• Journal of Energy Engineering
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• v.24 no.2
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• pp.91-102
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• 2015

A thermal-hydraulic design and performance analysis computer code for a once-through steam generator using straight tubes is developed. To benchmark the developed physical models and computer code, an once-through steam generator developed by other designer is simulated and the calculated results are compared with the design data. Also, the same steam generator is analyzed with the best-estimate thermal-hydraulic system code, MARS, for the code-to-code validation. The overall characteristics of heat transfer area, pressure and temperature distributions calculated by the developed code show general agreements with the published design data as well as the analysis results of MARS. It is demonstrated that the developed code can be utilized for diverse purposes, such as, sensitivity analyses and optimum thermal design of a once-through steam generator.

• Proceedings of the Korean Society of Propulsion Engineers Conference
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• 2011.11a
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• pp.671-674
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• 2011

An experimental test facility for the complete characteristics of pumps is constructed at KIMM(Korea Institute of Machinery and Materials). This paper describes the test facility and test technique of the complete characteristics of pumps, together with a experimental test result for a reactor coolant pump.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2006.07d
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• pp.1899-1900
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• 2006

한국수자원공사는 자동화 기술의 발달과 발전설비의 현대화 추세에 따라 9개 다목적댐 수력발전소에 선진화된 자동화시스템을 1990년대 초기에 도입하여 2004년도에 원격감시제어시스템인 발전통합운영시스템 구축을 완료하였다. 발전통합운영시스템(Generation Integrated Operation System)은 수력발전소의 발전 및 수문설비의 원격감시제어를 가능하게 하였고 본사 운영센터에서 현장 발전설비의 무인화 운영을 가능하게 함으로써 인력의 효율적 활용 및 자동제어 기술력 향상을 가져왔다. 이러한 통합감시제어 시스템에서 조정지댐의 안정적인 운영을 위한 응용 프로그램을 개발하여 조정지댐을 자동제어 하거나, 운영자의 의사결정을 지원하는 시스템을 구축하여 과학적인 조정지댐 운영 모델을 제시하고자 한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.596-602
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• 1998

한국의 차세대 원자로 (Korean Next Generation Reactor; KNGR)에 처음 적용되는 격납건물내에 설치된 재장전수조 (In-Containment Refueling Water Storage Tank; IRWST)는 기존 재장전수조의 기능외에 주입모드에서 재순환 모드를 전환생략, 일차계통으로 방출된 고온, 고압 냉각수의 응축 및 냉각 격납용기 방사능 오염방지, 원자로 동공층수 등 여러 가지 추가 기능을 가진 한층 진보된 설계개념이다. 발전소 천이사고 시 발생하는 Pipe Clearing, 응축진동 현상(Condensation Oscillations), Chugging 등의 열수력 현상들이 방출증기의 유동 및 가속도와 관련해 항력과 응력, 압력진동 등을 일으켜 IRWST 구조물에 영향을 미칠 수 있기 때문에 IRWST를 처음으로 시도하는 우리 나라로서는 이와 관련된 제반현상에 대한 심도 깊은 연구가 요구된다. 따라서 본 연구에서는 원자력 발전소 과도로 인한 가압기 안전밸브(Pressurizer Safety Valve) 또는 안전감압밸브(Safety Depressurization Valve) 작동시 IRWST로 방출되는 유체로 야기되는 하중 예측 모델을 기존의 BWR의 응축수조(suppression Pool)에서 일어나는 각종 현상을 토대로 이론적으로 체계적으로 유도하여 이를 비교, 분석하였다.

• Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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• v.19 no.1
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• pp.1-5
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• 2023

This paper describes a newly-developed analysis methodology in comprehensive vibration assessment program (CVAP) of reactor internals to develop a valid-prototype for the design of nuclear power plants. The new analysis methodology developed in this study will be confirmed through a scale model testing (SMT). Based on the measurements obtained from dynamic pressure transducers in the SMT, a new non-dimensional equation is developed to apply the forcing functions at reactor internals for the prototype. In addition to the new non-dimensional equation, a computational fluid dynamics(CFD) is used to develop the application of the hydraulic loads at reactor internals for the prototype.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.789-794
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• 1998

중대사고 해석 전산 코드 국산화의 필요성이 대두되고 있는 이때 우리가 개발해야 할 코드의 요건을 다음 여섯 가지로 정리하였다: 1) 종합적인 해석 코드. 2) 1차계통과 격납건물 모사 능력의 유연성, 3) 자세한 발전소 거동 모사, 4) 사용자 편의성, 5) 개선 및 새로운 모델 접목의 용이성. 그리소 6) 최신 모델 포함. 이런 관점에서 기존의 중대사고 해석코드를 분석한 결과 코드 개발의 기준 코드로 MELCOR를 선정하였다. MELCOR는 계통 모사의 유연성 때문에 상용 발전소 뿐만 아니라 앞으로 개발 계획 중인 차세대나 중소형 원자로까지도 확장이 가능하며, 상세한 열수력 기본 지배 방정식을 활용하고. 모델 분석 및 개선에 필요한 코드에의 자유로운 접근이 허용되며, 지속적인 코드 개선이 이루어져 최신 모델을 보유하고 있다. 이미 MELCOR는 상당한 수준의 결과를 예측하고 있기만. 노심 손상 모델을 개선하고 격납건물 안에서의 주요 현상 모사 모델을 추가하며. 또한 국내에서 이루어지고 있는 SONATA 실험이나 증기 폭발 실험 결과들을 MELCOR에 반영하는 것이 가급적 짧은 시간에 기술 자립을 이를 수 있는 방법으로 판단된다.

