• Nuclear Engineering and Technology
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• 제28권2호
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• pp.103-117
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• 1996

본 논문에서는 증기폭발의 전파과정을 해석하기 위한 수학적 모델을 제시하였다. 이 모델은 용융물, 용융파편, 그리고 냉각재 기상과 액상 등 4상 유체의 2차원적인 천이거동을 지배방정식 및 관련상관식의 수치적 해를 구함으로서 예측할 수 있다. 모델에 사용된 주요 상관식은 용융물 분쇄, 냉각재 상변화, 에너지 교환, 그리고 운동량 교환항으로 구성되어 있다. 그리고, 냉각재(물)의 상태방정식은 냉각재의 기상과 액상 사이의 열역학적 인 비평형을 허용할 수 있는 독특한 형태로 구성되었다. 주석 /물의 중기폭발에 대한 예제계산을 수행한 결과 본 모델이 폭발의 전파속도 및 압력 -비록 그 정량적인 값은 관련상관식의 인자들에 좌우되지마는- 등의 증기폭발 전파과정의 주요현상을 적절히 모사할 수 있음을 알 수 있었다. 또한 중요한 초기변수(중기 분율, 용융물 분율) 및 관련상관식에 대한 민감도 분석도 수행되었다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2009년도 학술논문요약집
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• pp.63-64
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• 2009

변환시설의 해체 시 발생한 해체폐기물은 2009년 현재까지 약 354톤이며, 이들 중 탱크, 배관, 반응기, 펌프류 동의 해체금속폐기물이 약 191톤으로 54% 를 차지하고 있다. 이들 해체금속폐기물은 제염 처리공정을 통하여 전량 자체처분폐기물로 전환시키는 것을 목표로 두고 있다. 이는 오염된 금속류를 효과적으로 제염한 다음 자체처분시킴으로서 방사성폐기물에 대한 처분비용을 저감할 수 있기 때문이다. 해체금속폐기물 중 스테인레스강 해체폐기물은 질산 용액을 사용한 초음파화학제염공정으로 제염한 후 자체처분폐기물로 53톤을 전환하였다. 탄소강 해체물의 경우 스팀제염공정으로 제염한 결과 제영 효율은 좋았으나 변환시설 가동 중 유지 보수를 위하여 페인팅을 하였던 해체물의 경우 페인트를 제거하지 않을 경우 스팀제염장치로는 제염이 안 되었다. 탄소강 해체금속폐기물은 약 117톤 발생하였으며, 이들 중 모터, 펌프 등을 제외한 제염 대상 폐기물은 약 80톤이며, 이들을 용융 제염 및 감용을 위하여 기초 연구를 수행한 결과를 바탕으로 약 180kg/batch 용량의 금속용융제염 설비를 제작 설치하여 탄소강 해체금속폐기물 용융제염 처리를 수행 중에 있다. 금속용융은 장치가 간단하고 폐기물 처리량이 비교적 적고 단속적인 운전에 매우 효과적인 고주파 유도로를 사용하였다. 용융장치는 고주파 발진장지와 용해로체로 구성된 고주파 유도설비와 냉각계통으로 구성된다. 고주파발진장치는 철제 200kg을 용해할 수 있는 용량을 갖추었으며, 실험 및 실제 처리 등 용해로체의 크기 변경이 필요할 경우에는 고주파발진기의 출력 주파수를 변경할 수 있게 하였다. 용융 장치의 발진기 부분의 입력전원은 3상, 440V, 60Hz 이며, 출력전원은 200kW, 출력주파수는 lkHz, 3kHz, 5kHz로 구성되어 있으며, 회당 180kg 의 폐기물을 용융할 시에는 3kHz로 고정하여 사용하였다. 용해로체 부분 중 고주파유도가열부는 heating coil 및 절연부로 구성되어 있고, 그 외 support frame과 lever로 구성되어 있다. 용해로체와 고주파 발진장치의 냉각을 위한 냉각설비는 냉각기와 냉매의 저장을 위한 저장조로 구성되어 있으며, 냉각기의 용량은 20RT 이다. 용융로체의 직경은 약 28cm로 크기가 큰 해체물의 장입이 어려워 작은 크기로 세절을 해야만 하며，용융로의 용량을 증가시킬 경우 해체물을 작은 크기로 세절하는 비용을 절감할 수 있을 것이다. 용융 중 시료 채취는 매 배치마다 수행하였으며, 그림3과 같은 시료 채취용 주형 틀에 국자모양의 채취기로 채취하였다. 해체물의 용융시 ingot를 생성하기 위해서 주형틀에 용융물을 장입하기 전 시료를 채취하였다 그림4는 생성된 ingot이며, 이들의 방사능 농도는 배치마다 차이는 있지만 최대 0.05 Bq/g 이하로 나타나 자체처분 폐기물로 전량 전환 가능하였다 그림5 는 해체물에 함유된 우라늄과 불순물을 제거한 슬래그로 방사능농도는 약 12Bq/g 으로 나타났으며, 이들의 발생량은 약 3wt% 정도로 폐기물 발생량이 작았다. 따라서 금속폐기물의 경우 용융제염으로 처리할 경우 폐기물 발생량을 최대로 줄일 수 있어 처리 효율이 기타 처리 공정보다 효율적인 것으로 판단된다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.701-706
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• 1997

