• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2003.05a
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• pp.180-180
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• 2003

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2004.05a
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• pp.122-122
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• 2004

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2015.10a
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• pp.361-362
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• 2015

• JOURNAL OF ELECTRICAL WORLD
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• s.290
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• pp.90-94
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• 2001

일본의 수력발전소는 국산에너지의 주력산업으로 클린하며 또한 재생 가능한 에너지로서 수백kW의 소수력에서 500MVA급의 대용량 양수까지, 여러 목적에 맞는 역할을 다하고 있다. 특히 양수발전소는 전력계통의 부하 평활화라는 중책을 담당하고 있으며, 앞으로 전력수요의 증가에 따라 더욱더 그 중요도는 증가할 것이다. 미쓰비시전기의 양수발전소의 단위용량은 1990년대 전반까지는 367MVA(도쿄전력 신고뢰천)가 최대였으나 ''98년 운전 개시한 간사이 전력 오다다양목의 400MVA, 2000년 운전 개시한 국내최대용량의 도쿄전력 갈야천의 475MVA로 최근 대용량화가 진전되어 그 대용량기술의 진보는 크게 주목을 받고 있다. 또 주기의 회전속도에 있어서도 400min${^-1}$급에서 500min${^-1}$로, ''보다 더 고속대용량화'' 시대에 돌입하였다고 할 수 있다. 또한 수력발전소는 일찍부터 일인화$\cdot$무인화에 의한 감시제어의 자동화$\cdot$성력화가 추진되어 왔다. ''50년대의 일인화제어를 거쳐'' 60년대에는 원방감시제어화에 의해 완전자동화$\cdot$무인화를 실현하였다. 그 후에도 디지털기기의 응용에 의하여 감시제어장치의 고기능화가 진전되고 또 보호도 포함한 토털디지털시스템도 구축되어 있다. 또한 중소수력발전소에 대하여는 종래 분산시스템이었던 시퀀서/거버너/AVR을 1CPU로 실현한 일체형배전반이 차후의 중소 수력제어장치의 주력기종이 되고 특히 범용컨트롤러를 적용한 시스템도 실용화되어 가고 있다. 본고에서는 최근의 수차, 발전기의 고속$\cdot$대용량화를 중심으로 한 동향과 감시제어시스템의 기술동향을 소개함과 동시에 앞으로의 전망에 대하여 기술하고자 한다.

• 한국신재생에너지학회:학술대회논문집
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• 2009.06a
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• pp.200-203
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• 2009

현재 발전차액 지원을 받고 있는 신재생에너지 전원은 태양광, 풍력, 수력, 매립가스, 바이오 가스, 연료전지 등 6개 전원이 있다. 신재생에너지 중에서 태양광, 조력, 연료전지, 풍력의 기준가격은 고정가격이며, 폐기물은 변동가격이고, 수력, 매립가스, 바이오가스, 바이오매스는 고정가격과 변동가격 중에서 선택할 수 있도록 되어 있다. 지난 2년간 신재생에너지 발전소 실적 이용률을 기준가격 적용 이용률과 비교해 보면 매립가스(20MW 미만), 바이오가스, 연료전지 이용률은 기준가격 적용 이용률 보다 낮게 나타났으며, 특히 바이오가스는 실적 이용률이 매우낮게 나타났다. 기타 신재생에너지 전원은 실적 이용률이 높게 나타났다. 발전차액(기반기금)은 기준가격에서 계통한계가격을 뺀 금액을 의미하며 고정가격, 변동가격의 요금선택에 따라 발전차액에 미치는 요소들이 달라진다. 고정가격을 선택한 경우는 계통한계가격, 이용률(전력 거래량)이 영향을 미치며 변동가격을 선택한 경우는 이용률만이 발전차액에 영향을 미친다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.396-402
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• 1995

영광 3,4호기의 부분충수 운전중 정지냉각계통이 상실되고 가압기 Manway가 개방된 사고에 대하여 RELAP5/MOD3.1.2의 열수력 코드를 이용하여 모의하였다. 계산결과 계통의 압력은 최고 1.74bar 까지 도달하였으며, 사고 발생 후 약 1시간 이후부터 계통은 노심이 노출될 때까지 유사 정상상태를 유지한다. 이때 가압기 Manway를 통해 방출되는 증기량은 약 4 kg/s로 붕괴열의 약 80%를 담당하고 증기발생기 2차측에 의해 나머지 20% 가량 제거된다. 또한 비응축성 가스는 계통에 남아 있는 한 계통의 압력 상승율을 증가시키며, RELAP5/MOD3.1.2 계산결과는 일차계통 전체 냉각재의 약 26 %의 질량오차를 나타냈다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.160-165
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• 1996

