• Journal of Korean Society of Disaster and Security
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• v.14 no.1
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• pp.9-21
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• 2021

Recently, the importance of eco-friendly power generation facility using renewable energy has newly appeared. Hydropower plant is a very important source of electricity generation and supply which is very important to secure safety because it is commonly connected with multi facility and operated on a large scale. In this study, a scenario-based analysis method was suggested to assess vulnerability of a penstock system caused by water hammer commonly occurred in the operation of hydropower plants. A hypothetical hydropower plant was used to demonstrate the applicability of a transient analysis model. In order to verify reliability of the model, the prediction of pressure behaviors were compared with the results of commercial model (SIMSEN) and measured data, then a real hydroelectric power plant was applied to develop all potential water hammer scenarios during the actual operation. The scenario-based simulation and vulnerability assessment for water hammer in the penstock system were performed with internal and external load conditions. The simulation results indicated that the vulnerability of a penstock system was varied with the operating conditions of hydropower facilities and significantly affected by load combination consisting of different load scenarios. The proposed numerical method could be an useful tool for the vulnerabilityty assessment of the hydropower plants due to water hammer.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.23 no.1
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• pp.137-163
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• 1991

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2005.11a
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• pp.103.1-103.1
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• 2005

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 2014.04a
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• pp.216-216
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• 2014

과거 유체 유발 진동(FIV : Fluid Induced Vibration)은 배관계 설계 하중에 고려되지 않은 설계 하중이었다. 하지만, 원자력 발전소 또는 화력 발전소의 배관형상이 복잡하고 고온수가 배관 내부에서 유동하는 배관계에서 육안으로 관측이 가능한 배관진동이 발생하였다. 이에 배관 진동에 대하여 원인 분석과 배관 구조 건전성 평가에 관심을 가지게 되었다. 배관 진동은 배관 형상에 따라 배관 내부 난류 유동에 대한 압력 변동이 하나의 원인이며, 고온수가 유동하는 배관일수록 압력 변동에 대한 배관 진동이 크게 나타나는 것으로 분석되었다. 배관 내부 난류 유동에 대한 압력 변동을 불규칙 수력하중이라고 한다. 본 연구에서는 배관 내부에서 난류 유동으로 발생하는 불규칙 수력하중을 유동해석을 이용하여 PSD(Power Spectral Density)로 산출하고, PSD 하중을 이용하여 불규칙 구조 응답 해석을 수행하여 배관계 응력 분포에 대하여 연구하였다. 배관 내부 난류 유동에 대한 불규칙 수력하중은 DES 난류 모델을 사용하여 시간에 대한 배관 내부 표면의 유체 속도를 유동 해석으로 산출하였으며, 유체 속도를 동압으로 계산한 후 FFT(Fast Fourier Transform)를 수행하여 PSD 하중으로 산출하였다. 그리고 불규칙 구조 응답 해석에서 배관 내부 유체 영향에 대한 진동 감쇠를 표현하기 위하여 유체 질량을 산출하고, 배관 구조 해석 모델 표면에 질량을 입력하는 방법으로 배관 고유진동수 및 불규칙 구조 응답 해석을 수행하였다.

• Korean Chemical Engineering Research
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• v.47 no.5
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• pp.587-592
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• 2009

Heat transfer model and energy dissipation rate were investigated to examine the heat transfer mechanism in bubble columns with continuous operation. The energy dissipation rate($E_D$) obtained from the unsteady state heat transfer model based on the surface renewal theory was significantly small, comparing with the hydrodynamic energy dissipation rate($P_v$) calculated from the overall hydrodynamic energy balance based on the behaviors and holdups of gas and liquid phases in the column. It was found from these results that the energy dissipation rate based on the surface renewal theory is independent of the hydrodynamic energy dissipation rate obtained from the overall hydrodynamic energy balance in the bubble column, in considering their mechanism. The different two energy dissipation rates were correlated in terms of operating variables within this experimental conditions, respectively.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.751-756
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• 1998

고리 1호기 원전 수명 연장을 위한 가압열충격(Pressurized Thermal Shock : PTS) 해석은 확률론적 안전성 평가 방법에 따라 수행된다. 본 연구는 가압열충격 상세 해석 연구의 일환으로 가압열충격 해석을 위한 계통해석시 사용되는 최적 평가(Best Estimate) 방법과 기존의 PCT(Peak Cladding Temperature) 관점의 해석에 사용되는 결정론적 안전성 평가 방법간의 해석 방법론 차이에 의한 열수력 거동의 상이점을 평가하기 위함이다. 이를 위해 1998년 설치 예정인 고리 1호기 교체 증기발생기(Replacement Steam Generator ; RSG) 안전성 분석 보고서$^{[1]}$ 의 주증기관 파단사고 해석 결과와 동일한 파단 크기 및 운전 출력에 대해 최적 평가 방법론에 따라 해석된 본 연구의 해석 결과를 비교, 평가하였다. 해석 결과 전출력 소형 주증기관 파단 사고에서는 터빈 유량 모델링 및 반응도 계수, 고온 영출력 대형 파단 사고에서는 가압기 모델, 반응도 계수 및 정지여유도가 해석 방법론에 따른 열수력 거동의 차이에 영향이 큰 것으로 평가되었다

