• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2003년도 춘계학술발표대회 요약집
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• pp.181.1-181.1
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• 2003

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
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• pp.113.1-113
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• 2002

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2007년도 제33회 하계학술대회 초록집
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• pp.120-120
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• 2007

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 추계학술발표회요약집
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• pp.130.2-130
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• 1999

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.248-253
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• 1996

한국원자력연구소에서는 최고 16MPa애서 운전할 수 있는 RCS 열수력 Loop를 저작하고 CHF 측정실험을 수행하고 있다. 본 연구에서는 저유량조건에서 압력이 CHF에 미치는 영향을 조사하기 위해 압력 12MPa, 질량유속 300~550kg/$m^2$.s, Test Section입구 과냉도 210 kJ/kg의 범위에서 CHF 실험을 수행하였다. 본 실험조건에서 CHF는 환상류영역에서 발생하였으며 발생기구는 Entrainment-Limited CHF가 지배적이었다. Doerffer의 CHF 상관식은 저압에서 예측능력이 현저하게 떨어지나 고압조건에서는 실험자료를 잘 예측하였다. Bowring의 상관식은 고압 및 저압에서도 양호한 예측능력을 보여주었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.343-348
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• 1996

한국원자력연구소에서는 광범위한 열유동조건에서 CHF 실험을 수행하기 위해 고온, 고압으로 운전할 수 있는 RCS 열수력 Loop를 제작하고 기초 실험자료를 얻기 위해 환상 유로에서 CHF 측정실험을 수행하였다. 실험은 압력 1.82Mpa, 질량유속 300~566kg/$m^2$.s Test Section입구 Subcooling 18$^{\circ}C$ 및 47$^{\circ}C$의 범위에서 수행되었다. CHF 실험자료와 Doerffer의 CHF 상관식을 비교한 결과 상관식은 실험치 보다 최고 160% 크게 예측하였고 Doerffer 상관식은 저유량 영역에서 적용이 어려워질 것으로 예상되었다. 따라서 저유량 영역의 체계적인 CHF 실험자료가 필요하다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권2호
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• pp.237-246
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• 1994

KMRR 노심의 열수력 설계 및 안전 해석을 위한 고유량 CHF 상관식을 개발하였다. 상관식 개발에는 fin이 부착된 경우와 부착되지 않은 경우의 가열봉에 대한 단일봉 CHF 실험 자료를 사용하였다. 상관식은 Reynolds 수, 열역학 평형 건도, 액상과 기상의 밀도비 및 등가수력 직경비 등의 무차원 변수로 이루어져 있으며, fin이 있는 경우와 없는 경우의 가열 둘레비를 사용하여 fin의 영향을 고려하였다. 이처럼 단일봉에 대하여 개발된 상관식의 KMRR 핵연료 집합체에 대한 적용 타당성을 보이기 위하여 비가열면 및 축방향 비균일 출력 분포의 영향을 논의하였다. CHF 실험 자료 분석 결과, 상관식 한계 DNBR은 1.44로 결정되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.363-368
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• 1998

고리 1호기 주요기기들에 대한 수면평가 과정에서 원자로 압력용기의 중성자 조사취화에대한 잔여수명평가를 정량적으로 수행하였다. 그 결과 가압열충격 기준온도(R $T_{PTS}$)가 운전년수 34년경에 심사기준온도를 초과할 것으로 예측되어 연장운전 추진 시 선결되어야 할 과제로 인식되었다. 이에 따라 USNRC 가압열충격 규제지침서에 의한 상세 가압열충격 평가연구를 수행하고 있다. 본 논문에서는 원자로 압력용기 가압열충격 현상에 대해 간략히 설명하고 가압열충격 평가의 목적과 방법에 대하여 소개하였다. 더불어 현재 수행중인 고리 1호기 원자로 압력용기 가압열충격 평가의 일부로 수행한 계통 열수력해석과 확률론적 파괴역학 해석의 결과를 제시하고 가압열충격 위험도를 완화하기 위한 조치사항들에 대하여 검토하였다.다.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2015년도 제49회 하계 정기학술대회 초록집
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• pp.255-255
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• 2015