중수로형 원전에서 일차측 냉각수를 순환시키는 주연수송펌프가 정상운전중 갑자기 정지하는 사고를 강제순환 상실사고라 한다. 강제순환 상실사고는 주열수송계통을 과도압력상태로 만들며, 일반적으로 펌프에 공급되는 IV등급전원 상실사고와 기계적 손상에 의한 주열수송펌프 고착사고로 분류할 수 있다. 본 논문에서는 강제순환 상실사고에 대하여 중수로계통설계의 열수력 해석코드인 SOPHT를 이용하여 주열수송계통의 과도압력상태를 해석하였다. 카나다 원자력 규제위원회(AECB)의 과압 방지조건인 R-77 요구조건에 적절한 유효트립변수를 결정하기 위한 해석이 수행되었으며, 증기발생기 오염상태와 액체방출밸브 작동여부가 고도압력상태에 미치는 영향을 고찰하여 보수적 조건을 제시하였다. 또한 위와같이 결정된 보수적 조건을 근거로 ASME 코드에 명시된 과압 한계치에 대한 만족여부와 과도압력상태에 따른 주열수송계통의 열수력학적 거동을 고찰하여 보았다. 해석결과, 강제순환상실사고시 주열수송계통은 R-77 요구조건에 적합한 원자로트립변수에 따라 안정화되었으며, 계통의 최대압력은 ASME 코드가 규정한 한계치내에 있음을 알 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.371-376
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• 1995

CANDU-6형 원자로의 정지냉각계통(Shutdown Cooling System, SDCS)은 영출력 고온상태의 원자로를 상온상태로 냉각시킬 수 있도록 설계되었다. 본 해석은 증기발생기와 복수기증기방출밸브(CSDV) 및 정지냉각펌프를 이용한 정상냉각과 열수송펌프를 이용한 26$0^{\circ}C$부터 냉각 및 정지냉각펌프를 이용한 26$0^{\circ}C$부터 냉각의 두 가지 비정상냉각에 대해서 중수로 계통설계의 열수력 해석코드인 SOPHT 코드를 사용하여 해석하였다. 해석결과에 따라 주요기기들의 냉각천이에 따른 운전부하(service loadings)조건이 주어졌으며 또한 정지냉각계통은 열수송계통과 관련 보조계통을 정지냉각계통 열교환기 2차측에서 비등이 발생하지 않고 정상냉각 허용한계인 2.8$^{\circ}C$/min를 만족하면서 냉각할 수 있음을 확인하였다.

• Journal of Energy Engineering
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• v.14 no.4 s.44
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• pp.232-240
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• 2005

In this study, the IAEA Benchmark problems far HTR-10 and HTTR RCCS were assessed in order to assess the applicability of MARS code, a thermal-hydraulic safety analysis code developed for water reactors. The calculated results were compared with those or THERMIX, THANPACST2 code, and available experimental data. The calculated results showed generally good agreements with those obtained by the THERMIX code and THANPACST2 code. Deviations were analyzed to be originated from the simplification of complicated geometry and from the modeling capability of heat transfer characteristics in the HTGR components such as water cooler and air tooler. Especially, it was found that the radiation heat transfer in the reactor cavity played an important role in the after heat removal in the RCCS. Thus, it is concluded that MARS code can be successfully applied to the calculation of the RCCS cooling capability of the HTGR in this study.

• Proceedings of the Korea Water Resources Association Conference
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• 2008.05a
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• pp.1599-1603
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• 2008

발전소 냉각수 배수로에는 유속 2 m/s 이상의 빠른 흐름의 수로가 존재하여 수력발전을 꾀할 수 있어, 하동화력의 경우 조류발전 수차인 헬리컬 수차를 이용한 수력 개발이 진행 중이다. 하동화력 배수로는 약 630 m의 암거와 약 250 m의 개수로로 이루어져 있는데, 현재 상업용 발전설비 개발을 위해 시험용 수차발전 설비를 개수로로 이어지는 암거 출구부에 설치하여 성능 시험을 추진하고 있다. 이에 본 연구에서는 발전 설비의 설치로 인한 수위 증가가 냉각수 순환 계통에 미치는 영향을 파악하기 위하여 배수로 구간의 수위변화 또는 압력변화를 수치해석을 통해 분석하였다. 배수로 암거 출구부에 가로 3.6 m ${\times}$ 세로 1.5 m 헬리컬 수차 1 set를 설치하는 경우 저조시에는 seal well 후단(하류측)의 수위가 seal well의 위어 정부표고를 넘지 않아 수차구조물에 의한 압력변화가 상류로 미치는 영향이 없었다. 그러나 고조시에는 seal well 전 후단이 만관 관수로 흐름이 되어 하류의 압력변화가 상류로 전파되었다. 단, 수차구조물을 설치한 경우 순환수 펌프를 처음 기동할 때 압력파의 전파로 인해 초기 약 10 분간 불안정한 압력변화가 발생하나 수차구조물 설치 전인 현상태에서 발생하는 압력변화 범위를 벗어나지는 않고 이내 안정되며, 수차구조물 설치로 인한 수위 증가분만큼의 펌프 양정고 증가로 소요 동력이 증가할 수 있으나 0.2 m 내외의 미약한 증가이므로 정상 운전에는 문제가 없을 것으로 판단되었다. 따라서 수차구조물 설치 시, 저조시에는 순환수계통에 영향을 주지 않으며, 고조시에도 일부 시간 동안 미약한 수두변화만 있을 뿐 순환수 계통의 안전에는 지장을 주지 않을 것으로 확인되었다.