• Nuclear Engineering and Technology
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• 제23권1호
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• pp.56-65
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• 1991

RELAP5/MOD2 Cycle 36.04코드를 이용하여 LOFT대형냉각재 상실사고 모사실험 L2-3를 계산함으로써 코드의 대형냉각재상실사고에 관련된 열수력현상 예측능력을 평가하였다. 기본계산에서 원자로 압력용기는 이중노심유로와 분리강수관 모델로 모사되었다. 기본계산의 결과 계통의 전반적인 수력학적 거동과 감압기간동안 노심 고출력 부위에서의 열적 거동은 비교적 타당하게 예측되었다. 한편 과냉각-이상유동의 천이 기간동안 임계유량모델, 고질량유속에서의 임계열유속 상관식, 감압기간중의 재접수(Blowdown Rewet)의 판정기준등 코드의 모델/상관식의 부분적 결함이 발견되었다. 이 결함들에 의해 냉각재 재고량이 과대 평가되어 재환수기간의 노심의 열적거동 예측의 정확도가 감소되었다. RELAP5/MOD2 Cycle 36.04로 부터 개선된 코드를 사용한 계산 결과 재접수 현상의 예측 정확도를 개선할 수 있었다.

• 에너지공학
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• 제17권2호
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• pp.67-76
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• 2008

열수력 종합효과 실험장치인 ATLAS가 한국원자력연구원에 구축되었으며, 최근 대형 냉각재 상실사고(LBLOCA)시의 재관수 현상에 대한 시험이 본격적으로 수행되었다. LBLOCA 재관수 단계에서 APR1400의 열수력 현상을 제대로 모사하기 위해서는 안전주입수 유량이 척도비에 맞춰 축척되어야 한다. 또한 ATLAS 장치에는 안전주입탱크(SIT) 내부께 자동제어 유량조절기구인 Fluidic Device가 장착되지 않았기 때문에 SIT의 고유량 및 저유량 주입 성능을 모사하기 위한 별도의 방안이 마련되어야 한다. 따라서 ATLAS의 주입 성능을 기준 발전소인 APR1400의 성능과 일치시키기 위하여 ATLAS 안전주입탱크의 특성 시험을 수행하였다. ATLAS SIT의 고유량 주입 성능은 주입 배관에 최적의 Orifice를 설치하여 일치시키고, 저유량 주입 성능은 유량조절밸브의 개도를 조절함으로써 일치시킬 수 있었다. 이러한 특성 시험을 통해 ATLAS 안전주입계통이 APR1400에서 요구하는 SIT 고유량 및 저유량을 잘 모의할 수 있다는 것을 확인할 수 있었다.

• 한국전산유체공학회:학술대회논문집
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• 한국전산유체공학회 2009년 춘계학술대회논문집
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• pp.290-297
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• 2009

가압 경수로의 주요 기기에서 발생할 수 있는 과도 2상 유동(Two-phase flow) 현상에 대한 해석을 수행하기 위해 원자로 기기 열수력 해석 코드를 개발 중에 있다. 개발 중인 기기 열수력 해석 코드는 지배 방정식으로 Two-phase, three-field model을 사용하고 있으며, 복잡한 기하학적 형상의 원자로 기기를 모사하기 위해 비정렬 격자계(Unstructured grid)를 활용하고 있다. 수치해석 기법으로는, 원자로 계통 해석코드 RELAP5가 사용 중이며 대부분의 원자로 내 2상 유동 조건에서 안정적이며 정확하다고 알려진 Semi-implicit 방법을 적용하였다. 그러나 기존의 Semi-implicit 방법은 1차원, 엇갈림격자(Staggered grid)에 대해 개발되었기 때문에, 이를 다차원, 비정렬, 비엇갈림 격자(Non-staggered grid)에 적용하기 위해 기존의 Semi-implicit 방법을 수정하였다. 본 논문에서는 Semi-implicit 방법의 대류항을 이차정확도를 갖도록 확장하였으며, 이차정확도에 의한 수치확산의 감소를 평가하기 위해 수행된 수치시험의 결과를 기술하였다. 이차정확도 및 일차정확도로 계산된 값을 해석해 또는 격자 수렴성 시험을 통해 평가해 본 결과, 이차정확도 계산시 수치 확산의 감소 확인하였다.

