In high-speed vehicle, selection of fuel, configuration of components and cooling system are required to solve the heating issue by aerodynamic heating and inner combustion process. This subsystem consists of fuel tank, supply pump, various control valve, heat exchanger, including reactor, connecting line, adiabatic structures and insulations. In this paper, applicable fuel property is considered at flight characteristic of hypersonic vehicles. In this regard, current state of fuel/cooling system technology is identified.
연구용원자로에서 여러 수조 및 일차냉각계통 내부에 존재하는 냉각재를 정화시키기 위해 설치되는 수조수관리계통은 일차냉각계통 펌프가 정지한 후 원자로에서 발생하는 노심 붕괴열을 제거한다. 또한, 작업수조 내의 조사물과 사용후핵연료저장조 내에 저장된 사용후핵연료에서 발생하는 열을 제거하여 수조수의 온도를 제한 값 이내로 유지하는 기능도 수행한다. 본 연구에서는 수조수관리계통의 설계와 운전 방법을 설계 초기단계에서 결정하기 위해서 상용프로그램인 Flowmaster를 이용한 전산해석방법으로 수조수관리계통의 열교환기를 설계하고, 각 수조수의 온도를 시간에 따라 예측하였다.
원자로 냉각계통의 압력경계를 구성하고 있는 재료들의 부식은 재료 표면에 형성되는 산화막, 금속재료의 구성성분이 용해되어 생성된 가용성 화학종 및 산화물 입자 형태의 부식생성물들을 발생시킨다. 금속합금의 부식에 의한 가용성 화학종 및 입자들의 방출은 원자로 냉각계통에서 노심과 증기발생기를 순환하면서 연료피복관 위에 침전되어 여러 가지 문제를 야기한다. 크러드는 구조재료의 부식에 기인하여 발생한 부식생성물들이 냉각수에 부유하여 떠다니거나 피복관 표면에 침적하여 형성되며 주로 니켈과 철 산화물로 구성되어 있다. 원자로 냉각계통에서 크러드를 최소화하기 위하여 수화학 조건들을 제어하지만 장주기 고연소도 노심에서 AOA 현상을 일으키는 주된 원인이 되고 있다. 피복관 위에 침적되는 크러드는 붕소의 잠복위치를 제공할 뿐만 아니라 냉각수의 압력강하를 증가시키고 피복관의 부식 및 파손 원인을 제공하며 방사선 준위가 증가하도록 한다. 따라서 본 연구에서는 반응속도론적 관점에서 원자로 정지시의 용출 크러드 특성에 대한 연구를 수행하였다.
본 논문은 배전 계통에서 부하 제약조건과 운전 제약조건을 고려한 손실 감소와 부하 평형에 대해 시뮬레이티드 어닐링 알고리즘을 적용한 재구성 방법을 서술하였다. 네트워크 재구성은 수많은 연계 개폐기와 구분 개폐기의 조합에 의해 이루어지기 때문에 조합적인 최적화 문제이다. 이러한 문제는 수많은 조합에 제약조건까지 있어 해를 구하기가 쉽지 않을 뿐 아니라 국소 해에 빠질 가능성이 많다. 따라서 신경망 중에서 제약조건에 따라 신경망 구조에 영향을 미치지 않으면서 전역 최소해에 수렴하는 특성을 가진 시뮬레이티드 어닐링 기법을 이용하여 배전 계통의 선로를 재구성하였다. 시뮬레이티드 어닐링은 이론적으로 최적해가 보장되지만 무한대의 시간이 걸리기 때문에 현실적으로 적용할 때 해 공간을 탐색하는 규칙과 온도를 적절히 내리는 냉각 스케줄(cooling schedule)이 중요하다. 본 논문에서는 알고리즘 상에서 제약조건 위반 여부를 점검할 수 있는 제약조건과 페널티 상수(penalty factor)를 통해 목적함수에 반영하는 제약조건으로 나누어 모든 후보해를 가능해가 되게 하였고 기존에 사용되던 Kirkpatrick의 냉각 스케줄 대신에 후보해의 통계적 처리에 의해 온도를 내리는 다항-시간 냉각 스케줄(polynomial-time cooling schedule)을 사용하여 수행시간을 단축하고 수렴성을 높였다. 제안한 알고리즘의 효용성을 입증하기 위해 32, 69모선 예제 계통으로 테스트하였다.
본 논문은 배전 계통에서 부하 제약조건과 운전 제약조건을 고려한 손실 감소와 부하 평형에 대해 시뮬레이티드 어닐링 알고리즘을 적용한 재구성 방법을 서술하였다. 네트워크 재구성은 수많은 연계 개폐기와 구분 계폐기의 조합에 의해 이루어지기 때문에 조합적인 최적화 문제이다. 이러한 문제는 수많은 조합에 제약조건까지 있어 해를 구하기가 쉽지 않을뿐 아니라 국소 해에 빠질 가능성이 많다. 따라서 신경망 중에서 제약조건에 따라 신경망 구조에 영향을 미치지 않으면서 전역 최소해에 수렴하는 특성을 가진 시뮬레이티드 어닐링 기법을 이용하여 배전 계통의 선로를 재구성하였다. 시뮬레이티드 어닐링은 이론적으로 최적해가 보장되지만 무한대의 시간이 걸리기 때문에 현실적으로 적용할 때 해 공간을 탐색하는 규칙과 온도를 적절히 내리는 냉각 스케줄(cooling schedule)이 중요하다. 본 논문에서는 알고리즘 상에서 제약조건 위한 여부를 점검할 수 있는 제약조건과 페널티 상수(penalty factor)를 통해 목적함수에 반영하는 제약조건으로 나누어 모든 후보해를 가능해가 되게 하였고 기존에 사용되는 Kirkpatrick의 냉각 스케줄 대신에 후보해의 통계적 처리에 의해 온도를 내리는 다항-시간 냉각 스케줄(polynomial-time schedule)을 사용하여 수행시간을 단축하고 수렴성을 높였다. 제안한 알고리즘의 효용성을 입증하기 위해 32,69모선 예제 계통으로 테스트하였다.
