• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.596-602
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• 1998

한국의 차세대 원자로 (Korean Next Generation Reactor; KNGR)에 처음 적용되는 격납건물내에 설치된 재장전수조 (In-Containment Refueling Water Storage Tank; IRWST)는 기존 재장전수조의 기능외에 주입모드에서 재순환 모드를 전환생략, 일차계통으로 방출된 고온, 고압 냉각수의 응축 및 냉각 격납용기 방사능 오염방지, 원자로 동공층수 등 여러 가지 추가 기능을 가진 한층 진보된 설계개념이다. 발전소 천이사고 시 발생하는 Pipe Clearing, 응축진동 현상(Condensation Oscillations), Chugging 등의 열수력 현상들이 방출증기의 유동 및 가속도와 관련해 항력과 응력, 압력진동 등을 일으켜 IRWST 구조물에 영향을 미칠 수 있기 때문에 IRWST를 처음으로 시도하는 우리 나라로서는 이와 관련된 제반현상에 대한 심도 깊은 연구가 요구된다. 따라서 본 연구에서는 원자력 발전소 과도로 인한 가압기 안전밸브(Pressurizer Safety Valve) 또는 안전감압밸브(Safety Depressurization Valve) 작동시 IRWST로 방출되는 유체로 야기되는 하중 예측 모델을 기존의 BWR의 응축수조(suppression Pool)에서 일어나는 각종 현상을 토대로 이론적으로 체계적으로 유도하여 이를 비교, 분석하였다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제14권1호
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• pp.63-68
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• 2013

최근 안정적 전력수급을 위하여 화력발전에 대한 중요성이 더해 가고 있다. 화력발전설비 중 과열증기저감기는 보일러에서 생산된 과열증기가 발전터빈을 손상하지 않도록 적당한 과열도를 유지시키는 역할을 한다. 본 연구에서는 460mm 배관에 $530^{\circ}C$, 1.36 MPa의 증기가 흐를 때, 국내에서 개발된 가변오리피스노즐로 $150^{\circ}C$, 36.7 kg/s, 4.28 MPa의 냉각수를 분사하는 조건에서 성능해석을 수행하였다. 연구 결과, 증기관내 냉각수 온도가 $446^{\circ}C$로 유지되고 분무된 액적 크기가 $50{\mu}m$ 이하임을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제14권4호
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• pp.186-195
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• 1982

SYSRAN code를 사용하여 고리 1호기의 중기배관파열사고를 분석하였다. SYSRAN code는 중성자출력과 열선속계산은 각각 점근사 중성자 운동방정식과 집중정수 모형을 이용하고 냉각수 계통 과도현상에 대해서는 전 계통을 균일한 압력으로 취급하여 질량 및 에너지 평형방정식을 이용하여 계산한다. 사고 결과를 심각하게 만드는 노심상태로 부냉각재 온도계수가 커지는 노심말기와 증기발생기의 유체함량이 가장 많은 고온 정지상태를 호기조건으로 하여, 격납용기외부의 가장 큰 배관면적인 1.4f $t^2$ 크기의 증기배관이 파열되었을때 Moody critical flow model에 따라 증기가 방출된다고 가정하여 분석하였다. 그 결과 노심의 최대 열선속은 사고후 60초에 정상상대의 38%로서 FSAR의 26%에 비해 높은 값을 나타냈으나 모든 과도현상의 경향은 FSAR의 결과와 잘 일치하였다. 민감도 조사결과 이 사고는 냉각재밀도 계수와 노심 하부공간혼합인자에 가장 민감한 것으로 나타났다. B bank중 한 개의 RCCA가 완전인출 상태에서 노심에 삽입되지 않았다고 가정했을 경우의 FSAR 분석결과인 $F_{$\Delta$H}$를 3.66으로 Fz를 1.55로 하여 DNBR을 계산해 본 결과, 최소 DNBR은 1.62가 되어 핵연료의 손상은 예상되지 않았다. 점근사중성자 운동방정식, 집중 정수모형 및 질량과 에너지평형 방정식을 이용한 계통 과도 현상모델은 발전소 전 계통의 과도 현상의 경향을 연구하는데 적합한 것으로 밝혀졌다.구하는데 적합한 것으로 밝혀졌다.