국제핵융합실험로(ITER)의 3대 목표 중 하나는 핵융합로 개발을 위한 삼중수소증식블랑켓 개념을 시험하고 검증하는 것이며, 이를 위해 시험증식블랑켓(TBM, Test Blanket Module) 프로그램을 마련, 각국이 참여할 수 있도록 하고 있다. 한국도 2012년 국가핵융합위원회 결정에 따라, EU, 일본, 중국, 인도와 함께 TBM 프로그램에 참여하고 있으며, 2021년 설치를 목표로 헬륨냉각 고체증식재 개념의 HCCR (Helilum Cooled Ceramic Reflector) TBM을 설계, 개발하고 있다. 한국형 TBM은 총 4개의 서브모듈과 하나의 후벽(Back Manifold, BM) 으로 구성되며, 각 서브모듈은 플라즈마와 대면하는 일차벽(First Wall, FW), 증식재와 증배재, 반사재를 담고 있는 증식영역(Breeding Zong, BZ), 냉각재 매니폴드 및 구조물 역할을 하는 측벽(Side Wall, SW) 등의 기능부품으로 구성되어 있다. 냉각재는 8 MPa, $300-500^{\circ}C$의 고온고압헬륨을 사용하고, Li2SiO4 혹은 Li2TiO4 형태의 Li 세라믹 증식재를 사용하며, 중성자 증배를 위해 Be 증배재 및 흑연 반사재를 사용한다 [1-3]. 2015년 2월 개념설계검토(CDR, Conceptual Design Review)를 위해, TBM-shield를 포함한 TBM-set 설계가 완료되었으며, 열수력, 구조, 지진, 전자기, 복합하중에 대한 평가가 진행되었다. 본 논문에서는 이 중 H/He-phase에 시험될 EM-TBM과 D-T phase에 시험될 INT-TBM에 대한 열수력 성능 결과를 소개하였다[5]. 각각의 열부하 조건은 0.17과 $0.3MW/m^2$이며, 중성자 조사는 D-T phase 에서만 고려되었다. 구조재 및 사용된 기능소재별 온도 요건을 정의하고, 성능해석 결과와 비교하였으며, 이를 통해 모든 온도 요건을 만족함을 최종 확인하였다. 이러한 온도 분포는 열응력 평가를 위해 구조해석 입력자료로 활용되었다.

• 에너지공학
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• 제14권4호
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• pp.232-240
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• 2005

경수 및 중수로 원자로계통에 대한 열수력 안전해석을 위해 개발된 MARS 코드가 고온가스로에 적용될 수 있을지 화인하기 위하여 IAEA TECDOC-1163에서 제시된 고온가스로 원자로공동냉각계통에 대한 Benchmark problem을 평가계산 하였다. HTR-10과 HTTR의 MARS 코드 계산결과는 기 보고된 THERMIX 코드와 THANPACST2 코드의 계산결과 그리고 가용한 실험결과와 비교한 바, 최대 오차범위 $4.5\%$ 정도로 전반적으로 일치하는 것으로 나타났다. 오차의 주요 원인은 복잡한 기하학적 구조를 단순하게 모델링한 부분과 MARS 코드에서 모사하기 어려운 냉각기 , 공기냉각기와 같은 고온가스로. Component에서 발생하였다. 경수형 원자로에서는 중요하게 고려하지 않았던 복사열전달이 고온가스로 원자로공동에서는 붕괴열 제거에 중요한 역할을 수행하는 것으로 나타났다. 결론적으로, 본 연구를 종합하여 볼 때 MARS 코드는 고온가스로 원자로공동냉각계통의 냉각능력을 잘 모사하고 있으며 향후 수소생산용 고온가스로 개발에 있어서 안전해석 코드로서의 역할을 충분히 수행할 수 있을 것으로 판단된다.