• Journal of KSNVE
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• v.8 no.4
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• pp.723-732
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• 1998

원자력 발전소에서 운전되고 있는 원자로 냉각재 펌프는 대형 수직 펌프로서 증기 발생기로부터 원자로에 냉각재를 순환시키는 중요한 역할을 담당하고 있다. 원자로 냉각재 펌프는 운전 조건 및 각종 결함에 따라 진동, 열적 변형, 마모 등의 비정상 상태에서 운전될 수 있으며, 이로 인한 발전소 신뢰성 저하의 원인이 된다. 따라서 이 펌프의 감시 및 진단에 대한 연구가 계속되어 왔으며 각종 시스템이 설치 운용되고 있다. 그러나 미국내의 거의 모든 냉각재 펌프 감시 시스템은 펌프의 고진동 여부만을 나타내며 진동의 원인을 진단하기 어렵다. 본 연구에서는 최근까지 주로 발생되었던 미국내 원자로 냉각재 펌프의 문제점을 분석하고 이들의 원인별 진동 특성을 지식베이스화 하였으며, 진단시스템 개발을 위한 알고리즘을 제안하였다.

• Proceedings of the Korean Society of Propulsion Engineers Conference
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• 2011.11a
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• pp.671-674
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• 2011

An experimental test facility for the complete characteristics of pumps is constructed at KIMM(Korea Institute of Machinery and Materials). This paper describes the test facility and test technique of the complete characteristics of pumps, together with a experimental test result for a reactor coolant pump.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.205-209
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• 1996

원자로 입구노즐에서 원자로 냉각재 펌프에 의한 맥동압력 준위를 원자로 하향통로와 저온 관을 상관시켜 예측하는 방법에 관하여 분석하였다. 원자로 하향통로에서의 맥동압력은 원자로 내부구조물의 건전성 평가에 쓰이는 중요한 인자로 이 값을 정확히 구하기 위해서는 경계조건인 입구노즐에서의 맥동압력을 정확히 예측해야 한다. 이를 위해 원자로 하향통로와 저온관을 상관시켜 원자로 입구노즐에서의 펌프에 의한 맥동압력 준위를 계산하였으며 Palo Verde Unit 1의 실험치와 비교 분석하였다. 분석 결과, 제시된 맥동압력 준위 예측모델은 500℉의 경우 비교적 잘 일치하였으나, 565℉의 경우 상당한 차이가 있었으므로 추가적인 검토 및 수정 작업이 요구된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.276-282
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• 1996

일체형원자로는 노심, 증기발생기, 가압기, 펌프 등 1차측 주기기들을 하나의 압력용기안에 모두 포함하고 있고, 또 1차측 냉각재가 원자로 안에서만 순환하므로 기존의 분리형원자로에 비해 구조특성상 대용량 원자로 냉각재 상실사고(LBLOCA)의 발생 가능성을 원천적으로 제거할 수 있다. 반면 원자로 냉각재의 보충 등을 위한 소형 배관의 파단 가능성은 역시 존재하므로 소용량 원자로 냉각재 상실 사고(SBLOCA)는 여전히 존재한다. 따라서 현재 한국원자력연구소에서 연구 개발중인 중소규모 전력생산 및 열 활용 목적의 일체형 원자로에는, 원자로 압력용기 외부에 별도의 압력용기(안전용기)를 설치하여 SBLOCA시 원자로 압력용기로부터 방출되는 냉각수를 안전 용기내에 보관하도록 함으로써 사고시 외부로의 방사성 물질 유출 가능성을 획기적으로 줄 일수 있는 설계 개념을 도입하고 있다. 본 논문에서는 안전용기의 설계시 효율적인 냉각방식에 대한 열유체 해석적 접근을 시도하였고, 예비개념설계된 일체형 열병합원자로의 설계상의 특징들 및 안전용기 설계시 앞으로의 연구방향 등도 간략히 소개하였다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2000.07a
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• pp.175-181
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• 2000