• 해양환경안전학회지
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• 제12권4호
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• pp.267-272
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• 2006

버터플라이 밸브는 선박에서 냉각수와 유류 계통 등에 범용으로 널리 사용되고 있다. 이 연구에서는 유량조정에 따른 배관계통의 버터플라이밸브 후류 유동특성을 규명하기 위하여 입자영상 유속측정장치를 이용하여 밸브개도에 따른 유선과 속도벡터 분포에 관한 정량적인 데이터를 확보하였다. 또한 밸브 주위 유동장의 압력성분을 고찰하기 위하여 개폐각도를 6가지 경우로 변화시켜 정압을 측정하였다. 그 결과 실험관 벽면에서 측정된 압력의 분포는 디스크가 전개 상태인 $0^{\circ}$에서 $45^{\circ}$까지는 입구 압력은 일정한 상태로 거의 변화하지 않았으나 약 $60^{\circ}$ 이상에서부터 압력 상승과 점차 급격한 변동현상이 나타났다. 특히, $75^{\circ}$ 부근에서는 상류에서 급격한 압력 상승 경향을 보인 반면 하류 측은 압력변동이 적게 나타났다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
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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.

• 에너지공학
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• 제25권4호
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• pp.124-132
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• 2016

노심보충탱크 상부에 설치되는 유동분사기 형상에 따른 냉각수 주입특성 및 탱크 내에서의 열수력 현상 변화를 파악하기 위한 안전주입배관 2인치 파단 소형냉각재상실사고(SBLOCA) 모의시험이 잔열 및 피동잔열제거계통(PRHRS) 모의 없이 수행되었다. 두 가지 형상의 유동분사기를 설치하고 수행한 각각의 시험은 거의 유사한 초기 및 경계조건에서 수행되었으며, 이로 인해 반복시험에 대한 재현성이 충족되었다고 판단된다. 시험결과는 유동분사기의 종류(본 시험에서는 구멍의 개수에 해당)에 관계없이 유사한 열수력학적 거동을 보였으며, 초기 주입유량 관점에서는 구멍의 개수가 2배인 B형이 A형에 비해 좀 더 우수한 주입 성능을 보였다. 노심보충탱크 격리 밸브가 개방된 후 압력평형배관을 통해 유입되는 고온의 원자로냉각재는 상부 헤더에서 상대적으로 저온인 $50^{\circ}C$ 물과 혼합되면서 증기 응축과 같은 상변화에 의한 압력 변동을 동반하는 다차원 열유동 현상을 일으키게 된다. 이로 인해 초반부 노심보충탱크 주입 유량은 상온운전 조건에서 보다는 작게 되고, 일정시간 경과 후에는 유사한 주입유량 특성을 보였다.

• 에너지공학
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• 제16권3호
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• pp.103-112
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• 2007

