• Title/Summary/Keyword: 기기냉각수 열교환기

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Analysis of Internal Flow for Component Cooling Water Heat Exchanger in CANDU Nuclear Power Plants (중수로 기기냉각수 열교환기 내부 유동 해석)

  • Song, Seok-Yoon
    • Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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    • v.8 no.2
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    • pp.33-41
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    • 2012
  • The component cooling water heat exchangers are critical components in a nuclear power plant. As the operation years of the heat exchanger go by, the maintenance costs required for continuous operation also increase. Most heat exchangers have carbon steel shells, tube support plates and flow baffles. The titanium tube is susceptible to flow induced vibration. The damage on carbon steel tube support rod and titanium tube around cooling water entrance area is inevitable. Therefore, analysis of internal flow around the component cooling water entrance and tube channel is a good opportunity to seek for failure prevention practice and maintenance method. The numerical study was carried out by FLUENT code to find out the causes of tube failure and its location.

A Study on Partial Load Performance of Absorption Type Heat Pump for Waste Heat Recovery of Closed Cooling Water (기기냉각수 폐열회수용 흡수식 히트펌프의 부분부하 성능에 관한 연구)

  • Park, Byungchul;Kim, Taehyeong;Kim, Kwangsu
    • Journal of Energy Engineering
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    • v.28 no.2
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    • pp.47-54
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    • 2019
  • As absorption type heat pump for waste heat recovery is installed in combined cycle power plant for Energy Service Company, performance test is implemented to confirm the operation data on partial load. The operation data changes according to the heat pump operation on partial load are as follows. Total heat output increases, because waste heat of closed cooling water and a portion of LP steam from HRSG is supplied. But electric power output of steam turbine is reduced, because LP steam to steam turbine is reduced. And heat output from HP district heater and LP district heater is reduced, because HP turbine exhaust steam to HP district heater and LP district heater is reduced. On partial load operation, turbine output reduction is higher than the base load operation. Therefore, on partial load, heat pump should be operated in consideration of the heat output increase and electric power output reduction.

Applicability of Plate Heat Exchanger to Plant Cooling Water Systems in Pressure Water Reactor (원자력발전소 기기냉각수계통의 판형열교환기 적용성)

  • Lim, Hyuk-Soon
    • Proceedings of the KSME Conference
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    • 2001.11b
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    • pp.505-510
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    • 2001
  • Advanced Pressurized Reactor 1400(APR1400), which is a standard evolutionary advanced light water reactor(ALWR), has been developed from 1992 as one of long-term Government Project(G-7). The APR-1400 is designed to operate at the rated output of 4000MWt to produce an electric power output of around 1450MWe. Due to the increased electric power, In Nuclear Power plant huge quantities of heat are generated in the thermo-dynamic process used for producing electrical energy. So, There is considerationly additional cooling, Heat transfer area and increased cooling water of Heat Exchanger which take care of the different smaller cooling duties within the nuclear power plant. We review applying to PRE instead of Shell-and-Tube Heat exchanger. In this paper, we describe the major design features of PRE, Comparison between a PHE and a Shell-and-Tube Heat Exchanger, and then Applicability of Plate Heat Exchanger in Nuclear Power Plant Component Cooling water systems.

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A Study on the Development of Fouling Analysis Technique for Shell-and-Tube Heat Exchangers (다관원통형 열교환기의 파울링 해석기법 개발 연구)

  • Hwang, Kyeong-Mo;Jin, Tae-Eun
    • Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers B
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    • v.28 no.2
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    • pp.167-173
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    • 2004
  • Fouling of heat exchangers is generated by water-borne deposits, commonly known as foulants including particulate matter from the air, migrated corrosion produces; silt, clays, and sand suspended in water; organic contaminants; and boron based deposits in plants. The fouling is known to interfere with normal flow characteristics and reduce thermal efficiencies of heat exchangers. This paper describes the fouling analysis technique developed in this study which can analyze the thermal performance for heat exchangers and estimate the future fouling variations. To develop the fouling analysis technique fur heat exchangers, fouling factor was introduced based on the ASME O&M codes and TEMA standards. For the purpose or verifying the fouling analysis technique, the routing analyses were performed for four heat exchangers in several nuclear power plants; two residual heat removal heat exchangers of the residual heat removal system and two component cooling water heat exchangers of the component cooling water system.

