충남 천안시 수신면에서 육계 5만수를 키우는 김영세 사장 부부는 사이좋기로 온 동네에 소문이 자자하다. 김영세 사장에게 금술이 좋은 이유를 물어보니 가끔씩은 싸워줘야 건강한 부부라고 한다. 살다보면 여러 가지 의견차이와 자녀문제 등으로 마찰을 겪을 때가 종종 발생하는데 큰 소리나 부정적인 말이 나와 힘이 들기도 하지만 부부싸움 후 서로를 더 이해하고 용납하면서 아름다운 관계를 만들어 오고 있다고 한다.
This study is a thermal and flow analysis of Organic Rankine Cycle (ORC) pipe line for 250 kW grade waste gas heat recovery. We attempted to obtain the boundary condition data through the process design of the ORC, which can produce an electric power of 250 kW through the recovery of waste heat. Then, we conducted a simulation by using STAR-CCM+ to verify the model for the pipe line stream of the 250 kW class waste heat recovery system. Based on the results of the thermal and flow analyses of each pipe line applied to the ORC system, we gained the following conclusion. The pressure was relatively increased at the pipe outside the refracted part due to the pipe shape. Moreover, the heat transfer amount of the refrigerant gas line is relatively higher than that of the liquid line.
This study aims to gain the design data through the process design of the organic Rankine cycle, which can produce 250kW of electric power through waste heat recovery. In this study, a simulation was conducted using APSEN HYSYS to make the model for the process design of the 250kW-class waste heat recovery system. For the thermodynamic model, the test was conducted with hot water as the heat source, the water steam as the cooling water for the cooler, and the refrigerant R245FA in the cycle. In the final design, it was expected and found from the simulation that the cycle efficiency was 12.62% and that 250kW of power was produced considering the margin of 80%.
In this study, we investigated the effect of Na2SiO3 concentration on the Plasma Electrolytic Oxidation(PEO) film formation of Al6061 alloy. The morphology of the PEO films were examined by Optical Microscope(OM) and Scanning Electron Microscope(SEM). PEO film thickness increases as the Na2SiO3 concentration increases. The elemental analysis of PEO films was conducted using Dispersive X-ray Spectrometer(EDS). The cross-sectional elemental analysis result shows that the Si concentration tends to increase as the concentration of Na2SiO3 increases. X-Ray Diffraction(XRD) analysis was performed to confirm the degree of phase change according to Na2SiO3 concentration. In addition, Vickers hardness was measured to confirm the mechanical strength of the PEO film. As the concentration of Na2SiO3 increases, the hardness value also tends to increase.
영광 3호기에서 발생한 부하탈락으로 인만 과도현상 때의 운전 데이터를 이용하여 전체의 운전 영역에서 잘 맞는 증기 발생기의 모델을 개발하였다. 모델링 기법으로는 유전자 알고리즘이 사용되었으며, 모델은 물리변수(물리적 의미를 갖는 변수)를 갖는 함수들로 구성하였다. 과도현상시의 데이터를 이용하여 증기발생기의 시변 특성을 직접 추정하기 위해 일부 물리변수를 급수온도에 대해 비선형으로 정의하였다. 잘 알려져 있는 실측 데이터를 사용하는 모델링 기법들은 선형 시불변 계에서만 적용이 가능하여 증기발생기와 같이 강한 시변 특성을 보이는 계의 모델링에 과도현상 때의 데이터를 적용할 수 없다. 물리변수를 직접 추정하면 물리적 원칙에 의해 값의 범위가 주어지며 운전 경험 또는 개략적인 데이터의 분석에 의해 예상되는 값의 범위를 비교적 작게 정할 수 있으므로 유전자 알고리즘의 적용에 유리하다. 얻어진 모델은 영광 3호기 운전원 훈련용 시뮬레이터와 발전소 설계 자료에 의해 검증되었다. 이 모델은 제어기의 설계 및 조정과 증기유량 측정 계열의 비선형 교정에도 사용될 수 있다.
원자력발전소 1차 계통 내의 건전성 감시를 위한 설비로는 음향누설 감시계 통(Acoustic Leak Monitoring System: ALMS), 금속파편 감시계통(Loose Parts Monitoring System: LPMS) 및 원자로내부구조물 진동감시계통 (Internals Vibration Monitoring System: IVMS)등이 있다. 현재, 국내의 여 러 원전에는 이들중 일부 계통들이 선택적으로 설치되어 운전중이며, 영광 3,4호기에서는 국내 최초로 이들 3개의 계통을 종합한 핵증기공급계통 건전 성감시계통(Nuclear Steam Supply System Integrity Monitoring System: NIMS)을 설계하였다. 특히, 영광 3,4호기 NIMS에서는 각 계통에 의해 감지 된 1차 계통 내의 이상상태를 하나의 분석컴퓨터(Analysis Computer)를 사 용하여 해석하는 종합결함 탐지해석 기법을 도입하였다.