국내 1970년대에 설계 및 건설된 원자력발전소에 대해 침수분석을 수행한 결과 기기냉각수펌프 및 열교환기 건물, 주/보조건물, 중간건물 주증기 헤더 격실, 중간건물 주급수관 지역 및 하부층 등이 침수사고에 매우 취약하며 발전소 안전정지능력을 저해할 정도로 침수 영향이 심각한 것으로 판명되었다. 이들 지역에서의 침수원은 주급수관 파단이다. 현재 원자력발전소 내환경기기검증에서 주급수관 파단 방출량 계산은 수계산(Hand calculation)방법으로 Henry-Fauske 임계유량 모델 사용하고 있다. 이 방법은 배관파단 위치에서의 차압으로 계산되며, 실제 원자력발전소의 각종 제어로직에 의한 격리신호를 반영하지 못하므로 지나치게 보수적으로 파단 방출유량이 계산된다. 이러한 문제점을 개선하기 위해 원자력발전소 열수력계통 해석 전산코드인 RETRAN을 사용하여 원자력발전소 일/이차측 계통과 제어로직을 모사하고, 주급수관 파단 방출량 분석을 위한 입력가정과 해석방법을 개발하였다. 침수위 분석은 웨스팅하우스형 원자력발전소 격납건물 외부 하부격실에 대해 적용하였다. 전산코드 해석에서 각종 제어계통과 로직을 고려하였으며, 가장 제한적 사고조건을 계산하기 위해 노심출력, 파단형태, 면적, 위치 등의 조합으로 구성된 18개 사고 사례를 분석하였다. 그 결과 가장 제한적 사례 분석에서는 기존 수계산 분석에서보다 파단 방출유량이 크게 줄었고, 하부격실의 침수위도 상당히 낮아졌다.

• Corrosion Science and Technology
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• 제19권6호
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• pp.296-301
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• 2020

Failure analysis on the welded type 304 pipe used for cooling water piping in the district heating primary side was conducted. Inorganic elements and bacteria in the cooling water and in corrosion products were analyzed, and the weldment was inspected by microscopy and a sensitization test. Corrosion damages were observed in the heat-affected zone, on weld defects such as incomplete fusion or excessive penetration caused by improper welding, or/and at the 6 o'clock position along the pipe axial direction. However, the level of concentration of chloride in the cooling water as low as 80 ppm has been reported to be not enough for even a sensitized type 304 steel, meaning that the additional corrosive factor was required for these corrosion damages. The factor leading to these corrosion damages was drawn to be the metabolisms of the types of bacteria, which is proved by the detection of proton, sulfur containing species, biofilms, and both bacteria and corrosion product analyses.

• 에너지공학
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• 제26권3호
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• pp.64-70
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• 2017

한국원자력연구원에서 제안한 혼합형 안전주입탱크 (Hybrid SIT)는 APR+ 원자로에 적용하기 위해 개발된 피동안전주입시스템이다. 본 연구는 대표적인 고압사고인 발전소정전사고 시 Hybrid SIT의 냉각성능을 평가하기 위해 열수력 안전해석 코드인 MARS-KS 코드를 이용한 예비해석에 대한 것이다. PAFS 구동이 정지되면, 열제거량이 감소하게 되어 가압기와 증기발생기의 압력이 상승하기 시작하며, 가압기의 압력이 안전감압계통(Pilot Operated Safety and Relief Valve) 개방 설정치인 17.03 MPa에 도달하면, 그와 동시에 Hybrid SIT의 증기격리밸브가 열림으로서 가압기 상단의 증기가 Hybrid SIT로 주입되게 된다. 주입된 증기에 의해 압력평형이 빠른시간 안에 이루어졌으며, 주입배관을 통해 냉각수가 주입 되었다. 발전소정전사고시 PAFS와 같은 열제거수단이 상실됨에도 혼합형 Hybrid SIT가 주입되는 시간동안은 노심의 수위가 유지됨을 확인할 수 있었고, 수위가 유지됨에 따라 노심 출구 온도(CET)의 상승을 방지함을 확인하였다.

• 한국표면공학회:학술대회논문집
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• 한국표면공학회 1998년도 춘계학술발표회 초록집
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• pp.60-60
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• 1998

