• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.10a
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• pp.120.1-120
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• 2001

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1999.10a
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• pp.160.2-160
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• 1999

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.430-436
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• 1997

피동형 원자로에서 냉각수 펌프의 작동불능시나 계통 내의 강제 순환이 충분치 못할 경우, 냉각수와 분리된 비상 저온 고농축의 붕산수를 노심에 피동으로 주입시키고 자연 대류에 의한 잔열 제거가 이루어져야 한다. PIUS형 원자로나 SPWR형 원자로에서는 Honeycomb구조의 Density Lock을 사용하여 Shutdown 및 잔열 제거 기능을 수행하며 정상운전시에는Primary Coolant(고온, 저농축 붕산수)와 Pool Water(저온, 고농축 붕산수)를 분리하고 있다. Density Lock을 사용할 경우, 기동 운전이나 출력 변경과 같은 비정상 운전시 Density Lock을 통하여 노심으로 Pool Water가 유입될 수가 있다. 따라서 불필요한 Pool Water의 유입을 방지하고 피동형 원자로의 설계 개념을 만족시키며, 피동적으로 강제 순환으로부터 자연 순환으로의 경로를 열어 줄 수 있는 Hydraulic Valve에 대한 이론적 해석을 수행하여 실제 밸브를 제작하여 실험을 통해 이론과 비교하고 Valve의 특성곡선을 개발한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.469-474
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• 1995

피동형 원자로에서 냉각수 펌프의 작동불능시나 계통내의 강제순환이 충분치 못할 경우, 냉각수와 분리된 비상저온 고농축의 붕산수를 노심에 피동으로 주입시키고 자연대류에 의한 잔열제거가 이루어져야 한다. PIUS형 원자로나 SPWR형 원자로에서는 Honeycomb구조의 Density Lock을 사용하여 Shutdown 및 잔열제거기능을 수행하며 정상운전시에는 Primary Coolant(고온, 저농축 붕산수)와 Pool Water(저온, 고농축 붕산수)를 분리하고 있다. Density Lock을 사용할 경우 기동운전이나 출력변경과 같은 비정상 운전시 Density Lock의 경계가 불안정하고 제어가 용이치 않으므로 Pool의 저온, 고농축 보론수가 Density Lock을 통하여 노심으로 유입될 수 있다. 따라서 불필요한 Pool Water의 유입을 방지하고 피동형 원자로의 설계개념을 만족시키며, 피동적으로 강제순환으로부터 자연순환으로의 경로를 열어줄 수 있는 Hydraulic Valve에 대한 이론적 해석을 수행하여 모델밸브의 주요변수와 제원을 결정하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.179-185
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• 1996

피동형 원자로에서 냉각수 펌프의 작동불능시나 계통 내의 강제 순환이 충분치 못할 경우, 냉각수와 분리된 비상저온 고농축의 붕산수를 노심에 피동으로 주입시키고 자연 대류에 의한 잔열 제거가 이루어져야 한다. PIUS형 원자로나 SPWR형 원자로에서는 Honeycomb구조의 Density Lock을 사용하여 Shutdown 및 잔열 제거 기능을 수행하며 정상운전시에는 Primary Coolant(고온, 저농축 붕산수)와 Pool Water(저온, 고농축 붕산수)를 분리하고 있다. Density Lock을 사용할 경우, 기동 운전이나 출력 변경과 같은 비정상 운전시 Density Lock을 통하여 노심으로 Pool Water가 유입될 수가 있다. 따라서 불필요한 Pool Water의 유입을 방지하고 피동형 원자로의 설계 개념을 만족시키며, 피동적으로 강제 순환으로부터 자연 순환으로의 경로를 열어 줄 수 있는 Hydrauric Valve에 대한 이론적 해석을 수행하여 실제 밸브를 제작하였다.

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 2002.11a
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• pp.111-116
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• 2002

고온의 소듐을 냉각재로 사용하는 풀형 액체금속로인KALIMER[1]는 기존의 경수로에 비해 고온에서 운전되므로, 잔열제거계통은 공기 자연순환에 의해 격납용기(CV) 외벽을 직접 냉각하는 방식의 PSDRS(Passive Safety-grade Decay Heat Removal System)[1]를 사용하며, 특히 고온의 구조물 표면온도에 의해 대류전열 외에도 복사전열과정이 활발히 일어난다.(중략)

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2003.10a
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• pp.81.2-81.2
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• 2003

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.517-524
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• 1995

가압경수형 피동형 원자로의 대표적인 노형인 미국 westinghouse사의 AP600을 참조발전소로하여 피동형기기 용량 및 캔드형 원자로냉각재 펌프의 관성에 대한 민감도 분석을 수행하였다. 분석결과 축압기 및 노김보충수탱크는 용량을 20% 감소시킨 경우에 대해서도 핵연료 피복재 온도는 설계기준치를 충분한 여유도를 가지고 만족하고 있는 것으로 분석되었으며, 중력과 밀도차이에 의하여 형성되는 자연대류를 이용하는 피동잔열제거계통의 성능은 초기조건보다는 기기의 용량과 위치에 더 큰 영향을 받는 것으로 나타났다. 또한 원자로냉각재 펌프의 관성이 증가함에 따라 DNB 여유도가 증가하며 저관성일 경우 trip system의 지연시간이 중요한 것으로 나타났다.

• The KSFM Journal of Fluid Machinery
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• v.19 no.2
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• pp.49-54
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• 2016

A conceptual study of an air-cooled heat exchanger is conducted to achieve the long-term passive cooling of an integral reactor. A newly designed air-cooled heat exchanger is introduced in the present study and preliminary thermal sizing is demonstrated. This study mainly focuses on feasibility of an innovative air-cooled heat exchanger to extend the cooling period of the passive residual heat removal system(PRHRS) only in passive manners. A vertical shell-and-tube air-cooled heat exchanger is installed at the top of the emergency cooldown tank(ECT) to collect evaporated steam into condensate, which enables water inventory of the ECT to be kept. Finally, thermal sizing of an air-cooled heat exchanger is presented. The length and the number of tubes required, and also the height of a stack are calculated to remove the designated heat duty. The present study will contribute to an enhancement of the passive safety system of an integral reactor.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2004.04a
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• pp.2053-2058
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• 2004

The pressurized light water cooled, medium power (330 MWt) SMART (System-integrated Modular Advanced ReacTor) has been under development at KAERI for a dual purpose : seawater desalination and electricity generation. The SMART design verification phase was followed to conduct various separate effects tests and comprehensive integral effect tests. The high temperature / high pressure thermal-hydraulic test facility, VISTA(Experimental Verification by Integral Simulation of Transient and Accidents) has been constructed to simulate the SMART-P (the one fifth scaled pilot plant) by KAERI. Experimental tests have been performed to investigate the thermal-hydraulic dynamic characteristics of the primary and the secondary systems. Heat transfer characteristics and natural circulation performance of the PRHRS (Passive Residual Heat Removal System) of SMART-P were also investigated using the VISTA facility. The coolant flows steadily in the natural circulation loop which is composed of the steam generator (SG) primary side, the secondary system, and the PRHRS. The heat transfers through the PRHRS heat exchanger and ECT are sufficient enough to enable the natural circulation of the coolant.