기기냉각수 최저온도와 정지냉각계통 유량조절밸브 개도에 관한 설계분석

  • 김도현;이중섭;오종필;오광석
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • 1995.10a
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    • pp.444-449
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    • 1995
  • 한국형 표준 원자력발전소의 정지냉각운전시 최대냉각율은 75$^{\circ}$F/hr(41.7$^{\circ}C$/hr)로 기술사양서에 규정되어 있다. 정지냉각운전 냉각율에 가장 큰 영향을 미치는 2가지 중요한 변수는 정지냉각계통 열교환기를 지나는 원자로냉각재 유량과 기기냉각수의 온도다. 이중 열교환기를 지나는 원자로냉각재 유량은 butterfly형 정지냉각계통 유량조절밸브의 개도에 의하여 조절되는데 개도에 따른 throttle 능력이 중요한 인자다. 또 기기냉각수의 온도는 해수온도의 변화에 따라 편차가 발생하므로 유량조절밸브의 개도와 기기냉각수 온도의 상관관계에 따라 냉각능력이 달라진다. 본 논문에서는 현 울진 3&4호기 정지냉각계통 열 교환기 및 조절밸브 둥의 설비를 기준으로 기술사양서 상의 냉각율 75$^{\circ}$F/hr(41.7$^{\circ}C$/hr) 유지가 가능한 최저 기기냉각수의 온도를 찾아보았고, 아울러 기기냉각수의 온도와 조절밸브의 개도 사이의 관계를 조사하였다. 그 결과 현재의 울진 3&4호기 조절밸브를 최저개도로 조절할 때 약 57$^{\circ}$F(13.9$^{\circ}C$)의 기기냉각수가 공급되어도 냉각율 제한치를 넘지 않는 것으로 분석되었다. 한편, 최저조절가능 유량이 약 2000 gpm(7570 l/min)일 경우에는 낮은 기기냉각수가 공급될 경우 최대냉각율을 초과하므로 한 train을 정지시키고 한 train만으로 운전할 것을 고려하여야 할 것으로 보인다. 이 경우 최저 약 56.5$^{\circ}$F(13.6$^{\circ}C$)의 기기냉각수가 공급되어야 한다. 본 논문의 분석결과는 향후 기기설계사양서나 운전지침서 등에 반영되어 실제 발전소 설계 및 운전절차 수립에 기여할 수 있을 것으로 생각된다.공감대의 형성이 요구된다. 질적 측면에서는 공원 녹지의 기능성의 회복이라는 측면과 시대에 부합되는 새로운 기능 및 가치의 부여가 필요하며, 이를 위해서는 공원의 매력, 공원의 시설기능 증진, 녹지의 질의 향상 및 녹지 가치의 증진에 대한 다양한 시책이 요구된다. 구성적 측면에서는 공원녹지의 개별적 존재보다는 공원 녹지를 상호간 유기적인 계통을 확보하여 공원 녹지의 네트워크를 형성하여 도시 속의 산재된 고립된 섬으로서의 공원 녹지가 아닌 시민생활에 늘 가까이 있는 생활 속의 공원녹지로 재편되어야 한다. 이러한 정책의 의제는 양적 측면에서 보전(CONSERVATION)과 창출(CREATION), 질적 측면에서 쇄신(RENOVATION)과 복구(RESTORATION), 그리고 구성적 측면에서 공원 녹지의 연결(CONNECTION)과 시민 참여에 의한 운동(MOVEMENT)이라는 정책 개념의 구현을 통해 가능하다. 이러한 정책 개념과 의제를 가지고 서울시 공원 녹지 정책을 구체화시키기 위해서 푸르름의 새로운 탄생이라는 기치 아래 풍요로운 서울, 사랑 받는 공원, 생활 속의 녹지의 3대 목표, 공원 녹지의 보전, 잠재 공원 녹지의 창출, 공원의 활성화, 녹지의 복구, 경관 보전 및 복구, 공원 녹지의 네트워크, 도시 녹화의 7대 과제를 설정하고 미시설 공원 녹지 집행, 개발 사업시 공원 녹지의 확보, 환경 녹지의 총량 보호 관리, 도시 소공원 개발, 역사 문화 공원 조성, 하천 공간 복원, 공원 시설 기능 개선, 이용 프로그램 개발, 공원 관리 개선, 환경 피해 녹지의 회복, 도시 환경 림 조성, 녹지 기능 증진, 도시 자연 경관 보전, 공원 녹지체계 구성, 공원 녹지 공급 균형, 주변 환경 녹화, 가로 녹화의 17개 시책을 제안하였다. 이러한 정책사업의 원활한 추진을 위해서는 기존의 관주도의 일방적인 공원 녹지 행정이 아닌 시민의 참여를 통한 시민이 함께 하는 정 책 사업의 추진이 요구되며, 특히 민간 부문의