• Proceedings of the Korean Society of Propulsion Engineers Conference
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• 2005.11a
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• pp.224-228
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• 2005

Dynamic control tests for Backhole as a dynamic damper were performed. For the forced oscillation generated by pressure drop in the feed line and internal wave analysis of swirl injector, hydrodynamic pulsator and 1D visualization model injector was produced, respectively We focus on effect of Backhole as a dynamic damper instead of a acoustic one. So, the breakup length and film thickness of liquid sheet on the steady state and the forced oscillation state have been measured and compared.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.363-368
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• 1998

영광 5,6호기 유출계통의 과도현상을 평가하기 위해서 Electric Power Research Institute (EPRI)에서 개발한 발전소 과도해석용 코드인 Modular Modeling System-Real Time Capable (MMS-RTC) 코드를 이용하여 유출계통의 모델을 구성하였다. 구성된 모델을 이용하여 수력학적 현상을 모사하고 배압제어벨브 제어기의 제어변수 및 유출 오리피스 차단벨브의 Stroke Time 등의 운전특성을 고려하여 수력학적 현상을 분석하였다. 분석결과 배압제어벨브 제어기 제어변수의 적절한 선정이 계통의 과도현상 완화에 매우 중요한 인자임을 알 수 있었고, 유출 오리피스차단벨브의 Stroke Time의 변화가 유출계통의 과도현상에 상당한 영향을 미치고 있음을 알았다. 결과적으로 유출계통의 과도상태를 적절하게 제어하기 위해서는 벨브의 특성, 벨브의 Stroke Time 및 배압제어밸브 제어기 제어변수들이 적절히 선정하여야 한다고 판단된다.

• Proceedings of the KIPE Conference
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• 2000.07a
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• pp.249-252
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• 2000

원자력 교육원 #2(KNPEC-2) 시뮬레이터는 1980년도 중반에 웨스팅하우스에 의해 공급되어 계속 사용되어 오다가 현재 성능개선 연구가 진행 중이다. 이번 성능개선을 통해 기존의 컴퓨터 시스템(Gould MPX)와 소프트웨어의 전면 교체가 이루어지고 있으며 최적 계산 코드를 이용한 실시간 열수력 모델 (ARTS; Advanced Real-Time Thermal-Hydraulics Simulation) 개발 , 2-Group 3D 실시간 노심모델(REMARK ; REal Time Multigroup Advanced Reactor Kinetics)를 이용한 노심 주기개선 (Cycle Update) 가상현실 기술 등을 이용한 컴퓨터 교육지원 시스템(CATS: Computer Assister Training System)등 새로운 시도가 이루어지고 있으며 본 논문은 이러한 새로운 시도가 이루어지고 있으며 본 논문은 이러한 새로운 시도들 및 그 결과에 대해 기술하고 있다. 기준발전소(Reference Plant)인 영광 1호기 12주기의 노심모델로 주기개선(Cycle Update)을 위한 REMARK의 입력자료 생성을 위해 핵설계 전산체계인 APA(ALPHA-PHOENIX-ANC) 시스템의 출력으로부터 자동으로 REMARK 입력데이타를 생성하기 위한 GUI툴 개발하였다. 또 이를 이용하여 개발된 노심모델은 최적계산코드(RETRAn 3D) 의 열수력 해법을 이용하여 개발된 NSSS 열수력코드(ARTS) 와 결합(Integration) 되어 안정 및 과도 상태 시험에 사용되었으며 원자로 냉각재 펌프 정지등의 몇 가지 과도 시험 계산결과 기존 해석 결과와 잘 일치하였다 중앙제어실(MCR; Main Control Room)내의 운전원 행동만 훈련하도록 되어있는 기존시뮬레이터의 한계를 극복하기 위해 가상현실 (VR) 저작도구를 이용한 발전소 현장 내부를 표현하는 가상발전소 (Virtual Plant) 발전소 현장에 소재하여 기존 시뮬레이터의 모의한계 밖에 있던 패널을 표현한 가상판넬(Virtual Panel)등과 강의실에서 발전소 모의 훈련을 가능케 하기 위해 가상현실 기술을 이용한 컴퓨터 지원 교육훈력 시스템(CATS ; Computer Assister Training System)을 개발 중이며 일부 개발부분을 소개하였다.

• 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