• 한국수자원학회논문집
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• 제34권6호
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• pp.617-625
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• 2001

수공 방어용으로 건설된 평화의 댐은 화천댐과 연계되어 있고 배수 터널과 함께 1단계 준공 상태로서 화천댐 상류에 위치하여 댐 하류에 홍수지체 효과를 갖는다. 따라서 본 연구에서는 현 평화의 댐의 활용방안을 연구할 목적으로 화천댐 시스템 조작을 수행하여 평화의 댐 홍수조절효과와 화천댐의 홍수기 제한수위 등을 검토하고 평가하였다. 그리고 이 결과를 분석하여 화천댐 계통의 이수 증대 방안을 제시하였다. 이를 위해서 우선 저수지 조작 기준과 모형을 설정한 다음 저수지 조작의 최적화를 수행하였다. 이 결과를 바탕으로 최적치에 대한 실적치의 상대적인 값으로 조정계수를 평가하였다. 그리고 화천댐 제한수위의 몇가지 대안에 대하여 최적 저수지 조작을 수행하여 제한수위 적정 수준을 제시하고 경제적인 편익 또한 평가하였다.

• 비파괴검사학회지
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• 제26권1호
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• pp.12-17
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• 2006

원자력발전소의 증기발생기는 수천 개의 매우 얇은 두께의 튜브로 구성되어 있다. 이러한 증기발생기의 튜브는 원자력발전소의 1차 계통과 2차 계통의 압력경계를 유지하는 데에 매우 중요한 역할을 하고 있으며, 고온 고압의 열 수력적 상호작용으로 인한 가혹한 운전조건으로 인하여 손상되기 쉽다. 따라서 증기발생기의 구조적 건전성을 평가하기 위하여 많은 시간과 노력이 투입되고 있다. 와전류 검사 방법이 증기발생기 튜브의 건전성을 평가하기 위한 가장 보편적인 비파괴 방법이지만, 와전류 검사의 특성상 결함의 전체 체적에 의하여 신호의 특성이 나타나게 되어 정확한 결함의 크기를 평가하기에는 한계가 있다. 본 연구에서는 증기발생기 튜브의 결함 검출과 정확한 측정을 위하여 초음파 검사기법의 적용 가능성을 확인하였으며, 연구결과를 증기발생기 튜브 검사에 적용 할 경우 검사결과가 크게 향상 될 것으로 기대된다.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2007년도 추계학술대회 논문집 전력기술부문
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• pp.63-65
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• 2007

Recently with increase consumption of electric power, the scale of the electric system becomes bigger and complex. Then, it is increasing the hardship in the operation of electric system and the continuance of stability. Especially, as the differences between demand and supply in electric power keeping low frequency oscillating attenuation from electric power have been very important in the continuance part of stability. The more control time of electricity system is getting faster with digitalization the more stability of electricity system is getting worse. As solutions of these problems, by establishing Power System Stabilizing Controller putting PSS output signal and putting damping to vibration of the rotor at generators's AVR in area where is oscillated, We are willing to contribute the electricity system by holding in generator output vibration.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 1999년도 하계학술대회 논문집 C
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• pp.1248-1252
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• 1999

To provide electricity power of good quality, it is essential to establish generation of electricity plan in electric power system based on accurate power-demand prediction and cope with changes of power-need fluctuating constantly. The role of hydraulic-power generation of electricity in electric power system is of importance because responding to electric power-demand counts or reservoir-type hydraulic-power generation of electricity which is designed for additional load in electric power system. So hydraulic-power generation of electricity must have fast start reserve. But the amount of water, resources of reservoir-type hydraulic-power generation of electricity is restricted and multi-used, so the scheduling of management by exact forecasting the amount of water is critical. That is why efficient hydraulic-power generation of electricity makes a main role on pumping up the utility of energy and water resource. This thesis introduced the example of optimal generation of electricity plan establishment which is used in managing reservoir-type hydraulic-power generation of electricity.

