• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권4호
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• pp.591-602
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• 1995

가압경수로에서는 장기적인 반응도 조절을 위하여 B-10과 B-11을 함유한 천연붕산을 사용한다. 천연붕산의 사용으로 원자로냉각재의 붕소농도가 높기 때문에 pH를 적정한 범위로 유지하기 위하여 많은 양의 수산화리튬이 주입된다. 이로 인한 높은 리튬 농도는 증기발생기 재질의 응력부식균열과 핵연료피복재의 산화를 촉진시키는 등의 부작용을 초래할 수 있다고 보고되었다. 따라서 본 고에서는 천연붕산을 B-10 함량이 높은 농축붕산으로 대체하는 경우에 대한 기술적, 경제적 영향을 조사하고 검토하였다. 조사 결과, 농축붕산은 원전의 일차계통 수질화학, 부식생성물의 방사화에 의한 선량율, 보조계통 설계, 액체폐기물 발생량관점에서 여러가지 이점이 있을 수 있으며, 노심설계, 안전해석, 발전소 인허가 등의 관점에서는 문제가 없다고 밝혀졌다. 현재 천연붕산으로 운전중인 원전에서는 농축붕산의 경제성이 발전소의 주어진 제반여건에 의존하고, 농축붕산의 가격에 따라 크게 차이가 있는 것으로 보고되었다. 국내에 신규 원전이 계속적으로 건설되고 있는 현실에 비추어 볼 때, 발전소의 경제성과 안전성을 향상시키기 위하여 농축붕산 사용에 대한 타당성을 좀 더 면밀히 분석 할 필요가 있다고 판단된다.

• 한국건설순환자원학회논문집
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• 제4권1호
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• pp.1-9
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• 2016

건설폐기물은 과거 10년 동안 큰 변동 없이 배출량이 지속되고 있는 반면, 순환자원으로의 활용은 매립과 뒤채움재, 도로기층이나 보조기층 등 주로 저급 골재로의 사용으로 국한되어 왔다. 따라서 본 연구에서는 순환잔골재의 다량 활용을 위한 방안으로 콘크리트 2차 제품의 잔골재 대체재로써의 활용성에 대해 검토하고자 하였다. 접근 방법으로는 현장에서 사용되고 있는 건식과 습식 공정과 신속한 제품생산을 위해 적용하고 있는 증기양생을 적용하였다. 예비실험을 통해 각 배합방식별로 주요 실험변수들을 도출하였으며, 이를 통해 각 변수가 콘크리트 물성에 미치는 영향을 평가하였다. 순환잔골재의 대체효과에 대한 실험에서는 대체 비율이 높을수록 건식과 습식 모두 작업성 및 강도저하가 발생되었으며 그에 따른 저하량을 예측할 수 있는 식을 제안하였다. 본 실험을 통해 다소 콘크리트 물성과 역학적 특성 저하가 나타나지만, 2차 콘크리트 제품의 구성재료로서 순환잔골재의 다량 활용이 가능하다는 것을 확인할 수 있었다.

• 에너지공학
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• 제25권1호
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• pp.29-42
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• 2016

본 연구는 최근 정부의 에너지신산업 정책 중 하나인 발전소 온배수열 활용사업의 경제성을 분석하고, 동 사업의 활성화를 위한 정부의 경제적 유인 제도를 재구성하였다. LCOE 산출방법을 이용하여 발전소 온배수열 시스템의 경제성을 분석한 결과 현 수준에서는 기름보일러, 바이오매스, 발전소 보조증기보다 LCOE값이 높지만 지열 시스템과는 유사한 것으로 나타났다. 또한 온배수열 시스템의 LCOE 구성요인의 민감도를 측정한 결과, 열공급 거리에 가장 민감하게 반응하는 것으로 나타났다. 따라서 온배수열 활용사업을 확대시키기 위한 정부의 경제적 유인제도 구성 시 REC 가중치를 열공급 거리별로 차등 적용하는 것이 필요한 것으로 분석되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제18권2호
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• pp.97-106
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• 1986

1981년 6일 9일 원자력 1호기에서 발생한 77.5% 출력상태에서의 외부전원상실사고를 열, 수력학적최적계산용 코드인 RELAP5/MODl/NSC를 사용하여 모의하였으며 해석결과는 발전소 실측자료와 잘 일치하였다. 원자로 냉각재펌프의 트립에 따른 flow coastdown후에 hot-cold leg온도차에 의하여 자연순환 유동이 형성됨이 확인되었으며 실측자료와 잘 일치하여 이와 관련된 전산코드의 열수력학 적모델의 타당성을 입증할 수 있었다. 또한 위의 사고전개가 정상운전상태인 전출력(100%)에서 재발하였을 경우를 가정하여 해석하였다. 이러한 해석을 통하여 보조급수의 공급과 더불어 증기발생기 PORV의 적절한 작동으로 원자력 1호기 노심잔열을 제거하여 안전성에 문제점을 야기하지 않음을 입증하였다. 최적 계산방법에 의한 사고해석에서는 turbine stop valve 작동시간, 증기 발생기 PORV 설정치 등 non-safety 관련요소들의 특성에 대한 정화한 모의가 필수적이다.

