produces vapor pressure by instantaneously vaporizing a liquid mixture crystallized through the thermite reaction. Furthermore, the study seeks to develop an analytical technique for predicting the fracture pattern. A dynamic fracture test was performed on a PMMA block, an artificial brittle material, using the NRC. High-speed cameras and dynamic pressure gauges were employed to capture the moment of vapor pressure generation and measure the vapor pressure-time history, respectively. The 2-dimensional Dynamic Fracture Process Analysis (2D DFPA) was used to simulate the fracture process caused by the vapor pressure, with the applied pressure determined based on the vapor pressure-time history. The proposed analytical method was used to examine various fracture patterns with respect to granite material and high-performance explosives.

• Korean Chemical Engineering Research
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• v.57 no.1
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• pp.28-41
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• 2019

We carried out performance analysis of Sodium-Water Reaction Pressure Relief System of Prototype Generation-IV Sodium-Cooled Fast Reactor. We analyzed transient-dynamic behavior of fluids inside the steam generator to vent into a sodium dump tank or a water dump tank when tubes in the steam generator were broken to cause a large-water-leak accident. Accordingly, we preliminarily evaluated design requirements of our system. Our results showed that sodium in the shell side of the steam generator and in Intermediate Heat Transport System was completely vented within 50 s and feed water in the tube side of the steam generator was completely vented within 2.5 s. It was analyzed that pressure of the tube side of the steam generator was higher than pressure of the shell side of the steam generator, which showed that sodium in the shell side did not flow into the tube side. Our results are expected to be used as basis information to performance analysis of Sodium-Water Reaction Pressure Relief System of Prototype Generation-IV Sodium-Cooled Fast Reactor.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05b
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• pp.561-565
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• 1997

증기발생기 전열관 보수를 위하여 sleeve pipe를 삽입하여 레이저 용접을 하는 과정에서 전열관과 sleeve pipe 의 간격을 최소한으로 줄여 용접 품질을 높이고, 균등하게 하기 위하여 sleeve pipe에 대하여 확관이 수행된다. 확관은 sleeve pipe의 상단부와 하단부에 각각 수행되는데 정확한 확관규격을 유지하기 위하여 컴퓨터로 확관압력의 미분치를 비교분석하여 압력펌프를 제어하였다. 압력신호의 변화가 크고 안정되지 못하여 전후신호와 비교분석하여 안정화시킨 후 미분치를 추출하여 제어함으로써 전열관의 확관이 0.02mm 이내가 되도록 하여 전열관의 과도한 확관을 방지하였다.