고속 비행체에 연료를 공급하고, 내/외부의 열부하를 처리하기 위한 연료공급 및 냉각계통의 예비 열설계를 수행하였다. 이를 위해 임의의 임무형상에 대한 해석모델을 구성하고 성능해석을 진행하였다. 산출된 연료소모율과 내부의 유동 상태량을 이용하여 시스템의 각부 경계조건에 대한 열부하량을 계산하고 검증하였다. 이를 연료의 흡열반응을 이용한 시스템의 냉각성능과 비교하여 설계 요구조건을 충족시키는 것을 확인하였다.
국내에서 개발 중인 차세대 혁신형 안전경수로인 iPOWER는 피동용융노심냉각계통의 도입을 통해 중대사고시 노심용융물을 원자로 하부에서 장기간 냉각하고 안정화시키고자 한다. 아직 피동용융노심냉각계통의 최종 설계개념이 확정되기 전이나, 원자로용기 외벽냉각을 통한 노심용융물의 노내 억류 역시 주요 중대사고 대처 전략의 하나로 검토되고 있다. 본 연구에서는 국내에서 개발된 열수력 계통해석코드인 MARS-KS를 이용하여 원자로용기와 단열체 사이에서 형성되는 2상 자연순환 유동을 모의하였다. 냉각수의 유로를 일차원으로 모델링하고, 노심용융물의 열부하에 따른 경계조건을 정의하여 자연순환 유량을 계산하였다. 또한 냉각수의 온도 및 수위, 원자로용기 하반구 주변 기포율 및 외벽에서의 열전달모드 등 주요 열수력 변수의 과도거동을 평가하였다.
현재 국내에서 관심이 고조되고 있는 원전 연장운전 방안의 일환으로, 주요 기기의 기술적 타당성 검토 대상기기 중 하나인 원자로 냉각재 배관 노즐의 피로수명 평가를 수행하였다. 본 노즐의 피로수명 평가는 원자로 냉각재 계통 노즐의 최종 설계문서에 제시된 응력해석 결과를 참조하여 ASME Code, Sec III의 절차에 따라 수행하였으며, 평가결과 이들 노즐의 설계수명 30년을 향후 40년 또는 그 이상 연장 운전할 경우에도 무리가 없는 것으로 판단된다.
초전도케이블의 기술적 경제적 타당성에 대한 논의가 계속 진행되고 있는 가운데 이를 검증하기 위한 실계통 시험이 미국, 중국 및 일본을 포함한 주요 선진국들에서 이루어지고 있다. (1) 대용량 송전 및 절연성능 측면에서 장점을 가지고 있는 초전도케이블이 실제계통에서 적용한 예가 지금까지 많지 않은 이유는 막대한 초기투자 비용과 함께 신기술 도입에 따른 기술적 신뢰성 확보를 꼽을 수 있다. 특히 케이블 자체의 전기적 특성과 함께 냉각시스템의 신뢰성은 초전도케이블 기술의 상용화를 위해서 반드시 확보되어야 하며 냉각시스템의 고효율와 함께 장기운전에 따른 냉각시스템의 안정성 및 기기적 특징들이 우선적으로 파악되어야 할 것이다. 본 논문에서는 냉각시스템의 신뢰성을 검증하기 위한 실험의 일환으로 전류와 냉각시스템에 내장되어 있는 히터를 이용하여 열부하를 동시에 인가, 냉각시스템의 냉각용량 과부하 상태를 모의하여 냉각시스템의 반응성을 평가하였다.
피동형 원자력 발전소의 설계 특성상 소형 냉각재상실사고시 노심손상이 발생되지 않기 위해서는 자동감압계통의 성공적인 작동이 필수적으로 요구된다. 그러나 기수행된 연구들에서 자동감압계통의 비신뢰도가 소형 냉각재상실사고로부터 기인되는 노심손상빈도에 상당 부분을 기여하고 있음을 알 수 있다. 본 연구에서는 자동감압계통의 불능도에 기여하는 계통의 취약점을 파악함과 함께 계통의 신뢰도를 증대시키기 위한 설계개선 방안들을 제시하고 각 방안에 대한 신뢰도 분석과 함께 열수력학적 타당성 여부를 보기 위한 소형 냉각재상실사고 모의가 RELAP5/MOD3 전산 코드를 사용하여 수행되었다. 신뢰도 분석은 고장수목 기법을 이용하여 수행되어졌다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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