• Proceedings of the Korea Society for Simulation Conference
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• 2000.04a
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• pp.168-173
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• 2000

지금까지 국내에서 설치되어 있는 원전 시뮬레이터용 노심 (Neutronics) 모델 프로그램은 주로 전산기 성능이 오늘날 비해 낮은 환경에서 실시간으로 노물리 계산을 위해 중성자 확산(Diffusion)현상을 미리 반영한 곡선을 사용하는 등 빠른 계산을 위해 많은 가정과 간략화가 있었다. 본 논문에서는 중성자 물리 계산을 2 Group 3-D로 계산이 가능한 최신의 노심코드(REMARK)를 이용하여, WH사가 공급한 900Mw의 3 Loop PWR인 영광 1호기 12주기를 기준으로 한 시뮬레이터의 노심모델 개발하기 위한 핵설계 전산체계인 APA(ALPHA-PHOENIX-ANC) 시스템의 출력으로부터 자동으로 REMAR 입력데이타를 생성하기 위한 GUI툴 개발과 개발된 노심모델의 자체 검증 및 원자력발전소 사고해석에 쓰이는 최적평가코드(RETRAN)를 기반으로 하는 최신 실시간 열수력 시뷸레이션(ARTS) 모델과 결합(Integration)되어 원자로 냉각재 펌프 1대 정지 및 터빈정지 시험등 과도시험한 결과를 기술하였으며 개발된 노심 모델은 원자력 교육원 2호기 시뮤레이터에 적용될 예정이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.22 no.1
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• pp.12-19
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• 1990

The Loss of Offsite Power Transient at 77.5% power which occurred on June 9, 1981 at the Kori Unit 1 PWR (Pressurized Water Reactor) is simulated using the RELAP5/MOD2 system thermal-hydraulics computer code. Major thermal-hydraulic parameters are compared with the available plant data. The comparison of the analysis results with the plant data demonstrates that the RELAP5/MOD2 code has the capability to simulate the thermal-hydraulic behaviour of PWRs under accident conditions of this type with accuracy, except the pressurizer pressure and level. The pressurizer pressure increase is sensitive to the in surge now it is believed that the interracial heat transfer in a horizontal stratified flow regime may be estimated low and the compression effect due to insurge flow may be high. In the nodalization sensitivity study it is found that S/G noding with junctions between bypass plenum and steam dome is preferred to simulate the S/G water level decreasing and avoid the spurious level peak at trubine trip.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.21 no.4
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• pp.259-266
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• 1989

An improved version of RELAP5/MOD2 Cycle 36.04 code is assessed for LOFI LBLOCA Test L2-5. Minor modifications to the original version have been done to avoic reflood related errors. Based on the modified version, one base case and two cases for sensitivity study on downcomer and core channel modelling are calculated. The calculation results are compared with the experimental data for primary system pressure, break mass How rate and cladding temperature at hot spot According to the comparison, it is found that the hydraulic system behaviors are well predicted, excessive core cooling exist in blowdown phase for a single core channel and a combined downcomer case, and a better result can be obtained for a two core channel case.

• Proceedings of the Korea Water Resources Association Conference
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• 2010.05a
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• pp.769-773
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• 2010

수계별 소수력자원의 특성에 대한 연구가 수행되었다. 이를 분석하기 위하여 유량지속특성을 예측할 수 있는 모델이 개발되었고, 이를 기반으로 하여 소수력발전소의 수문학적 성능특성을 예측할 수 있는 모델이 개발되었다. 개발된 모델의 효용성을 확인하기 위하여 안동댐에서 측정된 월유입량자료를 분석하였다. 안동댐에서의 장기유입량을 분석한 결과, 본 연구에서 개발된 예측모델로부터 획득한 결과가 실측자료와 잘 일치하였다. 본 연구에서 개발된 모델은 소수력발전지점의 수력가용량과 연간출력량을 예측하는데 유용하게 사용될 수 있다는 것이 밝혀졌다. 개발된 모델을 이용하여 주요 수계에 위치한 소수력발전입지의 수문학적 성능특성을 분석한 결과 수계별로 차이를 나타냈다. 특히 북한강수계와 낙동강수계에 위치한 소수력발전입지는 다른 수계에 위치한 소수력발전입지에 비하여 비설계유량과 비출력 등에 대한 수문학적 성능에 많은 차이를 나타냈다.