• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.334-339
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• 1996

Midloop 운전중 RHR 기능 상실사고를 모의 실험한 Bethsy 6.9d에 대해 CATHARE2 코드를 이용하여 해석하였다. 이 실험의 초기조건은 계통수위를 고온관 중간까지 낮추고, 그 윗부분은 비응축 가스로 차 있는 midloop 상태를 유지하는 것이다. 잔열은 원자로 정지 2일 후를 가정한 노심출력을 사용하였으며, 계통내 방출유로는 상부의 Upper head vent와 가압기 vent 및 고온관 1에 연결된 Letdown line과 수위지시계 방출유로가 열려 있다고 가정하였다. 또한 세 개의 loop중 증기발생기 한대만 이유 가능하고, 나머지 두 대는 이차측이 공기로 가득 차 있는 상태를 유지하였다. 이 연구의 주된 목적은 midloop 운전중 RHR 기능 상실사고에 대한 위와같은 상태에서 계통의 열수력적 현상을 실험을 통해 이해하고 코드 예측능력을 평가하는 것이다. CATHARE2 코드 계산결과 대체적으로 실험의 현상을 잘 모의하고 있으나 다음 사항에 대해서는 차이를 보이고 있다. 첫째 노심내 물의 혼합을 적절히 모의하지 못하여, 노심내 국부적 증기 발생 시점이 실험에 비해 약 250초 빨리 나타났다. 둘째 노심에서 고온관으로의 물의 유입이 많아 고온관에서 기포율이 실험에 비해 낮게 나타났다. 마지막으로 밀림관(surge line)에서 물의 유입에 의한 압력차가 실험보다 높게 나타났다.

• 한국신재생에너지학회:학술대회논문집
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• 2008.05a
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• pp.83-86
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• 2008

정부는 2006년 8월 기존의 발전차액 지원제도를 개정하여 발전차액 기준가격 지원대상 확대, 적용기간의 15년 단일화, 수력, 바이오에너지는 고정요금과 변동요금 중에서 선택할 수 있는 선택권 부여, 기술발전에 따라 태양광, 풍력, 연료전지는2-3년간의 유예기간 이후 매년 감소율을 적용하여 기준가격을 낮추는 등 많은 제도개선 내용을 반영하였다. 2006년 10월부터 개정된 발전차액 지원제도가 시행된 이후 태양광, 풍력의 신규진입이 대폭 증가하였고 수력, LFG, 바이오가스는 대부분 변동요금을 신청하였으며 2007년 집행된 신재생에너지 발전차액 기반기금의 55% 이상이 태양광발전에 지급되는 편중현상의 영향이 나타났다. 따라서 변동요금 설계시보다 SMP 평균이 22원 이상 높아져 변동요금의 재설계, 태양광 발전의 기반기금규모가 55% 이상을 점유하고 있으며 향후 더욱 심화될 예정이므로 특정전원의 기반기금 점유비중 제한 및 최근 수년간 준공된 신재생에너지의 운영실적을 분석하고 법적요건을 상세히 검토하여 투자비, 운영비, 이용률등을 재조정하여 기준가격을 합리적으로 개정하여 제2의 신재생에너지 도약기를 마련해야 할 것이다.

• Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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• v.15 no.1
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• pp.33-39
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• 2019

An 1,500MW advanced power reactor required the standard design approval by a Korean regulatory body in 2014. The reactor has been designed to have a 4-train independent safety concept and a passive auxiliary feedwater system (PAFS). The full power risk or core damage frequency (CDF) of 1,500MW advanced power reactor has been reduced more than that of APR1400. However, the risk during the low power and shutdown (LPSD) operation should be reduced because CDF of LPSD is about 4.7 times higher than that of internal full power. The purpose of paper is to analysis design alternatives to reduce risk during the LPSD. This paper suggests design alternatives to reduce risk and presents sensitivity analysis results.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.18 no.3
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• pp.175-182
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• 1986

The KNUI (Korea Nuclear Unit 1) loss of offsite power transient as a design-base accident has been simulated using the RELAP5/MOD1/NSC computer code. The analysis is carried out using the best-estimate methodology, but the sequence and its assumptions are based on the evaluation methodology th at emphasizes conservatism. Important thermal-hydraulic parameters such as average temperature, steam generator level and pressurizer water volume are compared with the results in the KNU1 Final Safety Analysis Report (FSAR). The present analysis gives much lower RCS average temperature and pressurizer water volume, and much higher S/G water volume at the turnaround point, which may be considered to be additional improved safety margins. This is expected since the present analysis deals with the best-estimate thermal-hydraulic models as well as the initial conditions on a best-estimate basis. These additional safety margins may contribute to further validate the safety of the KNU1 in this type of accidents(Decrease in Heat Removal by the Secondary System).

• Journal of Energy Engineering
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• v.17 no.4
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• pp.218-226
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• 2008

A component-scale two-phase analysis code has been developed for a realistic simulation of two-phase flow transients in a light water nuclear reactor component. In the code, a two-fluid three-field model is adopted and the governing equations are solved on an unstructured mesh. For the numerical solution scheme, the semi-implicit method used in the RELAP5 code was selected, which has been proved to be very stable and accurate for most of practical applications. However, some modifications were needed for its application to an unstructured non-staggered grid. This paper presents the modified semi-implicit numerical method for unstructured grid and the preliminary results of the calculations.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.26 no.2
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• pp.225-236
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• 1994

