• 대한기계학회논문집A
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• 제37권10호
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• pp.1251-1259
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• 2013

본 연구에서는 소듐냉각 고속로 붕괴열교환기(DHX)의 고온 설계 및 크리프-피로 손상 평가를 수행하였다. 제 4 세대 소듐냉각 고속로의 능동 및 피동 잔열제거계통에 설치되는 DHX와 한국원자력연구원의 STELLA-1 시험루프에 설치된 DHX에 대해 상세설계 및 3D 유한요소해석을 수행하고, 동 결과에 기초하여 고온설계 기술기준인 ASME Section III Subsection NH와 RCC-MR 코드를 따라 크리프-피로 손상평가를 수행하였다. 크리프-피로 손상평가 결과에 기초하여 두 설계기준에 대해 비교 분석하고, 설계 기술기준의 보수성 이슈에 대해 토의하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제37권5호
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• pp.665-671
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• 2013

제 4 세대 소듐냉각 고속로에는 중간열교환기(IHX), 붕괴열제거 열교환기(DHX), 공기 열교환기(AHX), 핀형 소듐-공기 열교환기(FHX) 및 증기발생기(SG)를 포함한 다양한 열교환기들이 설치된다. 본 연구에서는 STELLA-1 시험루프에 설치된 소듐-공기 열교환기인 AHX 와 SELFA 시험루프에 설치될 핀형(finned) 소듐-공기 열교환기인 FHX 등 2 기의 열교환기 설계에 대해 3D 상세 유한요소해석을 수행하고, 동 결과에 기초하여 고온설계 기술기준을 따라 크리프-피로 손상평가를 수행하였다. 손상 평가결과 AHX와 FHX는 의도하는 크리프 피로 손상 하중 하에서 구조 건전성을 유지하는 것으로 확인되었다.

• 에너지공학
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• 제25권2호
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• pp.45-51
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• 2016

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.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.362-367
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• 1996

CANDU-6형 원자력발전소인 월성 2,3,4호기 비상급수계통의 성능을 평가하기 위하여 설계기능 수행과 관련된 변수로서 격납건물내 집수조(sump) 온도와 열수송계통으로 주입되는 냉각재온도를 사용한 분석을 수행하였다. 이 온도들은 NTU(Number of Transfer Unit)방법을 이용한 비상노심 냉각계통 열교환기의 열전달속도와 열전달계수의 해석을 열평형관계식과 함께 조합한 프로그램을 사용하여 계산하였다. 또한 증기발생기 급수량과 추후 수조에 공급되는 보충수에 대한 설계요건을 검토하였다. 이러한 변수와 설계요건은 비상급수계통이 발전소 정상 열제거기능 상실후 노심의 붕괴열제거에 유효한 열침원으로서의 기능을 수행함을 보여 주었다. 또 격납건물의 건전성 유지와 관련된 집수조내 최고온도가 허용치 이하로 유지되었다.

• 자원환경지질
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• 제39권5호
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• pp.607-613
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• 2006

내 수문지열계 가운데 수주지열정(SCW)시스템을 합리적으로 설치이용할 수 있는 조건들은 심도별 지온증가율이 명확하고($2^{\circ}C/100m$심도), 기존의 지하수 열펌프가 필요로 하는 순환수의 유량에 비해 최소 $10{\sim}30%$의 중온의 심부지하수가 산출될 수 있어야 하며, 순환수를 공내로 재주입시 공내붕괴가 일어나지 않는 견고한 암석들이 존재 하여야 한다. 수주지열정의 1개공당 굴착심도는 평균 $400{\sim}500m$이며, 이로 부터 개발가능한 지열에너지는 공당 약 $30{\sim}40RT$ 규모인데 비해 1개 수직지중열교환기가 공급가능한 지열에너지는 $2{\sim}3RT$ 정도이다. 즉 수주지열정 1개공은 $10{\sim}15$개의 수직지중열교환기 역할을 한다. 따라서 이 방식은 수직루프 설치장소의 공간 문제를 해소할 수 있는 유일한 대안으로 인식되어, 현재 전국 각지에서 많은 수의 SCW들이 무분별 하게 비과학적으로 설치되고 있다. 이와 같이 해당지역 수문지열계의 수리 지질학적인 특성과 열적인 특성을 명확히 파악하지 않은 상태에서 수주지열정을 설계 시공하는 경우에 나타날 문제점들은 추후 합리적인 천부지열 개발 이용에 지대한 장애요인이 될 것이다. 따라서 본고는 국내 수문지열계에 적합한 수주지열정을 설계 하는데 있어 필요한 일종의 지침서를 제시하기 위해 작성되었다.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2000년도 추계학술대회 논문집 학회본부 A
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• pp.262-264
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• 2000

원자로 내에서 연소 중인 핵연료나 저장 또는 재처리 중인 사용후핵연료의 성분으로서 시설의 공정설계, 안전성분석 및 차폐설계에 중요한 입력자료가 되는 핵분열생성물질, 방사화생성물 및 악티나이드의 핵종 농도와 이에 대응하는 방사능 강도의 기기 별 시간변 화율을 해석할 수 있는 코드 개발할 목적으로 MULTISAMS 정상 평형상태 모델을 구현하였다. MULTISAMS 코드의 반응공정 모델은 서로 연결되어 있으며 내부에 방사성물질의 혼합유체가 순환하는 세 종류의 반응기(원자로, 열교환기 및 화학반응기) 계통에서 자연적 또는 설계에 의해 일어나는 현상으로서; 반응기 간의 물질 흐름; 각 반응기 내에서 방사성 붕괴, 변환, 이동과 중성자 흡수 및 핵분열; 외부로부터 특정 핵종의 유입혹은 유출을 고려한 시간종속 핵종농도보존방정식 이론에 근거한다. 코드의 유용성 및 신뢰성을 검증하기 위해 현재 개념설계가 진행 중인 AMBIDEXTER원자력 에너지시스템을 대상으로 ORIGEN2 계산과 비교하였다. 두 코드 간의 입력조건과 배경이론차이점 때문에 절대적 비교가 불가능하므로 단순이론의 중간매개코드로서 SAMS를 이용한 2단계 비교방법을 따랐다. 결론은 MULTISAMS는 ORIGEN2 계산의 수렴치와 근사하게 일치하면서 ORIGEN2 가 다룰 수 없는 핵주기 연속후처리공정의 정상가동 시 핵종 평형농도를 기기 별로 계산할 수 있다는 장점을 확인하였다.