• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 요약집 춘계학술발표대회
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• pp.95.2-95.2
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• 2004

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.154-159
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• 1996

원자력발전소에는 원자로냉각재펌프와 같이 원심펌프가 많이 쓰이고 대부분의 펌프가 탈설계점에서 운전되고 있다. 이러한 펌프의 성능을 예측하거나 개선하고자 할 때 성능해석코드는 매우 유용하다. 본 연구에서는 기존성능해석프로그램의 문제점인 탈설계점에서의 성능예측 정확도가 많이 떨어지는 점을 개선하고 기존해석방법론을 검토하여 유량변화에 관계없이 일정한 값을 갖는 Slip factor의 문제점을 보안, 유량에 따라 적절히 보상하는 Slip factor를 고려하였고 각종 손실구조 및 적절한 손실모델을 도출하여 새로운 프로그램을 개발하였다. 또한 이 프로그램을 이용한 계산결과를 실험자료 및 기존의 상용코드 해석결과와 비교한 결과, 극저유량운전범위를 제외하고는 전유량 범위에 걸쳐 매우 양호한 결과를 얻었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권2호
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• pp.203-215
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• 1995

소형냉각재 상실사고시 원자로냉각재펌프( RCP )의 지속적인 운전은 원자로냉각재의 불필요한 누출을 초래하여 심각한 노심노출 및 이에따른 핵연료 손상을 야기시킬 수 있다. TMI 사고 후 미국 NRC의 요구에 따라 CE형 발전소 사용자 단체에서는 “T2/L2”라는 RCP 트립전략을 개발하여 CE형 발전소에 적용 가능토록 일반비상운전지침서에 반영하였다. 상기 T2/L2 RCP 트립전략은 사고후 원자로 냉각재 계통의 압력이 감소하여 RCP 트립설정치에 도달하면 처음 두대의 RCP를 우선 정지시키고, 사고가 LOCA임이 확인되면 나머지 두대의 RCP를 정지시키는 방식을 채택하고 있다. 본 논문에서는 영광3, 4호기의 RCP 트립설정치를 분석, 선정하고 T2/L2 전략의 안전운전양상을 입증하였다 분석결과, 최악의 파단크기로 밝혀진 0.15 ft$^2$의 고온관 파단 LOCA 영광3, 4호기 RCP 트립설정치는 가압기 압력 1775 psia로 나타났으며, 운전원이 마지막 두대의 RCP를 트립시키지 못하였을 경우 혹은 최악의 시점에서 정지시켰을 경우에도 영광3, 4호기의 노심냉각능력은 확보될 수 있음이 확인되었다. 또한 영광3, 4호기의 RCP 트립전략은 미국 NRC가 요구하는 최대 핵연료피복재온도 관점에서의 10 CFR 50.46 요구조건과 운전원 조치시간 관점에서의 ANSI 58.8 요구조건도 충분히 만족함이 판명되었다 따라서, 1775 psia의 RCP 트립설정치를 사용한 영광3, 4호기의 T2/L2 RCP 트립전략은 사고시 운전원에게 향상된 운전지침을 제공할 수 있을 것으로 판단된다.

• 해양환경안전학회지
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• 제12권4호
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• pp.253-259
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• 2006

본 논문은 가장 극한 조건(공정모델-2)에서 화학 제염한 경우 원자로 냉각재 펌프용 스테인리스강의 내식성 평가에 관하여 연구하였다. 사이클 경과에 따른 304 스테인리스강의 전기화학적 특성은 다른 스테인리스 강보다 우수한 특성을 나타냈다. 또한 공정모델-1과 공정모델-2의 304 스테인리스강은 가장 낮은 무게 감량을 나타냈다. 공정모델 용액에서 304 스테인리스강, 415 스테인리스강, 431 스테인리스강에 대한 실험 결과 공정모델-1에 대한 공정모델-2의 무게감량비는 각각 2.908, 2.372,그리고 2.370배를 나타냈다. 그 이유는 공정모델-2의 경우가 공정모델-1에 비하여 화학약품 농도나 온도가 높은 가혹한 조건에 기인한 것으로 사료된다.

