• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.604-609
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• 1996

원자력 발전소 부분 충수운전 중에 발생할 수 있는 정지냉각기능 상실사고인 과배수 사건에 대한 확률론적 안전성 평가를 수행하였다. 본 분석의 주된 목적은 과배수로 인한 정지냉각기능 상실사건에 대하여 노심손상 빈도를 계산하고 안전성 향상방안을 도출하는데 있다. 과배수 사건은 초기 부분 충수운전중 발생하는 것으로 가정하였으며 이 때의 발전소 배열(Plant Configuration)은 영광 3,4호기의 운전절차서 및 발전소 운전경험을 근거로 결정하여. 현재 운전상태에 대한 확률론적 안전성평가를 수행하였다. 분석결과 인간오류가 노심손상빈도에 가장크게 기여하는 인자로 나타났으며 인간오류를 줄 일수 있는 대체냉각 절차를 선정하여 재분석을 수행하였다. 고려된 대체냉각 수단은 피동적인 잔열제거 방법인 열규응축냉각(Reflux Cooling)과 정지냉각펌프의 대체계통으로 격납용기 살수펌프를 사용하는 경우의 두가지이다. 본 분석에서는 두가지 대체냉각수단을 모두 채택하는 것으로 가정하여 대체냉각 사용에 따른 효과를 비교하였는데 노심손상 빈도가 1/1000로 감소 하였다. 따라서 절차서 개정에 의한 대체 냉각수단확보는 부분 충수운전중 발전소 안전성 향상에 매우 효과가 큰 것으로 나타났다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.759-764
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• 1997

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.

• Journal of Energy Engineering
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• v.4 no.1
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• pp.103-114
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• 1995

본 연구는 원자력발전소용 시뮬레이션 언어인 DSNP(Dynamic Simulator for Nuclear Power-plants)언어를 이용하여 CANDU-6 발전소 운전 모사 프로그램을 구성함으로써 핵심계통인 1차 냉각재 계통(PHTS)과 2차 계통 일부가 정상 및 과도조건에서 보일 수 있는 운전 상태를 연구하였다. DSNP 프로그램은 원자로심과 증기발생기에서의 열전달 모델, 열수송계통 펌프 모델 및 가압기 열수력 모델을 포함하고 있으며, 파이프(pipe)라는 단위 구성체를 이용하여 1차 냉각재계통을 노드화하여 계통 모사가 실현된다. 정상상태 100% 전출력 운전시 대표적인 운전변수를 기준으로 DSNP 결과와 CANDU-6 발전소 설계치를 비교해 본 결과 서로 매우 근사한 값을 나타내었으며, 이는 과도상태 모사의 초기조건으로 합당한 것으로 판단된다. 본 연구에서 선택된 과도상태 모사시 DSNP 프로그램은 매우 안정된 최종정상상태를 얻음에 따라 원자로의 기계 물리학적 변화를 합리적으로 모사하고 있음을 알 수 있었다. 최종 정상상태 회귀 이전의 동적 거동을 원자로 설계자료인 예비 안전성 평가 보고서(PSAR)와 비교한 결과 단기적 거동은 PSAR 결과와 다소 다른 점이 있었으나 전체적으로 합리적인 운전변수 값을 얻을 수 있었다. 단기적 거동에 대한 입증은 원자로 운전 자료를 통하여 가능할 것으로 사료된다. 이상과 같이 본 연구를 통해 구성한 DSNP 프로그램은 보완 및 개선의 여지가 있으나 현재의 수준으로도 CANDU-6 발전소의 일부 과도상태 모사가 가능한 것으로 판단된다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2008.11a
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• pp.169-171
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• 2008