월성원자력4호기가 '99.06.09일 11:53분 경 전출력 소외전원상실시험시 주발전기 병입차단기 및 기동용변압기 차단기의 트립과 동시에 예상 밖의 13.8Kv 원자로 냉각재펌프모터#3(9.000HP)이 순시과전류 보호계전기(50Y) 동작으로 트립되어 이로 인한 냉각재 저유량으로 원자로 제1정지계통이 동작되고 원자로가 비상정지 되어 동 시험이 실패되었음. 이 비정상적인 고장은 예비디젤발전기의 수동 기동 병입과 터빈 수동 정지 및 주발전기 트립후 적절한 조치로 소내전원은 정상적으로 복구되었음. 이에 대해 냉각재펌프모터#3의 순시과전류 동작 원인을 유도전동기의 전원상실 후 발생되는 잔류전압(Residual Voltage)과 공급 모선전압(Bus Voltage) 측면에서 분석하며, 모터의 회전속도, 위상각, 잔류전압크기 변화 및 신속개방 절체시 냉각재펌프모터의 돌입 기동전류를 계산하고, PSS/E 프로그램을 사용한 간략한 모의 사례로 검증하였으며 이에 대한 재발방지를 위한 대책을 제시함.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.26 no.2
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• pp.179-189
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• 1994

A performance of reactor coolant pump in two-phase flow is examined using the pump geometric conditions and the performance of the pump in single-phase flow. Wall friction loss of the reactor coolant pump in single-phase flow is prdicted using the Truckenbrodt boundary layer theory, and the head loss in two-phase flow is predicted with calculated well friction loss and separation loss coefficients. The analysis results are compared with the Combustion Engineering pump test data. The effect of two-phase multiplier on the peak clad temperature in Loss-of-Coolant Accident is also examined using the RELAP5 and the results indicate the importance of its accuracy.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.34 no.8
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• pp.1059-1065
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• 2010

An analysis was conducted to predict the hydraulic performance of a reactor coolant pump (RCP) of SMART at the off-design as well as design points. In order to reduce the analysis time efficiently, a single passage containing an impeller and a diffuser was considered as the computational domain. A stage scheme was used to perform a circumferential averaging of the flux on the impeller-diffuser interface. The pressure difference between the inlet and outlet of the pump was determined and was used to compute the head, efficiency, and break horse power (BHP) of a scaled-down model under conditions of steady-state incompressible flow. The predicted curves of the hydraulic performance of an RCP were similar to the typical characteristic curves of a conventional mixed-flow pump. The complex internal fluid flow of a pump, including the internal recirculation loss due to reverse flow, was observed at a low flow rate.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2011.07a
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• pp.1760-1761
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• 2011

원자력발전기술원은 발전정지 관련계통 제어케비넷 내에 장착된 제어용 기기들의 다중화 설계변경 활동을 지원하고 관련 기기의 배선상태 등의 육안점검을 통해 취약성 여부를 최종 확인하기 위하여 국내 Westinghouse형 원전 계측제어 케비넷 점검을 수행하였다. 또한 관련 설계변경에 대한 신뢰도평가 기술지원도 함께 수행하여 해당 설계변경이 설비의 신뢰도 향상에 효과가 있는지를 정량적으로 평가하고자 하였다. 이에 따라 원자로냉각재펌프(RCP, Reactor Coolant Pump) 제어 채널의 다중화 개선에 대하여 설계변경 전후의 기기 배열 변화에 따른 계통 신뢰도 변화를 대표유형 기기의 고장률에 근거하여 분석하였다. 고장수목을 이용하여 설계변경 전후의 RCP 고장정지로 인한 발전정지를 유발하는 고장조합을 도출하고, 고장정지 확률 변화를 정량화 하였다. 또한 기기 보호 측면에서 펌프 보호를 위한 신호를 출력하지 못하는 경우를 정량화하여 이를 비교하였다.

• Nuclear industry
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• v.29 no.4
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• pp.54-61
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• 2009

• The KSFM Journal of Fluid Machinery
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• v.15 no.5
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• pp.5-10
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• 2012

An experimental test facility for the complete characteristics of pumps is constructed at KIMM(Korea Institute of Machinery and Materials). All sensors instrumented in test facility for measuring flow rate, pressure, force and moment are in-situ calibrated by primary method. This paper describes the test facility and test technique of the complete characteristics of pumps, together with an experimental test results for a reactor coolant pump which is designed at KIMM for the first time in Korea. The test results for the mixed-flow type pump of $n_s$=1.425 are presented by three curves: constant head, torque, and speed.