• Nuclear industry
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• v.9 no.10 s.80
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• pp.59-61
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• 1989

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.784-789
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• 1997

원자력 발전소에서의 중대사고시, 고온의 노심 용융물이 원자로 공동으로 떨어지면 노심용융물과 콘크리트간의 반응(MCCI)에 의한 여러가지 현상으로 인해 격납용기의 건전성을 위협할 수 있다 본 연구에서는 국내 원전에서의 MCCI 현상에 대한 실험과 해석결과를 살펴보았다. 실험은 영광원전 3,4호기 원자로 공동구조물의 콘크리트를 대상으로 thermite 20kg을 사용한 것이며 해석은 MELCOR 코드내의 MCCI 상세해석 모듈인 CORCON-MOD3를 이용하였다. 해석에 사용된 콘크리트의 화학성분과 열물성은 실험을 통하여 측정한 값을 사용하였으며 해석결과는 실험 결과와 비교하였다. 또한 GORCON 코드에서의 MCCI 현상의 해석시 용융물의 초기온도, 용융물의 질량, 콘크리트의 종류에 따른 예측결과들을 비교하였다. MCCI 현상의 해석시 콘크리트의 종류에 따른 가스발생량과 구성성분의 변화가 크게 나타남으로 콘크리트의 화학적 구성성분을 적합하게 입력하여야 한다. 콘크리트로의 종류에 따른 하부로의 열유속은 크게 차이가 없으나 침식율은 크게 차이가 나며 이는 콘크리트의 상변화 잠열의 차이에서 기인한 것이다. CORCON 코드는 실험에 비해 작은 침식율을 예측하고 있으며 콘크리트의 침식율은 용융물의 양에 비해 초기온도의 변화에 더 큰 영향을 받는 것으로 예측하고 있다.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2004.04a
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• pp.2141-2145
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• 2004

As part of study on thermal hydraulic behavior in the reactor cavity under external vessel cooling in the APR (Advanced Power Reactor) 1400, one dimensional two phase flow of steady state in the reactor cavity have been analyzed to investigate a coolant circulation mass flow rate in the annulus region between the reactor vessel and the insulation material using the RELAP5/MOD3 computer code. The RELAP5/MOD3 results have shown that a two phase natural circulation flow of 300 - 600 kg/s is generated in the annulus region between the reactor vessel and the insulation material when the external vessel cooling has been applied in the APR 1400. An increase in the heat flux of the inner vessel leads to an increase of the coolant mass flow rate. An increase in the coolant outlet area leads to an increase in the coolant circulation mass flow rate, but the coolant inlet area does not effective on the coolant circulation mass flow rate. The change of the lower coolant outlet to a lower position affects the coolant circulation mass flow rate, but the variation trend is not consistent.

• Proceedings of the Optical Society of Korea Conference
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• 2003.07a
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• pp.40-41
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• 2003

둘 이상의 부분으로 나누어질 수 있는 계의 전체상태함수를 각각의 부분 계의 상태함수의 텐서 곱으로 나타낼 수 없는 경우 이 계의 상태를 양자 얽힘 상태라고 한다. 이러한 양자 얽힘 상태는 양자 원격 전송이나 양자 암호 등의 양자정보 이론에서 핵심적인 부분을 차지한다. 지금까지 가장 성공적인 얽힘 상태 구현 방법은 매개 하향 변환을 이용한 광자의 편광 상태의 얽힘을 구현하는 것이다. 광자가 아닌 다른 양자 계에서 얽힘 상태를 구현하자는 논의 역시 계속 있어 왔으며, 그 중에서 공동 QED를 이용한 얽힘 상태의 구현에 관한 연구는 최근에 발전된 공동 QED 부분의 기술로 인해 가장 활발한 분야이다. (중략)

• Journal of Energy Engineering
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• v.24 no.2
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• pp.17-21
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• 2015

Restriction orifices in the feed and bleed circuit of nuclear power plant are designed using computer program capable of handling multiple hole cascade orifice assembly. Single hole stages of orifice assembly are alternated with multihole stages where necessary. The distance between stages is such that it allows full pressure recovery. The minimum static pressure is higher than vapor pressure at the operating temperature so that cavitation does not occur. Piping sizes are reviewed and increased if necessary to improve rigidity.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.778-783
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• 1997