원자로 압력용기 대형 냉각재상실사고에 기인하는 노심용융물사고의 영향을 검토하기 위하여 기초적인 건전성평가를 수행하였다. 먼저 유한요소해석을 통해 노심용융물양과 경계조건 변화에 따른 원자로 압력용기의 온도 및 응력 분포를 결정하였으며, 결정된 온도와 응력 분포와 Larson-Miller 곡선과 손상 법칙을 이용하여 원자로 압력용기의 손상 정도와 파손 시간을 계산하였다. 이때 재료물성치는 기존 문헌에 제시된 온도 의존적인 값을 선정하여 사용하였으며, 노심용융물양과 경계조건이 원자로 압력용기의 건전성에 미치는 영향을 비교 고찰하여 향후 연구방향을 도출하였다.

• 한국산학기술학회:학술대회논문집
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• 한국산학기술학회 2008년도 추계학술발표논문집
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• pp.365-367
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• 2008

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.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2016년도 제50회 동계 정기학술대회 초록집
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• pp.218-218
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• 2016

실린더 형태의 유전체 관에 나선형으로 도전체 안테나를 설치하는 타입의 유도 결합 플라즈마원은 간단한 구조로 화학 조성 분석용부터 나노 분말 제조, 반도체용 식각/증착, 표면 처리, 자동차 및 일반 산업 부품용 증착 보조원등으로 널리 사용되고 있다. 고밀도 라디칼/이온의 공급을 위해서 투입 전력을 증가시키는 경우 높은 전력 밀도로 인해서 유전체 관에 인가되는 열응력이 대기압 및 관 고정용 구조물에 의한 구조 응력에 더해져서 파손에 이르는 경우가 발생될 수 있다. 실제 실린더 길이 전체를 안테나 코일로 감는 경우에도 플라즈마 발생 밀도가 높은 지역은 중심 일부 영역에 국한 되는 공정 영역도 있어서 이에 대한 분석이 필요하다. CFD-ACE+를 이용하여 플라즈마의 생성, 냉각수의 열전도, 외부 공냉식 팬의 역할등에 대해서 수치 모델을 작성하여 검토하였다. 나선형 냉각코일의 경우 냉각수량을 일정값 이상으로 증가시키는 경우 유속이 지나치게 빨라져서 열원이 있는 내경쪽 표면에서 열전도가 유속에 비례해서 증가하지 못하는 단점이 발생할 수 있으며 냉각팬의 경우 일반적으로 장치 내부에 대해서만 모델링을 하는 데 실제로 전체 시스템의 주변에서 공기의 흐름을 넓게 해석해야 실제 냉각 효과를 파악할 수 있다. 심한 경우 냉각용 공기 흡입구와 토출구의 간격이 좁아서 열원에 의해서 가열된 공기의 상당량이 다시 냉각용 공기 흡입구로 재순환 되는 경우도 발생하기 쉽다.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2011년도 제42회 하계학술대회
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• pp.932-933
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• 2011

지속적인 경제발전 및 이상 기후변화 등으로 인한 전력수요의 지속적 증가로 2010년에 최대 66,511MW, 2011년에는 4월 현재까지 최대 68,154MW를 기록하고 있어 원활한 전력공급을 위한 전력설비의 지속적인 건설이 요구되고 있다. 그러나 건설지역 주민들의 민원 등으로 인해 건설은 갈수록 어려워지고 있는 실정이다. 한전에서는 변전소 건설의 경제성을 확보하고 변전소 건설 부지면적 및 건물면적을 최소화한 154kV Compact형 변전소를 개발하게 되었다. 이를 위해서는 변전소 면적의 상당부분을 차지하고 있는 변압기 설치면적 최소화가 필수적이다. 이를 위해 변압기 설치공간 최소화하고 냉각효율 및 민원 등을 고려한 냉매냉각방식(HCFC:Hydro Chloro Carbons, 수소화염화불화탄소)의 적용을 추진하였으나 HCFC는 오존파괴물질로 규정되어 생산과 수입이 규제될 예정으로 한전은 냉매냉각방식의 대안으로 기존 수냉식 냉각방식의 환경문제, 냉각탑 관리의 어려움 등과 물 비산에 따른 상하수도 이용요금 부담 등의 단점을 개선한 공냉형 수냉식 냉각방식을 개발하게 되었다. 본 논문에서는 154kV 변압기 공냉형 수냉식 냉각방식의 개발내용 및 운전현황에 대해 기술하고자 한다.