• 유체기계공업학회:학술대회논문집
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• 유체기계공업학회 2003년도 유체기계 연구개발 발표회 논문집
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• pp.161-166
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• 2003

It is the common features of the integral reactors that the main components of the RCS are installed within the reactor vessel, and so there are no any flow pipes connecting the coolant pumps or steam generators. Due to no any flow pipes, it is impossible to measure the differential pressure at the RCS of the integral reactors, and it also makes impossible measure the flow-rate of the reactor coolant. As a alternative method, the method by the measurement of coolant pump power has been introduced in this study. Up to now, we did not found out a precedent which the coolant pump power is used for the real-time flow-rate calculation at normal operation of the commercial nuclear power plants. The objective of the study is to embody the real-time flow-rate calculation method by the measurement of coolant pump power in an integral reactor. As a result of the study, we could theoretically reason that the capacity-head curve and capacity-shaft power curve around the rated capacity with the high specific-speeded axial flow pumps have each diagonally steep incline but show the similar shape. Also, we could confirm the above theoretical reasoning from the measured result of the pump motor inputs, So, it has been concluded that it is possible to calculate the real-time flow-rate by the measurement of pump motor inputs. In addition, the compensation for a above new method can be made by HBM being now used in the commercial nuclear power plants.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.352-357
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• 1995

원자력발전소 화학 및 체적제어계통의 일부인 밀봉수주입계통은 원자로 냉각재펌프 밀봉장치로 일정한 온도 범위의 밀봉수를 공급하여 밀봉장치의 건전성 및 원자로 냉각재 계통의 압력경계를 유지한다. 그러나 발전소 과도상태시 밀봉수 주입온도가 허용범위를 벗어나게 되면 온도조절기 폐쇄신호에 의해 밀봉장치로의 밀봉수 주입이 차단될 수 있다. 본 연구에서는 발전소 과도시에도 밀봉수 주입이 지속적으로 가능한 설계개선 방안으로 밀봉수주입 열교환기 주위에 우회라인을 설치하는 방안을 제시하고 밀봉수주입 열교환기 내에서의 비정상 열전달 현상을 수치해석을 이용하여 분석하였다. 계산은 속도장을 정상 상태인 power-law분포로 가정하고 시간 t=0에서 입구온도가 급격히 변하는 과도시 우회 유량 및 시간 변화에 대한 온도분포, 국부 Nusselt 수, 평균온도 등을 구하였다.

• 에너지공학
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• 제4권1호
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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.

• 한국유체기계학회 논문집
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• 제3권2호
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• pp.24-30
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• 2000

The structural analysis of a reactor coolant pump(RCP) of a nuclear power plant is very important for the safety assessment of the plant. Accurate boundary conditions for the heat transfer coefficient are required for reliable thermal stress analysis of the pump casing, especially in transient operations of the pump since the coolant properties are largely dependent on operational conditions. In the present study, a 3D mixed flow type coolant pump was modeled from the RCP drawings and analyzed in the steady state and number of transient flow conditions by using a commercial code STAR-CD. From the result of the computation, it is seen that the average heat transfer coefficients for the cases considered are found to be the suggested values of the manufacturer, Westinghouse Energy System. The unevenness in local heat transfer coefficients, however, is found to be considerable so that the use of average heat transfer coefficients in all boundaries might not give reliable thermal stress predictions.

• 한국전산유체공학회:학술대회논문집
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• 한국전산유체공학회 2010년 춘계학술대회논문집
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• pp.181-186
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• 2010

A numerical study was conducted to predict the performance curve of a canned motor pump for SMART(System Integrated Modular Advanced ReacTor). The study used a computational domain which included not only the pump but also a suction pipe and a volute casing with a discharging pipe in order to simulate an experimental setup. The ANSYS CFX program was utilized to obtain flow characteristics inside the pump as well as the overall pressure rise across the pump operating on- and off-design points. Computed results showed that the performance of the pump at off-design points was much lower than expected. Special attention was made to find the cause of the low performance of the pump operating at low flow rate.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권3호
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• pp.389-396
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• 2018

국내 가동원전 중 2-루프 가압경수로인 고리1호기는 약 40년 운전한 후, 2017년 6월 18일 영구정지되었다. 영구정지된 고리 1호기는 주요 해체작업을 수행하기전에 계통내 선량률을 저감시켜 작업자피폭을 최소화하기 위한 계통제염을 수행할 예정이다. 일반적으로, 계통제염 범위는 원자로압력용기, 가압기, 증기발생기, 화학 및 체적제어계통, 잔열제거계통 및 원자로 냉각재계통 주요배관을 포함한다. 이러한 계통 및 기기 등을 효율적으로 제염하기 위해서는 제염과정에서 원자로냉각재계통내 유동특성을 평가할 필요가 있다. 계통제염을 위해 순환유량을 제공하는 방법은 다양하나, 본 논문에서는 잔열제거펌프 운전에 따른 고리1호기 원자로냉각재계통내 유동특성을 평가하였다. 잔열제거펌프를 이용한 계통제염은 원자로냉각재 내 유량의 불균형을 초래하여 계통내 기기 및 배관 등에 불순물을 침적시켜 제염이 효율적이지 않다는 것으로 평가되었다.