원자력 발전소에서의 중대사고시, 고온의 노심 용융물이 원자로 공동으로 떨어지면 노심용융물과 콘크리트간의 반응(MCCI)에 의한 여러가지 현상으로 인해 격납용기의 건전성을 위협할 수 있다. 본 연구에서는 국내 영광원전 3, 4호기에 사용된 공동구조물 콘크리트와 고온용융물간의 반응특성을 실험적으로 살펴보았다. 실험은 유도가열로를 이용한 1차원 장기침식을 모사하기 위한 MEK-S1 실험이다. 실험에서는 유도로의 전원부족으로 용융풀을 형성하지 못하여 장기침식에는 실패하였다. 하지만 약 150$0^{\circ}C$의 고온 SUS 304에 의한 콘크리트의 침식을 확인할 수 있었다. 실험후 분해한 콘크리트 반응시편의 단면은 침식으로 인해 매우 불규칙한 모양을 나타내었으며, 최대침식 깊이는 24mm로 나타났다. 실험중에 발생한 가스의 성분분석 결과에서 H$_2$, $CO_2$, CO 및 $O_2$, $N_2$등의 가스가 발생된 것을 알 수 있었다.

• Nuclear industry
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• v.5 no.11 s.33
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• pp.56-65
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• 1985

다음은 미국 MIT원자력공학과의 Hansen 교수와 서독 베를린공과대학의 Winje교수가 공동으로 양국 원자력발전소의 가동실적(1980-1983년까지 년간)을 비교분석한 보고서의 내용이다. 대상으로한 원자로는 미국이 PWR(WH사제) 21기, BWR(GE사제) 22기이고, 서독측은 PWR(KWU사제)6기, BWR(동)4기인데 주요분석은 PWR에 중점을 두고 있으며(표1, 표2) 대상으로한 원자로는 (1) 출력 400MWe이상 (2) 1980년이전에 상업운전개시 (3) NSSS와 터빈$\cdot$발전기의 공급자가 동일이라는 기준으로 선택되어 있다. 가동실적의 비교로는 공통의 지표로 가동율(일정기간중의 발전량을 동기간중의 정격출력발전량으로 나눈 것)을 사용하고 있다. 그밖에 발전손실(정격출력발전량과 실제발전량의 차이)의 원인을 비교분석하여 양국 원전운전실적의 상위와 그 요인$\cdot$배경을 명백히 하려는 것이 연구의 개요이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.707-712
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• 1996

중대사고시 원자로 압력용기내 또는 원자로 공동(cavity) 내에서의 노심용융물은 주입되는 물로 인하여 물과 접촉하는 표면이 냉각되면서 피막층(crust)이 형성된다. 이러한 피막층의 형성은 노심용융물과 냉각수 사이의 열전달 현상에 영향을 미치며 중대사고 발생시 사고 진행에 중요한 역할을 한다. 본 연구에서는 이러한 용융물의 피막층 형성의 해석모델을 수립하기 위해 전이현상과 전도와 대류를 포함하는 2차원 열전달과 상변화를 수반하는 문제를 포함하는 운동량방정식과 에너지방정식을 2차원으로 구성하였으며 에너지방정식은 엔탈피의 함수로 나타내었다. 그리고 이러한 2차원 지배방정식을 해석하기 위해 유한차분법 및 SIMPIER 알고리즘을 이용하였다. 비교대상으로는 한국원자력연구소에서 수행한 냉각수의 비등과 기체주입 효과가 고려되지 않은 실험을 대상으로 하였다. 계산결과 용융물의 피막층은 파동(wave) 형태로 형성되었으며 일정시간이 경과하면 변화가 없는 안정한 상태가 되었다. 용융물 내에서의 온도분포는 액체상태일 경우에는 하부가열면과 상변화가 일어나는 경계면부근을 제외하고는 거의 일정한 온도분포를 나타내고 있으며 용융물이 고화된 피막층에서는 급격한 온도변화를 보여주고 있다.

• KASI NEWSLETTER
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• s.15
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• pp.1-6
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• 1999

한국천문연구원 발족/이우백 한국천문연구원 원장 취임사/채영복 기초기술연구회 이사장 격려사/제25회 별의 축제 개최/인공위성센터와 원자외선 분광기 공동개발 약정서 체결/IAU 심포지움 197/대만의 Institute of Astronomy and Astrophysics(IAA)를 다녀와서

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2002.05a
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• pp.194.1-194
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• 2002