• 한국항공우주학회지
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• 제32권6호
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• pp.49-55
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• 2004

컴퓨터 성능의 향상으로 통계학적 최적화기법이 구조설계최적화에 시도되고 있다. 통계학적 최적화 가법 중 시뮬레이티드 애닐링 기법도 구조 최적화 분야에 적용되기 시작하였다. 시뮬레이티드 애닐링, 불쯔만 애닐링, 패스트 애닐링, 어댑티브 시뮬레이티드 애닐링을 적용하여, 트러스 구조물의 최적화에 적용시켜 목적함수를 향상시키고 함수계산량을 감소시키도록 하였다. 특히 알고리즘 중에서 수렴성과 목적함수의 우수성을 구현하기 위하여 어댑티브 시뮬레이티드 애닐링의 냉각스케줄의 냉각변수를 다양하게 적용하여 트러스 구조물을 최적화하였다. 또한 볼쯔만 애닐링과 어댑티브 시뮬레이티드 애닐링을 복합한 냉각스캐줄로 10부재와 25부재 트러스 구조물의 최적화도 수행하여 보았다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.592-599
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• 1997

중대사고관리 전략의 하나로서 피동형-설계에 적용되고 있는 용기내부보존(IVR)기념 - 이 논문에서는 실제적으로 원자로 압력용기벽 외부냉각(ERVC)방법을 사용한다 -이 규제측면에서는 용융물의 냉각가능성 쟁점의 해결이라는 문맥에서 조감되었다; 기술측면에서는 IVR개념의 신빙성 및 유융성이 언급되었다. 덧붙여서, 이 ERVC방법들이 개량형-설계에 적용되기 위하여 요구되는 점들이 규제측면과 기술측면에서 각각 검토되었다. 이 검토결과의 바탕위에서 용융물 냉각가능성/급냉가능성의 쟁점과 관련하여 전력연구원(KEPRI) 신형원전개발센타(CARD)에서 개발중인 한국차세대원전(KNGR)-설계에서 선택될 수 있는 대안적 전략들이 제안되었다: (1) 전략1A: 젖은공동방법의 신빙성에 기반을 두는 것; (2) 전략1B: 젖은공동방법/격납건물건전성에 기반을 두는 것; (3) 전략2A : ERVC방법의 신빙성에 기만을 두는 것, (4)전략2B: ERVC방법/격납 건물건전성의 균형된 접근법에 기반을 두는 것. 마지막으로, 신형-설계적용의 관점에서 각각 규제측면과 기술측면에서 본 현황파악 및 대책마련의 권고사항이 제시되었다.

• 한국산업안전학회:학술대회논문집
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• 한국안전학회 1998년도 춘계 학술논문발표회 논문집
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• pp.13-18
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• 1998

vortex tube는 간단한 구조의 관을 이용하여 어떠한 화학작용이나 연소작용 없이 압축유체를 저온 및 고온부분으로 분리하는 에너지 분리장치이다. 금속학자 Georges Joseph Ranque에 의해 vortex tube의 에너지분리 현상이 발견된 후 vortex tube는 공작기계에 의한 금속가공에 있어서 가공물의 열변형을 막기 위한 국소냉각, 금형제품의 급속냉각 또는 냉각복(air cooling jacket)에 사용하거나 공기공급식 호흡보호구의 공기공급시스템에 많이 활용되고 있다. vortex tube를 이용한 냉각복 및 호흡보호구는 소형, 경량으로서 근로자의 직접적인 조작이 간단하고, 열기가 신체에 직접적으로 닿지 않아 안전하고, 냉각효율이 높을 뿐만 아니라 매우 경제적이어서 그 이용률이 점차 확대될 전망이다. (중략)

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.545-550
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• 1998

PWR 사용후핵연료 내에 존재하는 $^{134}$ Cs/$^{137}$Cs 및 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs의 감마선 핵종비를 써서 각각 연소도를 결정하고, 그들의 차이가 최소가 되는 시간을 찾는 방법으로 사용후핵연료의 냉각시간을 결정하였다. $^{134}$ Cs/$^{137}$ Cs 및 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs의 핵종비로부터 연소도를 구하는 방법은 이들 핵종비에 대한 ORIGEN-5 코드 계산과 감마스캐닝 실험 결과를 비교하는 것이었다$^{[1]}$ . 사용후핵연료의 냉각시간을 임의의 시간으로 가정하고 핵종비 $^{134}$ Cs/$^{137}$ Cs을 써서 구한 연소도와 $^{154}$ Eu/$^{137}$Cs를 써서 구한 연소도의 차이를 계산했으며, 이 차이는 실제 측정대상 핵연료의 냉각시간에서 최소가 될 것을 기대하였다. 감마선 방출 핵분열생성물인 $^{134}$ Cs와 $^{154}$ Eu는 비교적 긴 반감기를 갖고 있으면서도 또 이들의 반감기 차이가 약 6.4년이나 되므로 기존의 방법$^{[2]}$ 에 비해 넓은 범위의 냉각시간을 정확하게 측정할 수 있었다.