• 에너지공학
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• 제24권2호
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• pp.40-44
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• 2015

중수로 일차냉각재계통 액체방출밸브의 개방압력에 대한 안전여유 및 시간지연을 반영하여 열수력코드로 경년열화가 반영된 노심에 대해 민감도를 평가하였다. 과거에는 안전해석을 수행할 때 안전여유와 시간지연을 반영하여 평가하지 않았으나, 월성1호기 안전해석 인허가 심사과정중 반영 평가하였다. 중수로 안전해석에서 압력경계는 일차냉각재계통 액체방출밸브이다. 따라서 액체방출밸브 응동이 안전해석에 직접적인 영향을 주므로 안전여유와 시간지연 부가가 안전해석 결과에 미치는 영향을 파악하고 해석에 반영하기 위해 일차냉각재계통 과압이 걸리는 사고들에 대해 평가하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.248.2-248
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• 2001

• 에너지공학
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• 제25권1호
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• pp.15-22
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• 2016

월성 2,3,4호기의 비정상 운전 중 열수송계통의 과도변화해석이 수행되었다. 중수로에 대한 캐나다의 규제문서인 AECB R-77 요구조건에 대한 만족성을 평가하였다. 해석 결과 여러 비정상 운전시 과도변화에 의한 원자로 모관의 최고압력값은 ASME 코드의 제한치 이내로 만족되었다. 고압시 보호장치인 LRV의 영향은 미미한 것으로 나타났다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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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.

• 한국가스학회지
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• 제13권4호
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• pp.33-39
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• 2009

이 연구는 천연가스버스에 장착된 용기가 국부화염에 집중적으로 노출되었을 때나 외기온도가 높은 여름철 충전과정에서 과 충전되었을 때 용기파열을 방지하기 위한 방안으로 압력방출장치의 성능을 확인하고 확대 적용할 목적으로 의도되었다. 열사이클링 실험결과, $-40^{\circ}C{\sim}82^{\circ}C$ 인증기준에서 가스누출요건을 모두 충족하였지만 $-45^{\circ}C{\sim}135^{\circ}C$의 가속조건에서는 3개사 시험편중 2개사 시험편의 오링이 손상되었다. 또한 온도감응형 PRD의 평균작동시간은 액체봉입식이 1분 39초가 걸렸고, 가용합금식이 2분 31초가 소요되어 액체봉입식이 가용합금식보다 약 1분 정도 빠름을 나타내었다. 또한 압력감응형 PRD의 작동압력은 가속조건에서 약 32.1 MPa을 나타내었고 인증기준에서의 압력감응형 PRD의 파열압력은 $30.7{\sim}32.1\;MPa$를 기록하였다. 이상의 실험을 통해서 압력방출장치의 성능은 온도감응형 PRD의 경우, 액체봉입식이 가용합금식보다 화염에 더 효과적이며, 압력 감응형 PRD의 파열압력은 외부온도 및 반복가압이 파열판의 작동압력에 크게 영향을 미치지 않음을 확인할 수 있었다.