• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2003.05a
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• pp.127.2-127.2
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• 2003

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2007.08a
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• pp.120-120
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• 2007

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2012.05a
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• pp.23-24
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• 2012

• 열병합발전
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• s.69
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• pp.15-20
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• 2009

소수력 계획 시 개발지점에 대하여 수많은 자료와 정보 등을 필요로 하게 되는데 특히 해당지역내의 유량분포에 대한 유황자료는 개발의 판단여부를 결정케 하는 중요한 요소이다. 소수력발전소의 설비용량에 직접 관계되는 설계유량의 결정과 재해방지를 위한 유출의 예측을 가능케 하고 발전소운영 시 가동률 및 경제성에도 직접적인 영향을 미치는 중용한 요소이나 여기서 논하는 소수력개발은 하천이나 댐과 같은 유형이 아니라 일정한 유량을 확보하여 배출하기 때문에 문제는 없다. 그러나 계절별 부하에 따른 냉각수량의 변화 및 소수력 발전유량의 변동, 조위(해수면) 변화 등에 따라 달라진다. 그러므로 수위조절을 위한 수문은 이들의 변화에 따라 자동운전이 가능해야 하지만 운전시 발전정격수위를 맞출 수 있도록 수문을 조절한 다음 Turbine Governor에 의해 유량 및 수위를 제어할 수 있도록 설계하여 냉각수 순환수 계통에 영향이 미치지 않게 언제나 적정수위를 유지시킬 수 있는 운전모드로 구축하는 것이 안정이라 볼 수 있다. 소수력발전설비 및 수문의 오작동 및 고장이 발생할 때 수위가 상승하여 냉각계통에 손실수두 증가, 취수펌프의 양정고 증가와 Surge 발생 등으로 발전소의 정상 운전에 미치는 영향이 없어야 하므로 세밀한 검토가 필요하기 때문에 폐쇄시간과 수압상승 값 등 요인 분석후 설계하여야 한다. Figure A와 같이 국내 화력발전단지에서 냉각수로 사용되고 방류되는 해수는 발전소에 따라 ca.70~150 CMS로 ca.2,000~5000 kW 이상의 수력에너지(H=4m 형성 기준)를 보유하고 있으나, 현재 활용되지 못하고 그대로 해양으로 방류되고 있어 이 수력에너지의 개발 방안을 오래전부터 검토하여 왔다. 발전소 온배수의 원활한 배수를 위한 설계 낙차와 함께 남서해안의 조위변화에 따른 낙차를 이용하는 것으로 소수력 발전 방식과 조력발전 방식의 특징을 동시에 활용할 수 있다.

• Journal of the Korean Society of Propulsion Engineers
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• v.19 no.3
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• pp.89-95
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• 2015

Performance test was conducted for an oxidizer pump and a fuel pump for a 7 ton class rocket engine, by using water. The pumps were driven by an electric motor. The hydrodynamic performance and the suction performance were measured at flow ratio of the design and off-design conditions. Head-flow curve, efficiency-flow curve, and head-cavitation number curve were obtained. It is confirmed that the pumps can satisfy the design requirements of hydrodynamic performance in terms of the head and the efficiency. The pumps also satisfied the design requirements of suction performance.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.177-182
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• 1997

하나로(HANARO)에서 Mo-99을 생산하기 위한 LEU(Low Enriched Uranium) 표적 설계를 하였다. 표적길이 및 조사위치에 따른 Mo-99의 생성수율(Ci $^{99}$Mo/gU) 변화를 분석하였으며, 표적 설계를 위하여 표적 두께, 반경크기, 밀도, 연료물질등을 채택하여 이들에 대한 민감도 분석을 수행하였으며, 수행결과 생성수율에 가장 영향을 미치는 설계변수는 표적 두께와 밀도로 나타났다. 표적 연료로 어떤 물질을 선택하던 거의 같은 생성수율을 나타내므로 핵적으로는 같은 성능을 나타냄을 확인하였다. 또한 열수력학 조건과 연간생산량을 만족하는 표적 핵연료 집합체 설계가 가능함을 확인하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.135-140
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• 1997

국내개발 액체금속로 KALIMER 노심설계 개발의 일환으로 전기출력 333 MWe(열출력 840 MWth)의 노심설계를 수행하고, 이에 대한 핵ㆍ열수력 특성을 분석하였다. 설계노심은 2농축 U-Zr(14.0/l8.9%) 이원 합금핵연료의 균질노심으로 구성하였다. 핵연료 재장전주기는 18개월, 평균증식비는 0.64로서 평형주기에서의 최대연소도는 125.2 MWD/kg이며, 특히 음의 소듐 void 반응도가를 가짐으로써 노심안전성 확보측면에서 매우 양호함을 보였다.

