• 한국표면공학회지
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• 제40권6호
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• pp.271-278
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• 2007

In this study, applicable possibility in chemical decontamination for reactor coolant pump(RCP) was investigated for the various stainless steels. The stainless steel(STS) 304 showed the best electrochemical properties for corrosion current density and the lowest weight loss ratio in chemical decontamination process model 3-3 than other materials. The weightloss quantity in chemical decontamination process model 3-3 presents the lowest value compare to the other chemical decontamination process model 1, 2, 3-1 and 3-2. In the case of SEM observation, the pitting corrosion was generated in both STS 415 and STS 431 with the increasing numbers of cycle. The intergranular corrosion in STS 431 was sporadically observed. The sizes of their pitting corrosion were also increased with increasing cycle numbers.

• 한국시뮬레이션학회:학술대회논문집
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• 한국시뮬레이션학회 2000년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.168-173
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• 2000

지금까지 국내에서 설치되어 있는 원전 시뮬레이터용 노심 (Neutronics) 모델 프로그램은 주로 전산기 성능이 오늘날 비해 낮은 환경에서 실시간으로 노물리 계산을 위해 중성자 확산(Diffusion)현상을 미리 반영한 곡선을 사용하는 등 빠른 계산을 위해 많은 가정과 간략화가 있었다. 본 논문에서는 중성자 물리 계산을 2 Group 3-D로 계산이 가능한 최신의 노심코드(REMARK)를 이용하여, WH사가 공급한 900Mw의 3 Loop PWR인 영광 1호기 12주기를 기준으로 한 시뮬레이터의 노심모델 개발하기 위한 핵설계 전산체계인 APA(ALPHA-PHOENIX-ANC) 시스템의 출력으로부터 자동으로 REMAR 입력데이타를 생성하기 위한 GUI툴 개발과 개발된 노심모델의 자체 검증 및 원자력발전소 사고해석에 쓰이는 최적평가코드(RETRAN)를 기반으로 하는 최신 실시간 열수력 시뷸레이션(ARTS) 모델과 결합(Integration)되어 원자로 냉각재 펌프 1대 정지 및 터빈정지 시험등 과도시험한 결과를 기술하였으며 개발된 노심 모델은 원자력 교육원 2호기 시뮤레이터에 적용될 예정이다.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 1998년도 하계학술대회 논문집 A
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• pp.228-231
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• 1998

Canned-motor of 3-phase induction is to be used for MCP. Its design and analysis are performed considering the effect of eddy-current loss induced in the can. The effect of inverter of canned-motor is also considered as it is controlled by VVVF inverter for two operating points.

• 대한전기학회논문지:전기기기및에너지변환시스템부문B
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• 제49권5호
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• pp.320-326
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• 2000

The canned motor of 3-phase induction is used for main coolant pump(MCP). The type of motor is canned-motor that stator and rotor are welded by sealed can. So, cooling water flows in the air gap of the canned motor as an independent cycling cooling system from the air gap to yoke of the motor to prevent high temperature of stator can and to lubricate bearing. Heat exchange is occurred between cooling water in the air gap and cooling water from the exterior pump to prevent rising of temperature in the motor. I has to analyze the characteristics of can exactly because the loss and the heat in the can are very important to design MCP. Therefore, thermal analysis is studied considering the effect of eddy-current los induced in the can.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 1998년도 추계학술대회 논문집 학회본부A
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• pp.10-12
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• 1998

Pumping liquid metal in nuclear power plant application by conventional centrifugal pumps pose difficulties such as bearing wear out at high temperatures and leak proof sealing of the liquid metal. MHD machine is obtained by replacing solid conducting secondary of conventional motors with ionized gas or liquid metal. It is used for reactor cooling pump because of construction simplicity, perfect sealing and easy operation/maintenance MHD pump is complicated because it includes electromagnetic and hydrodynamic phenomena. The principle of MHD Pumps is described in this paper. We design small laboratory size Flat Linear Induction Pump(FLIP) for transferring sodium.

• 대한기계학회논문집B
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• 제40권3호
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• pp.165-172
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• 2016

노심보충탱크(Core Makeup Tank, CMT), 안전주입탱크(SafetyInjection Tank, SIT)와 자동감압계통(Auto Depressurization System, ADS)로 구성된 1 계열의 SMART 피동안전주입계통의 주입특성을 파악하기 위한 소형냉각재상실사고(SBLOCA) 모의에 대한 실험적 연구가 수행되었다. SBLOCA의시험은 0.4 인치 안전주입수 배관파단에 대해 수행되었으며, 정상상태 조건은 실험요건서에 제시된 시험 초기 조건을 만족시키도록 746초 동안 운전되었다. 노심 출력 및 안전주입 유량 등의 경계 조건도 적절히 모의되었으며, 안전주입계통 배관에서의 파단, 히터 트립 및 잔열곡선 인가, 원자로냉각재펌프 관성서행(Coastdown), 급수 중단, CMT 및 SIT의 주입, ADS #1 개방이 SBLOCA 시나리오에 따라 적절히 모의되었다. 노심지지원통 내부의 액체환산수위는 파단 초반에 감소하다가 CMT와 SIT가 주입되면서 서서히 회복되었으며, 피동안전주입계통의 주입유량이 노심 수위를 회복하기에 충분한 것으로 판단할 수 있다.

