핵분열로 인한 고온, 고압의 냉각수를 유지하는 원자로 용기는 원자로의 냉각 또는 가열시 압력에 의한 응력과 함께 열응력이 가해지고 원자로 벽의 온도변화에 따라 파괴인성치가 변화하기 때문에 임의의 결함이 존재할 경우 건전성 확보가 쉽지 않다. 따라서 가상결함이 성장하지 않도록 압력과 온도를 조정하면서 냉각 및 가열시킬 필요가 있다. 본 연구에서는 원자로 운전 중 냉각 및 가열시 안전하게 운전하기 위한 압력/온도 한계곡선을 구하는 절차에 필요한 이론을 조사하였고 이의 도출을 위한 해석과정을 전산화하였다. 국내원전 중 가장 오래된 고리 1호기에 대한 압력/온도 한계곡선을 다양한 냉각 및 가열률에 따라 설정하였고 이들 결과를 검토하였다.
본 연구는 최근 우리나라 고층아파트에서 많은 문제가 되고 있는 승강장 부속실의 급기가압 시스템에 있어서 댐퍼 적정차압의 기준 압력에 대한 문제를 FDS 화재모델링을 이용하여 현상학적으로 살펴보았다. 화재 초기 누설틈새만 있는 밀폐된 화재실의 온도와 압력은 연소에너지와 고온 연소가스의 발생으로 온도와 압력이 크게 상승하는 것으로 나타났다. 따라서 자동차압조절 급기댐퍼의 기준압을 옥내 대기압으로 설정 시에는 화재 시 실제 차압의 감소와 방연풍속 부족으로 상황에 따라 피난안전 공간인 부속실로의 연기 유입이 발생할 우려가 있는 것으로 나타났다.
폭파하중에 대한 구조물 위험평가 해석을 위해 3차원 모델링 기법 중 하나인 변수모델링과 이를 활용한 3차원 유한요소해석 모델을 구축하여 외연적 유한요소해석을 수행하였다. 폭파하중은 ConWep을 이용하였고, 폭파압력 저감을 위해 알루미늄 폼의 밀도와 두께, 그리고 덮개 여부를 해석 변수로 설정하였다. 해석 결과, 알루미늄 폼의 밀도가 낮고 두께가 두꺼울수록 항복강도 수준으로 제어할 수 있었고, 폭발압력을 분산시키기 위해 사용한 강재 덮개는 두께에 대한 그 영향이 뚜렷이 나타났다. 적절한 설계변수 설정을 통해 폭파하중에 대한 구조물의 위험을 줄일 수 있을 것으로 예상된다.
일반적으로 투과증발 막분리 공정에서 막상부 압력은 상압 부근에서 설정되며 막하부 압력은 투과성분의 포화증기압 보다 낮게 유지하므로써 막을 통한 물질 투과가 일어난다. 이중에 하부압력은 막공정의 추진력과 밀접한 관련이 있다. 즉, 막하부의 조건에 따라 막공정의 추진력이 결정되며 또한 막내부의 상구배가 달라진다. 그러므로 막하부의 공정조건은 막의 투과 분리특성을 결정하는 매우 중요한 제어대상이 된다. 많은 연구자들이 막하부 압력에 따른 투과속도 및 선택도 변화에 대한 연구를 진행해왔는데 이들 대부분은 막하부 압력을 투과공정의 추진력과 관련을 지어 투과 분리거동을 설명하였으며 1980년 후반 이후부터 유체역학 관점에서 막하부 압력이 투과특성에 끼치는 영향을 검토하기 시작하였다. 본 장에서는 막하부 압력이 막투과 분리 특성에 끼치는 영향에 대한 이해를 돕고자 발표된 연구 내용을 토대로 하여 투과증발 막분리 공정에서 막하부 압력의 중요성을 간략하게 정리해 보았다.
차세대 반도체 제조공정을 위한 고진공 클러스터 장비용 반송모듈에 대해 고속 응답이 가능한 압력제어 장치의 구현과 그 성능시험을 수행하였다. 일반적인 자동 유량조절기가 가지고 있는 저속 응답에 대한 문제점을 해결하기 위하여 압력제어 순서를 매우 효과적으로 최적화하기 위하여 새로운 실험방법이 제시되었다. 압력제어를 시작하는 시점과 Ziegler-Nichols 제어방법에 의한 조율 상수들을 조절함으로써 매우 안정되고 빠른 응답이 가능한 압력제어를 성공적으로 달성하였다. 반송압력이 $10\times 10^{-5}$ torr인 경우, 질소의 초기유량을 21 sccm으로 설정한 수 4초 시각부터 실제적인 압력제어가 시작되었다. 그 결과, 최대 압력오차가 설정값에 대해 $\pm$0.5% 이하에서 안정화 시간은 10 sec 이내로 기존 실험방법과 비교해 볼 때 70% 정도 개선된 우수한 성능을 얻을 수 있었다. 이때 rise rate는 0.02 torr/sec, the lag time는 0.15sec, the sampling period는 0.5 sec이였다. 이러한 실험결과를 설명하기 위하여 이론적인 모델이 유도되었으며, $\omega$=-1.0일 때 실험결과와 잘 일치함을 알 수 있었다.