• Journal of Korea Water Resources Association
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• v.32 no.5
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• pp.579-591
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• 1999

The operation of a reservoir system is necessary for establishing the operation rule as well as designing the reservoirs for water resources planning or management. Increasingly complex water resource systems require more advanced operation techniques. As a result, various techniques have been introduced and applied until now. In this study Linear Tracking model based on optimal control theory is applied to the operation of the largest scale multi-reservoir system in the Han river and its applicability proved. This system normally supplies the water resources required downstream for hydro-power and plays a role in satisfying the water demand of the Capital region. For the optimal use of the water resources the Linear Tracking model is designed with the objective to maximize the hydro-power energy subject to the water supply demand. The multi-reservoir system includes the seven main reservoirs in IIan river such as Hwachon, Soyanggang, Chunchon, Uiam, Cheongpyong, Chungju and Paldang. These reservoirs have been monthly operated for the past 21 years. Operation results are analyzed with respect to both hydro"power energy and water supply. Additionally the efficiency of the technique is assessed.sessed.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.22 no.2
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• pp.95-100
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• 1990

The exact expression for the 1151 force on a fuel assembly in a reactor core is derived in terms of calculable hydraulic parameters. The relation for the lift force. pressure drop, buoyancy force, viscous force. and fuel assembly weight is discussed. Based on the derived exact expression. error analysis is made for a simple expression applying COBRA IV-i to a typical PWR fuel assembly. The error analysis revealed that the error of the simple expression consists of four terms and the overall error depends on the flow rate change direction, and its magnitude is about 1%.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.526-531
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• 1998

본 논문은 농축도 0.9%의 순환우라늄 핵연료(CANFLEX-RU)에 대한 축방향 출력분포(AFD) 및 반경방향 출력분포(RFD) 특성을 조사하고 CANFLEX-RU 다발이 장전된 CANDU줄 채널의 예비 열수력 해석을 수행하였다. CANFLEX-RU 다발의 4 bundle shift 핵연료 교체 방법에 따라 AFD 분포 특성은 정점(Peak) 열속이 채널 상류쪽으로 이동하였고 채널 중심 부근에서 평탄하거나 다소 오목한 형상을 보여주었다. RFD 분포를 표현하는 적절한 변수로서 국부 다발열유속비를 정의하고, 이 비와 국부 표면열유속비의 상호 관계식을 도출하였다. 연소도에 따른 최외환봉의 국부 다발열유속비 변화를 조사한 결과로서, CANFLEX-RU 다발의 최대 국부 다발열유속비는 초기 연소도에서 발생되었고 이 값 CANFLEX-NU 다발 보다는 크고 37-핵연료봉다발 보다는 작았다. CCP 계산시에 RFD 분포 효과를 고려하는 방안으로서 최외환봉 열유속을 다발의 국부 열유속으로 가정하였다 이는 임계열유속이 -10.2% 감소한 조건을 사용하여 CCP를 계산하는 결과가 되었다. 다발-블균형 계수를 이용한 CCP 민감도 결과와 본 계산에서 얻은 CCP 결과에 의하면, CANFLEX-RU의 CCP 는 CANFLEX-NU에 비교해서 土1.0% 이내로 근사한 분포가 예상되었으며 이는 AFD 분포 효과가 RFD 분포에 의한 CCP 감소를 보상하기 때문이다. 결론적으로, CANFLEX-RU는 열수력적 설계 관점에서 CANFLEX-NU에 비교해서 열적 성능이 저하되지 않았고 따라서 기존 37-핵연료봉다발에 대한 CANFLEX-NU의 열여유도 증가와 같은 장점을 유지할 것으로 예상되었다.