The sudden discharge of the loop seal water, which is present upstream of the SEBIM POSRV, creates large momentum and inertia forces on the downstream of the discharge piping system. This study provides the procedures and results of analysis of the thermal-hydraulic transient in the SEBIM POSRV discharge piping during the valve opening. The analysis is peformed by RELAP5/MOD3. The appropriate modeling of the discharge piping system, SEBIM POSRV opening characteristics, and loop seal water discharge for the RELAP5/MOD3 analysis is suggested. Also performed is the sensitivity study for the selection of proper options for the junction and volume control. flags. The analysis results demonstrate the adequacy of the RELAP5/HOD3 for the thermal-hydraulic transient analysis of the loop seal water discharge of the SEBIM POSRV discharge piping system. From the sensitivity analysis results, it is shown that the smooth area change option with reasonable geometric pressure drop distribution, non-equilibrium option, and proper time step should be selected for loop seal water discharge analysis.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.3
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• pp.358-373
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• 1995

The Heat Transport system loop stability of CANDU-6 reactor using the CANFLEX fuel bundle was studied. The Thermal-hydraulic behavior of CANFLEX fuel bundle is similar to the conventional 37-element fuel bundle since the reactor power and the frictional pressure drop through the fuel channel is almost the same each other, Mounter the CANFLEX fuel bundle gives higher critical channel power and more homogeneous enthalpy distributions in the subchannels than 37-element fuel bundle. The SOPHT modelling or the CANFLEX fuel bundle and the Reactor outlet Header(ROH) interconnection line was made and the stability analysis response of Wolsong-1 reactor with CANFLEX fuel bundle was obtained. Without the ROH interconnection line the Heat Transport system loop using 43-element fuel bundle is unstable like the current 37-element fuel bundle. With the ROH interconnection line, however, the Heat Transport system is stable within $\pm$1％ of nominal flow. In the Heat Transport system loop stability point of view for Wolsong-1 plant therefore, the CANFLEX fuel loading is considered to be acceptable.

• Journal of Korean Society of Coastal and Ocean Engineers
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• v.22 no.2
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• pp.67-72
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• 2010

In this study, the impact on the circulating water system has been analyzed due to an installation of helical turbine to develop hydro-kinetic energy at the discharge channel of the power plant. Numerical simulations of velocity and pressure variations have been performed when one set of $3.6\;m\;{\times}\;1.5\;m$ sized helical turbine is installed at the outlet of discharge culvert. In case of mean sea level, change of downstream water surface elevation does not affect upstream elevation of the weir because its propagation is blocked by the seal well weir. However in case of highest high water level, change of downstream elevation affects upstream elevation because flow pattern in discharge culvert becomes the full pipe flow with submerged weir. Although an unstable pressure change occurs in upstream of the weir during the intial 10 minutes after beginning of the discharge, it becomes stable after that time. In addition, a rise of water surface elevation by 0.2 m is observed but it is concluded that it hardly affects the safety of circulating water pump (CWP) although its required power is increased more or less. Therefore, the increase of required power of CWP needs to be considered for evaluation of the helical turbine applicability.

• 한국신재생에너지학회:학술대회논문집
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• 2005.06a
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• pp.13-16
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• 2005

본 연구는 발전용 풍력설비의 안정적인 전원공급 및 계통운영에 필요한 기술기준 및 규정을 제정하는 것으로 전기사업법 제67조(기술기준)에 따라 전기설비의 안전관리를 위하여 운영중인 기술기준 중 현재 제정되어 있지 않은 $\ulcorner$발전용 풍력설비기술기준$\lrcorner$과 법정 기술기준을 구체화하여 설비의 설계, 제작, 시공, 운영, 검사 및 보수시에 기술지침으로 활용할 수 있는 $\ulcorner$풍력발전규정$\lrcorner$을 신규로 개발하는 것이다. 현재 기술기준은 전기사업법 제67조(기술기준) 및 동 법 시행령 제43조(기술기준의 제정)에 따라 전기설비기술기준, 발전용 화력설비기술기준, 발전용 수력설비기술기준 및 발전설비 용접기술기준 등 4개가 고시로 운영중이다. 그러나 국내 풍력발전기 설비용량은 약 22MW이고, 다수가 건설중 이거나 계획 중에 있으나 설치허가 및 검사기준이 되어야 할 기술기준이 없는 상황이다. 따라서, 본 연구를 통하여 풍력발전설비에 대한 국내기술의 안정적인 전원공급 및 계통운영에 필요한 기술기준(안) 및 규정(안)등을 실현하였다.

• 한국신재생에너지학회:학술대회논문집
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• 2006.06a
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• pp.509-512
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• 2006

국내 대형 기력발전단지에서 냉각수로 사용되고 방류되는 해수는 약 150cms로 (100Mwe 당 약 5cms) 약 3,000kW 이상의 수력에너지를 보유하고 있으나, 현재 활용되지 못하고 그대로 해양으로 방류되고 있다. 발전소 방수로는 흐름조건이 비교적 균일하고, 파랑 내습이 없으며 부유사 해조류, 부유물 충돌 등의 문제가 발생하지 않아 자연 해양조건보다 조류력 발전에 매우 유리하나 수심이 낮고, 순환수 계통에의 영향으로 다수의 수차를 설치하기는 어려운 조건을 지니고 있다. 따라서, 인공수로의 균일하고 양호한 흐름조건에 적합한 보다 경제적인 수차를 개발하고, 발전량을 증대하기 위한 수차 배치 기술, 수차 및 발전기 지지구조물의 설계 기술, 계통 연결기술 등을 개발할 필요가 있으며, 이를 위하여 시험용 조류식 발전시스템을 제작하여 수차의 성능 및 전체 발전시스템의 성능을 평가하여 발생되는 문제점을 해결하고자 한다. 본 연구에서는 시험용 조류식 발전시스템을 하동화력발전소 방수로에 적용하기 위하여 현장 특성 분석, 형식 선정, 발전량 산정 등의 시스템 설계를 수행하였다.