아연도금강판은 내식성이 우수하여 자동차용 강판으로 널리 쓰이고 있다. 자동차용 강판은 spot 용접에 의해서 각 부분들이 접합되는데 도금층으로 사용되는 아연은 강판보다 융점이 낮아서 용접작업을 저하시킨다. 현재 사용되는 작업조건에서 용접 타 접수가 평균 2000회를 넘게되면 용접되는 부위의 면적이 감소되어 접합강도가 떨어지게된다. 따라서, 아연이 도금된 강판을 용접하게되면 작업성이 저하되므로 도금층의 성분에 대한 변화를 주므로서 이에 대한 개선을 할 필요가 있다.. Cole, Dickenson 및 Kimchi 등은 도금충내의 알루미늄을 0.1~0.5%(중량비) 함유하는 아연도금강판은 저항용접시 도금충내의 알루미늄 함량에 따라 용접성이 영향을 받는다고 보고하였다. 전극수명은 도금층내의 알루미늄 함량이 증가할수록 떨어지는데 알루미늄이 0.5% 이 하로 함유된 아연도금강판의 경우는 용접타접수가 2000~6000회에 이르르나 알루미늄 이 50%이상 함유된 합금도금강판은 200-600회에 불과한 것으로 나타난다. H. M Matsuda 등은 도금층의 알루미늄이 용접성에 영향을 미치는 이유로서 도금층의 용융 온도 변화를 지적하였다. 도금충내에 알루미늄의 함량이 높게되면 철과 아연의 확산에 의한 합금화 반응이 저하되어 도금층의 용융온도가 높아지지 못하므로 용접성이 나빠지게 된다. 본 연구에서는 아연도금욕의 조성은 기존의 상태로 유지하고 제3의 원소를 첨가하여 도금층에 함유되는 알루미늄의 양에 미치는 효과를 조사하였다. 도금층의 불성변화 및 그에 따른 내식성을 조사하였으며 도금층의 조직변화도 함께 관찰하였다. 아울러 첨가원소에 의한 도금욕의 특성도 평가하였다. 첨가원소에 의해서 도금충내의 알루미늄 함량은 감소하는 경향을 나타내었으며 도금층의 물성은 주어진 조성범위 내에서 별다른 변화를 나타내지 않았다.brittlement)기구도 제안되고 었다. 원전의 냉각수는 고 순도의 물이지만 수 처리 과정과 웅축기 배관의 누수로 인한 산소, $Cu^{2+},{\;}S_xO_6{\;}^{2-}(x=3~6)$ 등이 유입되어 오염되는데 이려한 오염물질들이 수 ppm정도 소량 포함된 경우 응 력부식민감도는 상당히 증가된다. 산성분위기 흑은 산소, $Cu^{2+}$, 등이 소량 포합된 산화성 분위기 그리고 sufur oxyanion 에 오염된 고온의 물에서 600 의 IGSCC 민감도는 예민화도가 증가할 수록 민감하여 304 의 IGSCC 와 매우 유사한 거동을 보인다. 본 강연에서는 304 와 600 의 고온 물에서 일어나는 IGSCC 민감도에 미치는 환경, 예민화처리, 합금원소의 영향을 고찰하고 이에 대한 최근의 연구 동향과 방식 방법을 다룬다.다.의 목적과 지식)보다 미학적 경험에 주는 영향이 큰 것으로 나타났으며, 모든 사람들에게 비슷한 미학적 경험을 발생시키는 것 이 밝혀졌다. 다시 말하면 모든 사람들은 그들의 문화적인 국적과 사회적 인 직업의 차이, 목적의 차이, 또한 환경의 의미의 차이에 상관없이 아름다 운 경관(High-beauty landscape)을 주거지나 나들이 장소로서 선호했으며, 아름답다고 평가했다. 반면에, 사람들이 갖고 있는 문화의 차이, 직업의 차 이, 목적의 차이, 그리고 환경의 의미의 차이에 따라 경관의 미학적 평가가 달라진 것으로 나타났다.corner$적 의도에 의한 경관구성의 일면을 확인할수 있지만 엄밀히 생각하여 보면 이러한 예의 경우도 최락의 총체적인 외형은 마찬가지로 $\ulcorner$순응$\lrcorner$의 범위를 벗어나지 않는다. 그렇기 때문에도 $\ulcorner$