운전원 훈련용 시뮬레이터의 국산화 개발계획에 따라 영광 원자력 3,4호기 발전소 운전원 훈련용 시뮬레이터가 국내 최초로 개발되었다. STK(space and time kinetics)와 RETACT (Real Time Advanced Core and Thermohydraulics)코드를 이용하여 영광 3,4호기 시뮬레이터의 실시간 NSSS 모델을 생성하였다. 생성된 모델의 검증(Verification Validation)을 위해 정상상태(Steady State)에서의 주요인자들이 ANS3.5의 오차범위이내임을 확인하였다. 과도상태(Transient)의 검증을 위해 터빈정지 과도상태와 주증기 관파열(Main Steam Line Rupture)사고를 실제 발전소 시험 데이터 및 성능해석 코드(NPA)를 이용하여 분석한 결과와 비교하였다. 비교 결과 기준발전소의 반응과 큰 차이 없이 운전원 훈련용 시뮬레이터의 규격인 ANS 3.5를 잘 만족함을 확인 할 수 있었다.
현재 10년분의 사용후 핵연료를 저장할 수 있도록 설계된 영광 3, 4호기 사용후 핵연료 저장시설을 구조변경이나 reracking없이 핵연료 저장밀도를 변경함으로써 그 저장용량을 약 3년 정도 늘릴 수 있음을 보였다. 영광 3, 4호기 사용 후 핵연료 저장시설의 경우 열수력해석, 구조해석, 방사선해석은 이미 100% 저장밀도를 가정하여 설계가 되어 있으므로 여기에서는 임계안전 측면에서 100% 저장밀도가 가능한가를 분석하였다. 사용후 핵연료 저장시설중 일정 기준 이상으로 연소된 사용후 핵연료만을 저장할 수 있게 설계된 영역 2의 핵연료 저장밀도는 현재 75% 인데, 이 영역의 저장밀도를 중성자 흡수체를 쓰지 않고도 100%로 높일 수 있는가를 알아보기 위해 먼저 영역 2에 100%의 저장밀도로 저장할 때 임계안전을 만족하는 사용후 핵연료의 최소연소도를 핵연료의 초기농축도에 따라서 계산하였다. 이렇게 계산된 저장 가능 최소연소도를 노심에서 연소된 후 방출되는 핵연료의 예상연소도와 비교하여 노심에서 연소된 후 정상적으로 방출되는 사용후 핵연료는 영역 2에 100%의 저장밀도로 안전하게 저장될 수 있음을 확인하였다.
영광3호기 방사선관리구역에 대한 중성자선량률을 정확히 평가하기 위하여 MCNP4A 전산코드를 이용, 방사선관리구역에서의 중성자 스펙트럼 계산을 수행하였다. 영광3호기에 대한 보다 정확하고 정밀한 3차원 몬테칼로 모델을 구축하기 위하여 핵연료집합체 구성요소 및 원자로심을 둘러싸고 있는 baffle, barrel,압력용기 등을 정확하게 묘사하였으며, 특히 방사선관리구역 주위의 구조물에 대해서도 3자원 MCNP 모델을 구축함으로써 원자로심부터 방사선관리구역까지 완전한 몬테칼로 모사(full-scope Monte Carlo simulation)를 이용한 계산을 수행하였다. 계산결과는 에너지 구간에 따른 중성자속 스펙트럼으로 나타내었으며 이 결과를 바탕으로 중성자속에 대한 선량률 환산인자를 고려하여 중성자선량률을 계산할 수 있다.
본 논문에서는 영광 3,4호기의 초기 부분충수 운전중 정지냉각 상실 사건에 대하여 확률론적 안전성평가(Probabilistic Safety Assessment; PSA)를 수행하였다. 1단계 PSA 결과인 노심손상빈도에 크게 영향을 끼치는 인간행위는 THERP(technique for human error rate prediction)를 사용하여 평가하였고, 사고경위는 KIRAP(KAERI integrated reliability analysis code package)을 이용하여 정량화하였다. 영광 3,4호기의 부분충수 운전중 정지냉각 상실 사건에 대한 예비적인 PSA 결과, 노심손상 빈도는 1.43E-6로 평가되었고 노심손상 빈도에 주요하게 기여하는 것은 원자로 냉각재 보충에 대한 운전원의 진단 실패로 나타났다. 노심손상빈도를 감소하는 방안의 하나는 운전원의 진단오류 확률을 낮추기 위해 노심손상까지의 운전원 여유시간을 확장하는 것이다. 그러나 보다 구체적인 결과는 분석에 필요한 여러 가지 자료들을 검토하고 PSA를 다시 수행해야 얻을 수 있을 것으로 판단된다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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