• 에너지공학
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• 제20권4호
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• pp.259-266
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• 2011

원자로 정지냉각계통은 원자로 정지 시 핵연료 잔열 제거를 위하여 냉각수가 충분히 공급하고 원자로기기들을 보호할 수 있는 냉각율을 유지할 수 있도록 설계되어야 한다. 경수로 정지냉각계통을 분석하기 위한 KDESCENT코드를 중수로 정지냉각계통에 적용하여 보았으며 기존의 중수로형 해석코드인 SOPHT, SDCS 코드 결과와 비교분석하였다. 정지냉각펌프 모드와 열수송펌프 모드에서 정상냉각 운전상태는 계통의 설계 요건을 만족시켰으며 정지냉각 열교환기를 열제거원으로 사용하였을 때 냉각률은 설계요건에서 규정하고 있는 제한치인 $2.8^{\circ}C/min$ 이하의 값을 얻었다. 전반적인 냉각능력 분석 결과 월성 2, 3, 4호기 정지냉각계통은 핵연료로부터 핵분열 생성물의 방출을 충분히 제한하고 핵연료채널의 건전성을 유지시키기 위한 충분한 냉각을 핵연료에 제공하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.737-742
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• 1996

우리나라는 미래의 노형전략 차원에서 한국형액체금속로인 KALIMER의 개발을 추진 중에 있어 이에 대한 자본비를 추정하였다. 자본비의 비용구성 항목은 EEDB 분류기준을 참고하였으며, 특히 원자로 및 핵증기 공급계통, T/G 건물, 원자로 설비, 열수송장치 둥과 같은 주요 비용에 대해서는 KALIMER의 설계치를 반영하여 평가하였다. KALIMER는 Block 당 333MWe로 구성되며, 3개의 Blocks으로 구성되는 1000MWe를 전용량 규모로 고려하고 있다. 그리하여 여기에서는 FC1B(First Commercial Plant with 1 Block), FC3B(First Commercial Plant with 3 Blocks), NOAK1B(Nth-Of-A-Kind Plant with 1 Block), NOAK3B (Nth-Of-A-Kind Plant with 3 Blocks) 등과 같은 4개의 대안을 설정하였다. 분석결과에 의하면 NOAK3B 대안의 평준화자본비는 30.46 mills/kWh로 학습효과와 규모의 경제효과 등에 의해 FC1B, FC3B, NOAK1B 대안에 비해 각각 42%, 11%, 23% 정도 더 경제적인 것으로 분석되었다. 또한 이들 대안의 평준화자본비는 기존의 1144MWe, 587MWe급의 PWR에 비해서 11%, 39% 정도 저렴하여 경쟁력을 가지고 있는 것으로 평가되었다.

• 소음진동
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• 제6권2호
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• pp.163-177
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• 1996

An investigation on thermohydraulic stability of flow oscillations in the CANada Deuterium Uranium-600(CANDU-6) heat transport system has been conducted. Flow oscillations in reactor coolant loops, comprising two heat sources and two heat sinks in series, are possibly caused by the response of the pressure to extraction of fluid in two-phase region. This response consists of two contributions, one arising from mass and another from enthalpy change in the two-phase region. The system computer code used in the investigation os SOPHT, which is capable of simulating steady states as well as transients with varying boundary conditions. The model was derived by linearizing and solving one-dimensional, homogeneous single- and two-phase flow conservation equations. The mass, energy and momentum equations with boundary conditions are set up throughout the system in matrix form based on a node-link structure. Loop stability was studied under full power conditions with interconnecting the two compressible two phase regions in the figure-of-eight circuit. The dominant function of the interconnecting pipe is the transfer of mass between the two-phase regions. Parametric survey of loop stability characteristics, i. e., damping ratio and period, has been made as a function of geometrical parameters of the interconnection line such as diameter, length, height and orifice flow coefficient. The stability characteristics with interconnection line has been clarified to provide a simple criterion to be used as a guide in scaling of the pipe.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제54권6호
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• pp.863-870
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• 2016

본 논문의 목적은 소듐냉각고속로(sodium cooled fast reactor, SFR)와 초임계 $CO_2$ Brayton cycle의 연계 시, 원자로 열수송 계통과 동력변환 계통의 압력 경계를 형성하는 회로인쇄형 열교환기의 경계면에 균열이 발생해 고압(약 200 bar)의 $CO_2$가 상압 수준의 액체소듐유로 측에 유입되었을 때의 물리/화학적 현상을 파악하여 열교환기 설계에 활용 가능한 실험 자료를 생산하는 것이다. 열교환기의 소듐-$CO_2$ 경계면 균열 현상은 경계면의 균열 크기에 따라 미세 균열에 의한 소듐유로막힘(plugging) 현상과 상대적으로 큰 균열에 의한 열교환기 재료손상(wastage) 현상으로 나뉜다. Plugging 실험결과, 소듐유로 직경이 3mm일 때 $CO_2$ 주입 즉시 소듐 흐름이 정지한 반면 소듐유로 직경이 5 mm일 때는 유량이 감소되기 시작하는 시점은 3 mm의 경우와 유사하게 $CO_2$ 주입 즉시 나타났지만 소듐의 흐름이 완전히 정지할 때까지는 상대적으로 오랜 시간이 소요되었다. 이러한 실험결과는 실제 열교환기의 소듐-$CO_2$ 경계면에서 미세균열이 발생했을 때, 소듐유로 직경이 3 mm로 좁을 경우 균열 발생과 동시에 해당 소듐유로가 반응생성물에 의해 막혀 해당 유로 외의 유로들로 지속적인 열교환기 운전이 가능하지만, 소듐유로의 직경이 5 mm로 넓어질 경우 소듐유로가 고체생성물에 의해 즉시 막히지 않고 생성물이 소듐유로를 따라 계통 내부를 이동하다 일정 농도 이상이 되어야 소듐유로를 막게 할 것으로 예상할 수 있는 결과이다. Wastage 실험결과, 열교환의 재질(STS316, Inconel600, G91 합금강), 운전온도($400{\sim}500^{\circ}C$), 노즐직경(0.2~0.8 mm), 시편-노즐 거리(2~6 mm)와 무관하게 고압(약 200~250 bar)의 $CO_2$ 분사에 의한 시편의 물리적 손상(erosion) 현상은 발생하지 않았다. 노즐에서의 분사되는 $CO_2$의 분사속도는 마하 0.4~0.7인 것으로 확인되었다. 본 연구의 실험결과는 열교환기 파손 대처 설계에 배경 실험 자료로 활용될 것으로 기대된다.