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A Study on the Development of Plugging Margin Evaluation Method Reflected the Fouling of a Shell-and-Tube Heat Exchanger (다관원통형 열교환기의 파울링 현상을 고려한 관막음 여유 평가법 개발 연구)

  • Hwang, Kyeong-Mo;Jin,Tae-Eun
    • Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers B
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    • v.28 no.11
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    • pp.1384-1389
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    • 2004
  • As operating time of heat exchangers progresses, fouling generated by water-borne deposits and the number of plugged tubes increase and thermal performance decreases. Both fouling and tube plugging are known to interfere with normal flow characteristics and to reduce thermal efficiencies of heat exchangers. The heat exchangers of domestic nuclear power plants have been analyzed in terms of the heat flux and heat transfer coefficient at test conditions as a means of heat exchanger management. Except for the fouling level generated in operation of heat exchangers, also, all of the tubes of heat exchangers have been replaced when the number of plugged tubes exceeds the plugging criteria based on design performance sheet. This paper describes the plugging margin evaluation mettled reflected the fouling of shell-and-tube heat exchangers, which can evaluate the thermal performance for heat exchangers, estimate the future fouling variations, and reflect the current fouling level. To identify the effectiveness of the developed method, the fouling and plugging margin evaluations were performed for a component cooling heat exchanger in a nuclear power plant.

A Study of Cooldown Performance of Shutdown Cooling System of Korea Next Generation Reactor (차세대 원자로 정지냉각계통의 냉각 성능에 대한 연구)

  • 유성연;이상섭
    • Journal of Energy Engineering
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    • v.8 no.4
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    • pp.525-532
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    • 1999
  • The standardized Korea Next Generation Reactor (KNGR) NSSS has developed in the basis of the ABB-CE System 80+ design concept. In this study, several regulatory requirements for the KNGR shutdown cooling system (SCS) operation are investigated. The purpose of this study is to establish the technical self-reliance for SCS design by supporting fundamental data such as SDCHX effective area and reactor CCW flow rate. Thermal power of KNGR would be increased to about 4,000 $MW_{th}$ in comparison with thermal power 2.825 $MW_{th}$ of UCN 3&4, therefore, SCS design data shall b recalculated by using the KDESCENT Code, which could evaluate cooling capability of SCS. It is found that SCS minimum flow rate is able to remove the primary sensible heat. Reviewing the major components such as heat exchanger, pump, value, and operating procedure, it is concluded as follows.