• 한국해양공학회:학술대회논문집
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• 한국해양공학회 2004년도 학술대회지
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• pp.331-336
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• 2004

Dissimilar friction welding were produced using 10mm and 11mm diameter solid bar in Inconel ally(IN X-750) to Stainless steel(STS316L) to investigate their mechanical properties. The main friction welding parameters were selected to endure good quality welds on the basis of visual examination, tensile tests, Virkers hardness surveys of the bond of area and HAZ and macro-structure investigations. The specimens were tested as welded, not heat-treated. The tensile strength of the friction welded steel bars was increased up to $95\%$ of the STS316L base metal under the condition of all heating time. Optimal welding conditions were n=2,000(rpm), $P_1=220(MPa),\;P_2=260(MPa),\;t_1=4(s),\;t_2=4(s)$ when the total upset length is 7(mm).

• 전력전자학회:학술대회논문집
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• 전력전자학회 2000년도 전력전자학술대회 논문집
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• pp.249-252
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• 2000

원자력 교육원 #2(KNPEC-2) 시뮬레이터는 1980년도 중반에 웨스팅하우스에 의해 공급되어 계속 사용되어 오다가 현재 성능개선 연구가 진행 중이다. 이번 성능개선을 통해 기존의 컴퓨터 시스템(Gould MPX)와 소프트웨어의 전면 교체가 이루어지고 있으며 최적 계산 코드를 이용한 실시간 열수력 모델 (ARTS; Advanced Real-Time Thermal-Hydraulics Simulation) 개발 , 2-Group 3D 실시간 노심모델(REMARK ; REal Time Multigroup Advanced Reactor Kinetics)를 이용한 노심 주기개선 (Cycle Update) 가상현실 기술 등을 이용한 컴퓨터 교육지원 시스템(CATS: Computer Assister Training System)등 새로운 시도가 이루어지고 있으며 본 논문은 이러한 새로운 시도가 이루어지고 있으며 본 논문은 이러한 새로운 시도들 및 그 결과에 대해 기술하고 있다. 기준발전소(Reference Plant)인 영광 1호기 12주기의 노심모델로 주기개선(Cycle Update)을 위한 REMARK의 입력자료 생성을 위해 핵설계 전산체계인 APA(ALPHA-PHOENIX-ANC) 시스템의 출력으로부터 자동으로 REMARK 입력데이타를 생성하기 위한 GUI툴 개발하였다. 또 이를 이용하여 개발된 노심모델은 최적계산코드(RETRAn 3D) 의 열수력 해법을 이용하여 개발된 NSSS 열수력코드(ARTS) 와 결합(Integration) 되어 안정 및 과도 상태 시험에 사용되었으며 원자로 냉각재 펌프 정지등의 몇 가지 과도 시험 계산결과 기존 해석 결과와 잘 일치하였다 중앙제어실(MCR; Main Control Room)내의 운전원 행동만 훈련하도록 되어있는 기존시뮬레이터의 한계를 극복하기 위해 가상현실 (VR) 저작도구를 이용한 발전소 현장 내부를 표현하는 가상발전소 (Virtual Plant) 발전소 현장에 소재하여 기존 시뮬레이터의 모의한계 밖에 있던 패널을 표현한 가상판넬(Virtual Panel)등과 강의실에서 발전소 모의 훈련을 가능케 하기 위해 가상현실 기술을 이용한 컴퓨터 지원 교육훈력 시스템(CATS ; Computer Assister Training System)을 개발 중이며 일부 개발부분을 소개하였다.

• 한국표면공학회지
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• 제40권5호
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• pp.234-240
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• 2007

As a reactor coolant pump (RCP) is operated in the nuclear power system for a long time, so its surface is continuously contaminated by radioactive scales. In order to maintain for RCP internals, a special chemical decontamination process should be used to reduce the radiation from the RCP surface. In this study, applicable possibility in chemical decontamination for RCP was investigated for the various stainless steels. The stainless steel (STS) 304 showed the best electrochemical properties for corrosion resistance and the lowest weight loss ratio in chemical decontamination process model 3-1 than other materials. However, the pitting corrosion was generated in both STS 415 and STS 431 with the increasing numbers of cycle. The intergranular corrosion in STS 415 was sporadically observed. The sizes of their pitting corrosion were also increased with increasing cycle numbers.

• Corrosion Science and Technology
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• 제10권5호
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• pp.167-174
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• 2011

Due to commercialization of nuclear power, most countries have taken interest in decontamination process of nuclear power plant and tried to develop a optimum process. Because open literature of the decontamination process are rare, it is hard to obtain skills on decontamination of foreign country and it is necessarily to develop proper chemical decontamination process system in Korea. In this study, applicable possibility in chemical decontamination for reactor coolant pump (RCP) was investigated for the various stainless steels. The stainless steel (STS) 304 showed the best electrochemical properties for corrosion resistance and the lowest weight loss ratio in chemical decontamination process with immersion type than other materials. However, the pitting corrosion was generated in both STS 415 and STS 431 with the increasing numbers of cycle. The intergranular corrosion in STS 431 was sporadically observed. The sizes of their pitting corrosion also increased with increasing cycle numbers.