• 한국화재소방학회논문지
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• 제33권3호
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• pp.51-55
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• 2019

CFC의 오존층 파괴로 인해 이를 대체할 냉매, 세정제, 발포제의 개발과 더불어 소방분야에서는 할론대체소화약제개발에 주력하여 왔다. 특히 소화기분야에서는 할론1211 소화기를 대체할 청정소화약제를 개발하여 왔다. 그 결과로 개발된 소화기용 청정소화약제 중 가장 널리 사용되는 소화약제가 HCFC-123이다. 대부분의 청정소화약제들은 자체 증기압이 약하기 때문에 어떠한 가압원을 사용할 것인가가 중요한 문제 중 하나이다. 본 연구에서는 소화기용 소화약제들 중 HCFC-123, HCFC-124, HFC-125, Novec-1230을 선정하여 이들 약제에 대한 가압원으로 보조소화효과를 기대할 수 있는 CO₂를 사용하였다. 각 소화약제별로 약제량과 CO₂량을 조절하며 시험을 실시한 결과 HCFC-123 소화약제로부터 기대한 소화효과를 확인할 수 있었다. 현재 시중에 판매되고 있는 소화기인 HCFC-123 2.5 kg을 질소로 가압하여 소화능력 ABC 각 1단위인 소화기보다 소화약제가 적은 HCFC-123 1.5 kg과 CO₂ 1.5 kg을 혼합한 소화기로 동일한 소화능력시험에 성공하였다. 이러한 소화시험의 결과는 가압원인 CO₂의 보조소화효과를 확인한 것이라 할 수 있다. 이는 중간대체물질로 분류되어 있는 HCFC계열의 소화약제를 줄일 수 있어 기존의 소화기보다 친환경적이고 경제적이라 할 수 있으며 B,C급 화재용 소화기인 CO₂ 소화기로 A급 가연물이 많은 전기, 전자 관련 시설을 방호하는 불합리함을 해결하는데 기여할 수 있으리라 기대한다.

• 대한화학회지
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• 제50권2호
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• pp.141-152
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• 2006

이 연구에서는 고등학교 화학II 교과서의 ‘용액' 단원에 대한 내용을 입자 수준으로 표현한 컴퓨터 보조 수업자료를 개발하고 그 효과를 고등학교 1학년과 2학년 학생들에게 적용하여 그 효과를 알아보았다. 개발된 내용은 교과서에서 제시한 ‘용액' 단원의 주요 내용으로 용해, 증기압, 끓는점과 어는점의 변화, 삼투현상 등으로 구성되었다. 이 연구에서는 애니메이션과 시뮬레이션을 이용하여 자료를 개발하였다. 이 자료에서는 특히 용액에서 일어나는 현상에 대한 주요 개념을 입자 관점에서 이해할 수 있도록 중점을 두었 다. 용액의 여러 현상들을 용액의 총괄성으로 단순화하지 않고, 용매와 용질 사이의 인력 개념으로 설명하였다. 용액과 관련된 자료의 제작은 플래시 5.0과 플래시 6.0의 Action Script를 이용하였다. 개발한 자료를 고등학교 학생들에게 투입한 결과, 통계적으로 유의미하게 개념 향상을 나타내었으며 특히 고등학교 1학년은 과도기와 형식적 조작기 학생들에게, 그리고 고등학교 2학년의 경우에는 형식적 조작기 학생들과 자연계열 학생들에게서 그 효과가 크게 나타났다.

• 한국안전학회지
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• 제35권4호
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• pp.84-91
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• 2020

The Korean nuclear industry developed the SPACE (Safety and Performance Analysis Code for nuclear power plants) code and this code adpots two-phase flows, two-fluid, three-field models which are comprised of gas, continuous liquid and droplet fields and has a capability to simulate three-dimensional model. According to the revised law by the Nuclear Safety and Security Commission (NSSC) in Korea, the multiple failure accidents that must be considered for accident management plan of nuclear power plant was determined based on the lessons learned from the Fukushima accident. Generally, to improve the reliability of the calculation results of a safety analysis code, verification work for separate and integral effect experiments is required. In this reason, the goal of this work is to verify calculation capability of SPACE code for multiple failure accident. For this purpose, it was selected the experiment which was conducted to simulate a Multiple Steam Generator Tube Rupture(MSGTR) accident with Passive Auxiliary Feedwater System(PAFS) operation by Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) and focused that the comparison between the experiment results and code calculation results to verify the performance of the SPACE code. The MSGR accident has a unique feature of the penetration of the barrier between the Reactor Coolant System (RCS) and the secondary system resulting from multiple failure of steam generator U-tubes. The PAFS is one of the advanced safety features with passive cooling system to replace a conventional active auxiliary feedwater system. This system is passively capable of condensing steam generated in steam generator and feeding the condensed water to the steam generator by gravity. As the results of overall system transient response using SPACE code showed similar trends with the experimental results such as the system pressure, mass flow rate, and collapsed water level in component. In conclusion, it could be concluded that the SPACE code has sufficient capability to simulate a MSGTR accident.