• 에너지공학
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• 제25권4호
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• pp.124-132
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• 2016

노심보충탱크 상부에 설치되는 유동분사기 형상에 따른 냉각수 주입특성 및 탱크 내에서의 열수력 현상 변화를 파악하기 위한 안전주입배관 2인치 파단 소형냉각재상실사고(SBLOCA) 모의시험이 잔열 및 피동잔열제거계통(PRHRS) 모의 없이 수행되었다. 두 가지 형상의 유동분사기를 설치하고 수행한 각각의 시험은 거의 유사한 초기 및 경계조건에서 수행되었으며, 이로 인해 반복시험에 대한 재현성이 충족되었다고 판단된다. 시험결과는 유동분사기의 종류(본 시험에서는 구멍의 개수에 해당)에 관계없이 유사한 열수력학적 거동을 보였으며, 초기 주입유량 관점에서는 구멍의 개수가 2배인 B형이 A형에 비해 좀 더 우수한 주입 성능을 보였다. 노심보충탱크 격리 밸브가 개방된 후 압력평형배관을 통해 유입되는 고온의 원자로냉각재는 상부 헤더에서 상대적으로 저온인 $50^{\circ}C$ 물과 혼합되면서 증기 응축과 같은 상변화에 의한 압력 변동을 동반하는 다차원 열유동 현상을 일으키게 된다. 이로 인해 초반부 노심보충탱크 주입 유량은 상온운전 조건에서 보다는 작게 되고, 일정시간 경과 후에는 유사한 주입유량 특성을 보였다.

• 에너지공학
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• 제27권4호
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• pp.27-35
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• 2018

피동원자로건물냉각계통(PCCS)은 사고 발생 시 원자로건물로 방출된 열을 제거하여 원전의 건전성을 보장하기 위해 설계되었다. PCCS의 열제거 성능은 증기-공기 혼합물의 응축열전달에 의해 결정된다. 본 연구에서는 응축열전달계수의 예측 정확도를 향상시키기 위해 새로운 상관식을 이식한 MARS-KS 코드를 사용하여 PCCS의 열제거 성능을 평가하였다. MARS-KS 코드에 사용된 새로운 상관식은 압력, 벽면과냉도, 비응축성 기체 질량분율 및 응축튜브의 종횡비와 같은 열전달계수에 영향을 미치는 변수들을 이용하여 개발하였고, 이는 MARS-KS코드의 기본 응축 모델인 Colburn-Hougen 모델을 대체하여 적용되었다. 대형파단 냉각재상실사고 발생 시 PCCS의 운전에 따른 다양한 열수력학적 변수들을 분석하였고, 열제거 성능 평가를 위해 새로운 상관식이 적용된 MARS-KS 코드의 원자로건물 압력거동 계산결과와 기존의 응축모델을 이용한 해석결과를 비교하였다.

• 에너지공학
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• 제25권1호
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• pp.185-191
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• 2016

피동충수용 혼합형 안전주입탱크는 한국원자력연구원에서 제안한 원자력 피동안전계통의 한 종류로, 안전주입탱크의 상부와 가압기를 연결하여 모든 운전압력 조건에서 냉각수 주입이 가능하도록 개선한 시스템이다. 본 연구에서는 피동충수용 혼합형 안전주입탱크, 가압기와 원자력압력용기에 대한 압력 네트워크를 통해 피동충수용 혼합형 안전주입탱크와 가압기의 압력이 평형이 되는 조건을 이론적으로 도출하였으며, 개별효과시험장치를 이용하여 안전주입탱크에서 발생하는 다양한 열수력 현상(증기응축 및 열혼합 현상)들을 파악하였다.