초전도케이블의 기술적 경제적 타당성에 대한 논의가 계속 진행되고 있는 가운데 이를 검증하기 위한 실계통 시험이 미국, 중국 및 일본을 포함한 주요 선진국들에서 이루어지고 있다. (1) 대용량 송전 및 절연성능 측면에서 장점을 가지고 있는 초전도케이블이 실제계통에서 적용한 예가 지금까지 많지 않은 이유는 막대한 초기투자 비용과 함께 신기술 도입에 따른 기술적 신뢰성 확보를 꼽을 수 있다. 특히 케이블 자체의 전기적 특성과 함께 냉각시스템의 신뢰성은 초전도케이블 기술의 상용화를 위해서 반드시 확보되어야 하며 냉각시스템의 고효율와 함께 장기운전에 따른 냉각시스템의 안정성 및 기기적 특징들이 우선적으로 파악되어야 할 것이다. 본 논문에서는 냉각시스템의 신뢰성을 검증하기 위한 실험의 일환으로 전류와 냉각시스템에 내장되어 있는 히터를 이용하여 열부하를 동시에 인가, 냉각시스템의 냉각용량 과부하 상태를 모의하여 냉각시스템의 반응성을 평가하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.385-390
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• 1996

영광 3&4호기의 부분충수운전시 정지냉각계통 최소유량의 감소에 따른 영향을 노심의 잔열제거 능력 및 저압안전주입펌프의 성능 측면에서 분석하였다. 정지냉각계통 성능해석용 전산코드인 KDESCENT를 수정하여 사용하였으며 보수적인 초기조건 및 가정을 사용하였다. 분석결과 부분충수 운전동안 원자로냉각재의 최고 허용온도를 작업자의 접근을 위한 설계온도인 140 ℉로 설정할 경우 원자로 정지후 4일 시점에서 이를 만족할 수 있는 정지냉각계통의 최소유량은 실제값으로 3000 gpm(계측기의 오차포함 3440 gpm)임을 알 수가 있었다. 이 유량은 붕산희석이나 성층화, 저압안전 주입펌프의 성능 측면에서도 허용가능한 값이다.

• Korean Chemical Engineering Research
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• v.62 no.2
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• pp.163-172
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• 2024

In this study, two different scenarios for ammonia liquefaction in the green ammonia manufacturing process were proposed, and the economic-feasibility and environmental impact of each scenario were analyzed. The two liquefaction processes involved gas-liquid separation before cooling at high pressure (high pressure cooling process) or after decompression without the gas-liquid separation (low pressure cooling process). The high-pressure cooling process requires higher capital costs due to the required installation of separation units and heat exchangers, but it offers relatively lower total utility costs of 91.03 $/hr and a reduced duty of 2.81 Gcal/hr. In contrast, although the low-pressure cooling process is simpler and cost-effective, it may encounter operational instability due to rapid pressure drops in the system. Environmental impact assessment revealed that the high-pressure cooling process is more environmentally friendly than the low-pressure cooling process, with an emission factor of 0.83 tCO₂eq less than the low-pressure cooling process, calculated based on power usage. Consequently, the outcomes of this study provide relevant scenario and a database for green ammonia synthesis process adaptable to various process conditions.

• Proceedings of the Korean Institute of Electrical and Electronic Material Engineers Conference
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• 2010.03b
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• pp.33-33
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• 2010

최근 개발된 식물성 절연유는 광유에 비해 약 3배 정도 점도가 높아 변압기 냉각에 상당한 영향을 주게 된다. 뿐만 아니라 식물유의 유동점은 $-20^{\circ}C$이하로 광유에 비해 높은 것이 단점이다. 온도가 낮을수록 점도가 급격히 높아질 뿐만 아니라 유동점에 도달할수록 응고되어 가기 때문에 겨울철에 변압기 부하가 낮거나, 교체 운전 초기에 냉각 특성 및 전기적 특성의 변화를 가져올 수 있다. 이에 따라 식물성 절연유를 유동점에 가까운 온도로 냉각한 후 절연파괴전압을 측정하였다.