• 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.

• 한국가스학회지
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• 제21권5호
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• pp.95-103
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• 2017

제조산업 현장에서는 수많은 유해위험물질이 사용, 처리 및 생산되고 있으며, 암모니아를 취급하는 시설에서 많은 누출, 화재 폭발사고가 보고되고 있다. 유해위험시설에서의 위험관리 및 사고예방을 위하여 공정안전관리(PSM), 가스안전관리(SMS), 장외영향평가(ORA) 제도 등 다양한 안전환경관리 프로그램이 국내 산업현장에 적용되고 있고 학계에서도 위험성평가 관련 연구가 활발하게 진행되고 있다. 본 연구에서는 암모니아 입하 및 저장 시설을 대상으로 정량적 위험성평가가 수행되었는데 사고 시나리오에 대한 피해영향범위 산정에는 장외영향평가용 KORA 프로그램, 사고 빈도 분석에는 LOPA PFD 활용 방식을 적용하였다. 평가 결과 추정된 위험도를 완화하고 지속적인 위험을 관리하는 방안으로 누출 감지 및 비상 차단, 물 분무 및 증기 희석 설비, 방류벽 및 트렌치, 누출 비산 방호 등 공정 안전설계 하드웨어 개선부분과 위험관리기준 효과적 적용, LOPA 보완적용, 보조 피해영향범위 산정 프로그램 활용, 위험도기반 공정안전관리제도 적용, 공정위험성 재평가 및 이행성 관리 등 프로그램 및 제도 운용 측면에서의 방안이 제시되었다.

• 생물환경조절학회지
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• 제13권4호
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• pp.217-225
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• 2004

본 조사는 최근 급격히 증가하고 있는 새송이버섯 재배농가의 안정적 영농을 위해 재배사 설계, 시공 및 환경조절과 관련한 기초 자료를 마련하기 위해 서부 경남지역을 대상으로 새송이버섯 재배사의 재배사 규모, 환경조절시스템 등의 실태조사 및 검토를 하였다. 재배사의 형태는 반영구재배사와 영구재배사로 대별 할수 있었고, 반영구재배사는 대부분 단동이었고, 영구재배사의 경우는 단동에 비해 상대적으로 연동이 많았다. 그리고 재배사의 규모는 형태에 관계없이 다양하였지만, 길이, 폭 및 동고는 각각 20m, $6.6\~7.0m$ 및 $4.6\~5.0m$정도의 농가가 가장 많았으며, 동당 바닥면적은 $132\~140m^2$(40-42평)정도의 범위로서 대부분 콘크리트로 처리하여 각종 균에 의한 버섯의 오염을 방지 할 수 있도록 되어 있었다. 반영구 및 영구재배사의 지붕경사각은 각각 $41.5^{\circ}$ 및 $18.6\~28.6^{\circ}$로 나타나 반영구재배사의 지붕경사도가 더 큰 것으로 나타났다. 그리고 재배상의 폭 및 단수는 재배사의 형태에 관계없이 각각 $1.2\~1.6m$정도와 4단이 주류를 이루고 있었다. 버섯을 연중재배 하는 재배사에는 모두 냉${\cdot}$난방시설, 가습장치 및 환기팬이 설치되어 있었다. 난방방식의 경우, 온수보일러, 전기히터, 증기보일러 순으로 나타났다. 냉방장치의 경우는 모두 산업용 에어컨을 설치하여 운용하고 있었다. 그리고 가습은 초음파가습기와 원심분리가습기를 사용하고 있었으며, 보조 장치로 분무노즐을 사용하는 농가도 일부 있었다. 또한 온${\cdot}$습도 조절 및 탄산가스 조절을 위한 장치의 제어는 동별 제어시스템을 많이 채택하고 있었다. 그리고 온도센서 이외는 모두 타이머를 이용하고 있음을 알 수 있었다. 배지병의 크기는 850 cc 및 1,100 cc를 사용하는 농가가 주류를 이루고 있었고, 이 밖에도 800cc와 950 cc, 1,200 cc병을 사용하는 농가도 있었다. 출하형태는 대부분 유통회사와 공판장을 동시에 이용하고 있었다.