• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2011.02a
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• pp.361-361
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• 2011

하나로 냉중성자원(CNS: Cold Neutron Source)은 원자로 수조내 반사체 탱크에 위치한 수직 조사공에 설치되어 하나로 노심에서 발생하는 열중성자를 감속재인 액체 수소층을 통과시켜 냉중성자를 생산한다. 생성된 냉중성자는 유도관을 통하여 냉중성자 산란장치에 공급되어 이용 연구에 활용된다. 감속재로 사용되는 수소는 헬륨냉동계통의 운전에 따라 수소가 수조내기기 집합체(IPA: In Pool Assembly) 내로 이동되어 액화되어지므로, 극저온의 헬륨가스의 흐름이 중요하다. 헬륨냉동기에 의해 만들어진 극저온인 헬륨은 IPA 내의 수소와 열교환을 하기 위해서 배관을 통해 이동되며, 열손실없이 전달하기 위하여 헬륨 배관은 진공층이 형성된 이중배관으로 설계되어 있다. 헬륨 이중배관은 공급 및 회수 배관으로 구성되어 있으며, 헬륨 배관의 외관에 진공층을 20개의 구간으로 나누어 제작 및 설치되었으며, 각각의 진공도를 유지하고 있다. 이 논문에서는 하나로 냉중성자원 헬륨 이중배관의 특성과 헬륨냉동계통의 운전 및 정지시 온도 변화에 따른 이중배관 진공도의 변화를 분석하였다.

• Journal of Energy Engineering
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• v.7 no.2
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• pp.202-208
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• 1998

As in the other industrial processes, a nuclear power plant involves a steam relieving process through which condensable steam is discharged and condensed in a subcooled pool. An analysis of steam discharge transients was carried out using the method of characteristics to determine the flow characteristics and dynamic loads of piping that are used for structural design of the piping and its supports. The analysis included not only the steam flow rate but also the flow rates of the air and water which originally exist in the pipe. The analytical model was developed for a uniform pipe with friction through which the flow was discharged into a suppression pool. Including the combinations of system elements such as reservoir, valve and branching pipe lines. The piping flow characteristics and dynamic loads were calculated by varying system pressure, pipe length, and submergence depth. It was found that the dynamic load, water clearing time and water clearing velocity at the water/air interface were dependent not only on the system pressure and temperature but also on the pipe length and submergence depth.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.40 no.9
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• pp.775-782
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• 2016

In this study, elevated temperature design and integrity evaluation have been conducted using two different piping design codes for the high-temperature piping systems of sodium integral effect test loop for safety simulation and assessment(STELLA-2) being developed by KAERI(Korea Atomic Energy Research Institute). The design code of ASME B31.1 for power piping and French nuclear grade piping design guideline, RCC-MRx RD-3600 were applied, and conservatism of those codes was quantified based on the piping integrity evaluation results. The piping system of Model DHRS, Model IHTS and PSLS are to be installed in STELLA-2. The integrity evaluation results for the three piping systems according to the two design codes showed that integrity of the piping system was confirmed. As a code comparison result, ASME B31.1 was shown to be more conservative for sustained loads while RD-3600 was more conservative for thermal loads compared to B31.1.

• 월간 기계설비
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• s.27
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• pp.106-113
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• 1992

• 월간 기계설비
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• s.31
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• pp.72-78
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• 1993

• 월간 기계설비
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• s.26
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• pp.96-109
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• 1992

• 월간 기계설비
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• s.32
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• pp.122-126
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• 1993

• 월간 기계설비
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• no.6_7
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• pp.139-144
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• 1992

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.05a
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• pp.112.1-112
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• 2001

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.260-267
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• 1996

LSTF의 주증기배관 파단사고 실험(RUN SB-SL-01)에 대한 RELAP5/MOD2 해석결과를 제시하고, LSTF의 RUN SB-SL-01 실험결과 중에서 일차측과 이차측 사이의 열전달률에 촛점을 맞추어 증기발생기 이차측 및 일차계통의 압력, 온도 등과 같은 주요변수를 조사하여 RELAP5/MOD2코드의 성능을 평가하였다. 10% 주증기배관파단사고에 관한 최적 평가에서 주요 매개변수의 전체적 추세가 비교적 잘 예측되었다. 원자로압력용기 상층부에서 기포가 발생하는 기간 동안에는 계통 압력에서 작은 차이가 발생함을 알 수 있었는데, 압력차 발생은 가압기가 비어 있거나 원자로압력용기 상층부에서 기포가 발생하기 때문으로 판단된다.