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전북대학교 플라즈마 풍동용 0.4 MW 분절형 아크 플라즈마 발생 장치 구축

  • Lee, Mi-Yeon;Seo, Jun-Ho;Kim, Jeong-Su;Choe, Chae-Hong;Kim, Min-Ho;Hong, Bong-Geun
    • Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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    • 2012.02a
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    • pp.539-539
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    • 2012
  • 전북대학교 고온플라즈마 응용연구센터는 교육과학기술부 기초연구사업 중 고가연구장비 구축사업의 일환으로, 고 엔탈피, 초음속 유동 환경을 모사하여, 항공우주, 군사기기, 핵융합 분야 등의 고온 재료 개발을 위한 기초 연구 장치로써, 0.4MW급 플라즈마 풍동 장치를 구축하고 있다. 0.4MW 플라즈마 풍동 장치의 플라즈마 발생부는 DC 전원 공급장치와 디스크 형태의 양극과 음극 사이에 동일 형태의 간극을 삽입한 0.4MW급 분절형 아크 플라즈마 토치로 구성되었으며, 토치에서 발생된 아크 플라즈마는 노즐을 통과하며 마하 2~4의 초음속을 나타내도록 설계 제작되었다. 시험 챔버는 노즐에서 나온 초음속 플라즈마의 특성 및 재료 시험을 위한 3차원 이송식 기판이 장착되어 있으며, 고 엔탈피 유동을 관측하기 위한 광학창을 구비하였다. 시험 챔버 하류에는 유동 안정을 위한 디퓨저(diffuser)가 설치되어 있으며, 디퓨저(diffuser)로부터 배출되는 고온가스는 열교환기를 통해 냉각된 후 진공펌프를 통해 대기로 배출되게 된다. 장치의 압력조절을 위하여 $1,000m^3/min$의 용량의 진공펌프 시스템이 설치될 예정이며 가스공급장치, 냉각수 공급장치, 디퓨져, 열교환기는 1MW급 용량으로 설계 제작되었다. 본 장치는 400kW의 전원 공급, 15 g/s의 공기유량 주입 시 약 13 MJ/kg의 고엔탈피를 가진, mach 2~4의 초음속 유동을 나타내는 것을 특징으로 한다.

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A Study on Application Analysis Using RETRAN Computer Code for the Environmental Qualification Flood Analysis Following the Main Feed Water Line Break (주급수관 파단에 따른 내환경검증 침수분석용 전산코드 RETRAN의 적용 해석연구)

  • Park, Young-Chan;Cho, Cheon-Hwey;Hong, Sung-In
    • Journal of Energy Engineering
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    • v.16 no.3
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    • pp.103-112
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    • 2007
  • Flood issue for nuclear power plants designed and built in 1970 is extremely severe for main steam header compartment and main feedwater line region of intermediate building and lower floor. A calculation for flood level at the main feedwater line isolation compartment is now performing by hand calculation. But, this methodology is quite conservative assumption. The goal of this study was to develop method to analyze flowrate using the RETRAN-3D computer code, and the developed method was applied to flood level analysis following main feedwater line break. As a result of analysis, flood level was low remarkably.

Analysis of Cooldown Capability for the HWR Shutdown Cooling System (중수로 정지냉각계통의 냉각능력 분석)

  • Sin, Jeong-Cheol
    • Journal of Energy Engineering
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    • v.20 no.4
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    • pp.259-266
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    • 2011
  • Following the reactor shutdown, the reactor shutdown cooling system must be designed to supply the coolant sufficiently not only to remove the decay heat but to maintain the adequate cooling rate to protect the reactor equipments. In this study, KDESCENT code for the light water reactor and SOPHT, SDCS codes for the heavy water reactor were compared and analyzed to investigate the cooling capability during the shutdown cooling process. The shutdown cooling system design requirements were satisfied during cooling process for both the SDCP and the HTP modes and the design cooling rate of $2.8^{\circ}C/min$ or below was maintained using the SDC heat exchangers. This study shows that the shutdown cooling system in the Wolsong 2, 3, 4 reactors provides sufficient cooling to maintain the nuclear fuel integrity by removing the decay heat of the nuclear fission product.