• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제7권2호
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• pp.1-6
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• 2011

PHE(Process Heat Exchanger) is a key component required to transfer heat energy of $950^{\circ}C$ generated in a VHTR(Very High Temperature Reactor) to the chemical reaction that yields a large quantity of hydrogen. Korea Atomic Energy Research Institute established a small-scale gas loop for the performance test of components, which are used in the VHTR, and they manufactured a PHE prototype made of Hastelloy-X to be tested in the small-scale gas loop. Results from the elastic structural analysis on the PHE prototype were reported in the previous article. In order to investigate the macroscopic structural characteristics and behavior of the PHE prototype under the test condition of the small-scale gas loop far more in detail, elastic-plastic high-temperature structural-analysis of the PHE prototype was carried out in this study.

• 대한기계학회논문집A
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• 제33권10호
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• pp.1108-1118
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• 2009

A Very High Temperature Gas Cooled Reactor (VHTR) has been selected as a high energy heat source of the order of $950^{\circ}C$ for nuclear hydrogen generation, which can produce hydrogen from water or natural gas. A primary hot gas duct (HGD) as a coaxial double-tube type cross vessel is a key component connecting a reactor pressure vessel and an intermediate heat exchanger in the VHTR. In this study, a structural sizing methodology for the primary HGD of the VHTR is suggested in order to modulate a flow-induced vibration (FIV). And as an example, a structural sizing of the horizontal HGD with a coaxial double-tube structure was carried out using the suggested method. These activities include a decision of the geometric dimensions, a selection of the material, and an evaluation of the strength of the coaxial double-tube type cross vessel components. Also in order to compare the FIV characteristics of the proposed design cases, a fluid-structure interaction (FSI) analysis was carried out using the ADINA code.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제8권1호
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• pp.33-38
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• 2012

A PHE (Process Heat Exchanger) in a nuclear hydrogen system is a key component required to transfer heat energy of $950^{\circ}C$ generated in a VHTR (Very High Temperature Reactor) to a chemical reaction that yields a large quantity of hydrogen. Korea Atomic Energy Research Institute has established a small-scale gas loop for the performance test on VHTR components and recently has manufactured a medium-scale PHE prototype made of Hastelloy-X. A performance test on the PHE prototype is scheduled in the gas loop. In this study, high-temperature structural analysis modeling, and macroscopic thermal and structural analysis of the medium-scale PHE prototype by imposing the established displacement boundary constraints in the previous research were carried out under the gas loop test condition. The results obtained in this study will be compared with performance test results.

• 터널과지하공간
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• 제31권5호
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• pp.333-359
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• 2021

고준위방사성폐기물 처분시스템에서는 처분용기 인근에서 용기 금속 물질의 부식 등 여러 이유로 인해 수소, 라돈 등의 기체가 발생할 수 있다. 기체 발생 속도가 투수계수가 낮은 벤토나이트 완충재 공극에서의 기체 확산 속도보다 커질 경우, 형성된 기체가 축적된다. 기체 압력이 증가하여 유입 압력에 도달하면 완충재 내부로 기체의 팽창 흐름 및 이류가 발생하게 된다. 기체의 급격한 팽창 흐름 발생 시 방사성 핵종이 완충재 외부로 유출될 가능성이 있으므로, 처분시설의 설계 과정에서 점토 기반 물질에서의 기체 유동의 영향성 및 공학적방벽의 건전성을 평가하기 위해 기체 이동 현상에 대한 거동 특성을 명확하게 규명할 필요가 있다. 전세계적으로 벤토나이트 완충재 내 기체 이동 현상 규명을 위한 실험적 연구와 이를 모사할 수 있는 전산 수치 모델 개발 연구가 활발히 진행되고 있다. 본 기술보고에서는 현재까지 수행된 기체 주입 시험 및 전산 수치모델 관련 주요연구를 소개하고 향후 기체 이동 현상 규명을 위한 연구 수행 방향에 대해 정리하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제11권1호
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• pp.31-39
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• 2013

핵연료는 원자로 운전 중 예기치 못한 상황에서 연료 결함을 초래할 수 있다. 핵연료 결함은 연료봉의 수소화나 이물질에 의한 금속 마모, 그리고 펠렛과 피복관의 상호작용에 의해 피복관이 손상된다. 이렇게 손상된 핵연료의 결함원인을 규명하는 것은 원자력발전의 안전운전에 중요하다고 사료된다. 핵연료가 손상되면 원자로 냉각재가 오염되어 원자로 출력을 낮추거나, 발전소를 정지할 수도 있다. 모든 사용후연료는 건식저장고로 이동 보관되어야 하나, 결함연료는 이동할 수 없으므로 이 연구의 목적은 중수로형 원자로에서 연료가 인출된 후 사용후연료 저장조에서 보관된 연료에 대하여 결함 여부를 판단할 수 있는 기술을 개발하고자 하였다. 이 연구를 통하여 핵종 누설 검출 기술을 이용한 사용후연료 검사기술을 개발하였으며, 이 기술을 월성발전소에 적용함으로써, 검사기술 및 검사시스템에 대한 성능을 입증하였다.