자동수문이란 설정된 관리수위 이하에서는 수문이 개방되지 않고, 유량이 증가하여 관리수위 이상이 되면 수문이 개방되어 관리수위까지 방류하게 되면 다시 수문이 닫히게 되어 자동으로 관리수위를 유지한다는 것을 의미한다. 이러한 연직 자동수문의 방류특성이 수동식 연직수문과 다른 점은 유량에 따라서 수문 개방고의 증감과 수문개폐가 자동으로 이루어진다는 것이다. 따라서 자동수문의 운영 중 수문개방고의 거동과 자동개폐 시점을 예측하는 것은 정밀한 수문설계를 위해 매우 중요하다. 수문 개방 시 흐름이 정지되어있다고 가정하면, 정수압 상태의 부력이론에 의한 부력수문의 개방고는 어렵지 않게 계산할 수 있다. 그러나, 흐름이 정지되어 있다가 수문의 하단으로 방류가 시작되면 수문 선단을 포함한 주변에 압력 차이로 인해 동수압 하중이 발생하게 되어 수문에 진동을 유발하고, 수문개방을 억제하는 힘이 발생하여 수문 운영에 큰 영향을 미친다. 본 연구에서는 부력식 수문의 모형실험을 통하여 정수압 상태의 부력이론에 의한 수문 개방율과 측정에 의한 수문 개방율을 비교하였으며, 압력계수를 이용하여 이론과 측정 수문 개방고의 차이는 동적하중에 의한 효과임을 확인하였다. 모형실험에서 측정된 자료와 수치모형 ANSYS - Fluent의 사용성을 검증하였고, 부력식 수문의 형상에 따른 동적하중을 분석하였다. 수문 형상비는 0.24~1.09로 설정하였고, 분석결과 부력식 수문은 수문 개방율이 커짐에 따라 압력계수는 감소하는 경향을 보였으며, 동적하중은 증가하는 경향을 보였다. 또한, 부력식 수문의 형상비에 따라서는 형상비가 증가함에 따라 동적하중이 감소하는 관계를 확인하였다.
상수도 관망은 비정상상황에서도 안전한 물을 안정적으로 공급하는 것을 목표로 한다. 따라서 상수도 관망의 최적 설계는 수리학적 제약조건 (i.e., 절점의 압력, 관의 유속)을 만족하는 설계안을 제시한다. 하지만 점차 커지는 도시 규모에 따라 수질적으로 안전한 물을 공급하지 못하는 문제가 발생하고 있다. 또한, 상수도시스템의 형식 (i.e., 수지상식, 혼합식, 순환식)에 따라 용수의 체류 시간, 절점의 압력 등이 상이하다. 따라서, 본 연구에서는 도시 규모 및 형식과 잔류염소 농도를 고려한 상수도시스템 최적 설계를 진행하였다. 절점의 개수에 따라 도시의 규모를 분류하였으며, BI(BI; Branch Index) 지수를 통해 상수도시스템의 형식을 분류하였다. 또한, 수리학적 제약조건(i.e., 절점의 압력)과 수질적 제약조건 (i.e., 잔류염소 농도)을 설정하여 수리-수질을 동시에 만족하는 최적 설계안을 도출하였다. 비상시에도 물을 안정하게 공급하기 위하여 시스템의 탄력성과 설계비용을 목적함수로 설정하여 다목적 최적 설계를 진행하였다. 이러한 연구는 압력만을 고려한 기존 설계단계에서 수질적 측면을 동시에 고려하여 수질 측면의 안전성을 향상할 수 있다. 또한, 시스템의 탄력성을 고려하여 비정상상황에서도 물을 공급하여 사용성을 향상하는 설계안을 도출하여 수리학적 안정성을 만족하며, 경제적 측면도 향상할 수 있다.
원전발전소에 납품되는 원전용 안전밸브의 성능은 ASME나 KEPIC와 같은 기술기준코드에 따라 설정압력, 블로우다운(blowdown), 풀리프트(Full lift), 누설(leakage), 방출용량(discharge flow rate)등과 같은 특성인자로 평가된다. 그 중에서도 방출용량은 ASME SEC III NB 7000 코드에 따라 ASME 용량인증이 요구되지만, 아직 국내에는 국제적으로 공인되니 압력방출장치 용량시험기관이 부재하여 외화유출 및 국내 PRD 기술개발에 많은 어려움이 있어왔으며, 이에 따라 원전 PRD 인증기관 개발을 통하여 세계적인 인프라 구축의 필요성이 부각되고 있다. PRD 인증기관 구축은 국내 원전 핵심기자재의 고급기술 국산화에 이바지 할 수 있고, PRD 성능 및 용량시험지원을 통하여 국내 밸브기술 경쟁력 확보하는 데 기여할 것으로 기대된다.
액체금속로의 소듐-물 반응사고에 따른 압력거동 분석을 위하여 한국원자력연구소 KALIMER 개발팀이 개발한 SPIKE코드의 해석 모형 및 알고리즘을 소개하였으며 검증 계산 결과를 제시하였다. KALIMER IHTS의 소듐-물 반응사고로 인한 계통내 압력 거동을 분석하였다. 소듐-물 반응사고의 초기는 압력파 전달과 질량 전달 영역으로 구성됨을 확인하였다. 압력파 전달 영역에서의 압력 거동은 계통의 설계 특성과 무관하나 질량 전달 영역에서는 Cover gas 체적과 파열판 파열 압력에 크게 의존함을 확인하였다. KALIMER IHTS의 초기 소듐-물반응사고 해석 결과는 적절한 Cover gas체적과 파열판 압력 설정을 통해 압력 진동이 설계 압력 범위로 조절할 수 있음을 확인하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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