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 1994.11a
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• pp.150-154
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• 1994

본 연구는 원자력발전소용 시뮬레이션 언어인 DSNP 언어를 이용하여 CANDU-6 발전소 운전 모사 프로그램을 구성함으로써 핵심계통인 1차냉각재 계통(PHTS)과 2차 계통 일부가 정상 및 과도조건에서 보일 수 있는 운전 상태를 연구하였다. DSNP 프로그램은 원자로심과 증기발생기에서의 열전달 모델, 열수송계통 펌프 모델 및 가압기 열수력 모델을 포함하고 있으며, 파이프(pipe)라는 단위 구성체를 이용하여 1차 냉각재계통을 노드화하여 계통 모사가 실현된다. 정상상태 100% 전출력 운전시 대표적인 운전변수를 기준으로 DSNP 결과와 CANDU-6 발전소 설계치를 비교해본 결과 서로 매우 근사한 값을 나타내었으며, 이는 과도상태 모사의 초기조건으로 합당한 것으로 판단된다. 본 연구에서 선택된 과도상태 모사시 DSNP 프로그램은 매우 안정된 '최종정상상태'를 얻음에 따라 원자로의 기계 물리학적 변화를 합리적으로 모사하고 있음을 알 수 있었다. CANDU-6 단계감발 운전시 동적 거동을 원자로 설계자료인 '예비 안전성 평가 보고서(PSAR)'와 비교한 결과 단기적 거동은 PSAR 결과와 다소 다른 점이 있었으나 전체적으로 합리적인 운전변수 값을 얻을 수 있었다. 단기적 거동에 대한 입증은 원자로 운전자료를 통하여 가능할 것으로 사료된다. 이상과 같이 본 연구를 통해 구성한 DSNP 프로그램은 보완 및 개선의 여지가 있으나 현재의 수준으로도 CANDU-6 발전소의 일부 과도상태 모사가 가능한 것으로 판단된다

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05b
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• pp.250-255
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• 1997

중수로형(PHWR) 원자력발전소는 감속재와 냉각재로 중수를 사용하고 있어 방사성 수소동위원소인 삼중수소 생성량이 경수로에 비해 크며 계통내 삼중수소 축적량은 운전년수에 따라 증가하게 된다. 중수로형 원전에서 삼중수소 저감화를 위한 장기 대책으로 Tritium Removal Facility를 적용하는 경우, 우선적으로 괴려하여야 할 사항은 적절한 TRF의 용량을 결정하는 것이다. 이는 초기 시설 투자비뿐만 아니라 설비 및 운전의 신뢰도와 이용율에도 영향을 미치므로 연속운전이 가능하도록 용량을 결정하는 것이 중요하다. 이를 위해 감속재를 대상으로 삼중수소 농도 목표치, 삼중수소 농도 목표치 도달기간, 탈 삼중수소율, TRF 적용시점이 TRF 처리량과 촉매탑 높이에 미치는 영향을 분석하였다. 삼중수소 농도 목표치는 5~15Ci/kg, 도달기간은 3~8년, 탈 삼중수소율은 0.05~0.4, TRF 적용시점은 가동 후 10~20년이 적절한 것으로 확인되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.21 no.1
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• pp.1-11
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• 1989

Numerous losses of decay heat removal capability have occurred at U during stutodwn while its significance to safety is needless to say. A study is carried out as an attempt to assess what could be done to lower the frequency of these events and to mitigate their consequences in the unlikely event that one occurs. The shutdown risk model is developed and analyzed using Event/Fault Tree for the typical pressurized water reactor. The human cognitive reliability (HCR) model, two-stage bayesian approach and staircase function model are used to estimate human reliability, initiating event frequency and offsite power non-recovery probability given loss of offsite power, respectively. The results of this study indicate that the risk of a Pm at shutdown is not much lower than the risk when the plant is operating. By examining the dominant accident sequences obtained, several design deficiencies are identified and it is found that some proposed changes lead to significant reduction in core damage frequency due to loss of cooling events.