• 대한기계학회논문집B
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• 제36권9호
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• pp.953-960
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• 2012

AMTEC기술은 열을 직접 전기로 변환시키는 기술로서 소디움을 작동유체로 사용하고 있으며, 작동유체의 순환은 모세관윅을 사용한다. 순환계통에는 증발부윅, 순환윅 및 응축부윅으로 구성되고, 각각의 윅은 소디움의 액체 또는 증기가 순환하면서 압력손실이 발생하므로 소디움의 순환을 위해서는 증발부윅의 모세관압력이 윅내의 총압력손실보다 커야만 한다. 본 연구에서는 100 watt급의 AMTEC시제품설계을 위해 소디움의 순환계통으로 구성되는 증발부윅, 순환윅 및 응축부윅에서의 압력손실과 증발부에서 응축부로의 열손실을 순환윅의 직경과 길이에 대해 분석하여 증발부윅의 소결입자 직경과 순환윅의 설계에 활용하코저 하였으며, 분석결과에서 순환계통의 총압력손실보다 큰 모세관압력을 위해서는 증발부윅의 소결입자크기는 10 ${\mu}m$이 적합한 결과를 얻었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2003년도 춘계학술발표대회 요약집
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• pp.129.2-129.2
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• 2003

• 한국유체기계학회 논문집
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• 제7권1호
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• pp.30-35
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• 2004

The HANARO, a multi-purpose research reactor of 30 MWth open-tank-in-pool type, has been under normal operation since its initial criticality in February, 1995. Many experiments should be safely performed to activate the utilization of the HANARO. HANARO flow simulation facility is being developed for the endurance test of reactivity control units for extended life time and the verification of structural integrity of those experimental equipments prior to loading in the HANARO. This facility is composed of three major parts; a half-core structure assembly, a flow circulation system and a support system. The flow circulation system is composed of a circulation pump, a core flow piping, a core bypass flow piping and instruments. The system is to be filled with de-mineralized water and the flow should be met the design requirements to simulate a similar flow characteristics in the core channel of the half-core structure assembly to the HANARO. This paper, therefore, presents an analytical analysis to study the flow behavior of the system. Computational flow analysis has been performed for the verification of system pressure variation through the three-dimensional analysis program with the standard $k-{\epsilon}$ turbulence model and for the verification of the structural piping integrity through the finite element method. According to the analysis results, it could be said that the design requirements and the structural piping integrity of the flow circulation system are satisfied.

• 조명전기설비학회논문지
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• 제12권1호
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• pp.78-84
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• 1998

발전소나 화학플랜트의 급수 및 순환수 계통은 물론 건물의 공조설비 유체계통, 정수 또는 폐수설비에서의 원수유량 및 약품 주입제어 등과 같은 유체계통은 대부분 밸브와 동력 펌프를 이용해 유량 제어를 한다. 따라서 이들 유체계통의 제어방법 및 정밀도에 따라 그 시스템의 성능 및 에너지 절약에 많은 영향을 미치게 된다. 지금까지 이들 계통은 주로 PI제어기를 이용하였으나 이 제어 방법으로는 루프간의 간섭현상으로 정밀하게 유량부하를 제어 할수 없는 문제점이 있다. 본 논문에서는 유체계통 동력부하 설비를 다변수로 구성하여 2-자유 PID제어를 적용하고 신경망을 이용해 튜우닝함으로서 효과적으로 정밀하게 제어 할수 있는 방법을 제시하고 시뮬레이션을 통해 그 방법의 우수성을 입증하였다. 시뮬레이션 결과 설정치를 잘 추종하고 외란에 대해서는 강인성을 갖는 것으로 나타났다.

• 플랜트 저널
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• 제9권1호
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• pp.43-49
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• 2013

본 연구에서는 국내 P복합발전소에서 실제 운전 중인 순환수계통 수직펌프를 대상으로 고유진동수를 측정하고, 유체와 구조가 연성된 경우의 진동이론으로부터 고진동의 원인을 파악하였다. 현장 상황에 가장 적합하며 경제적인 공진방지 대책을 선정하여 수치해석을 통해 실효성을 미리 확인한 후 실제 시스템에 적용하는 실증시험을 실시하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.304-309
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• 1996

차세대원자로(KNGR) 안전주입계통은 원자로용기 하향유로(RVDC)로 직접주입(DVI)되도록 설계되며 이는 4-트레인 안전주입계통의 설계에 있어 고유한 기본구조이다. DIV 채택으로 인해 가압열충격(PTS)과 관련된 인허가 상의 관심사론 조사하고 DVI 주입구 위치에 대한 RVDC에서의 유체거동과 온도분포를 상용전산코드인 FLOW3D를 이용하여 분석하였다. PTS관점에서 가장 최악의 경우인 외부 전원상실을 동반한 영출력 주증기관 파단사고를 해석대상으로 하였으며 사고후 570 ~ 600초 사이의 과도상태를 분석하였다. 본 연구의 결과로 주증기관 파단으로 야기되는 자연순환에 의한 열혼합은 충분히 이루어져 RVDC에서의 온도가 R $T_{PTS}$ 이상임을 확인했고 손상루프측 위의 DVI 주입구의 유동중 일부가 손상루프측 저온관 유동과 상호작용하여 건전루프측 저온관아래로 흐르며 이 영향으로 건전루프측 저온관 아래에서의 온도가 국부적으로 감소함을 확인하였다.다.

• 한국유체기계학회 논문집
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• 제17권6호
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• pp.84-88
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• 2014

A long term passive cooling system is considered as the most important safety feature for the nuclear design after the Fukushima Daiichi nuclear power plant accident in 2011. The conventional active pump driven safety systems are not available during a station Black Out (SBO) accident. The current design requirement on cooling time of the Passive Auxiliarly Feedwater System (PAFS) is about 8 hours only. To meet the 72 hours cooling time, the pool capacity of cooling water tank should be increased as much as 3~4 times larger than that of current water cooling tank. In order to extend the cooling time for 72 hours, a new passive air-water combined cooling system is proposed. This paper provides the feasibility of the combined passive air-water cooling system. The current pool capacity of water cooling system is preserved, and the cooling capability is extended by an additional air cooler.

• 유체기계공업학회:학술대회논문집
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• 유체기계공업학회 2002년도 유체기계 연구개발 발표회 논문집
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• pp.419-424
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• 2002

The HANARO, a multi-purpose research reactor of 30 MWth open-tank-in-pool type, has been under normal operation since its initial criticality In February, 1995. Many experiments should be safely performed to activate the utilization of the HANARO. A flow simulation facility is being developed for the endurance test of reactivity control units for extended life times and the verification of structural integrity of those experimental facilities prior to loading in the HANARO. This test facility is composed of three major parts; a half-core structure assembly, flow circulation system and support system. The flow circulation system is composed of a circulation pump, a core flow pipe, a core bypass flow pipe and instruments. The system is to be filled with de-mineralized water and the flow should be met the design flow to simulate similar flow characteristics in the core channel of the half-core test facility to the HANARO. This paper, therefore, describes an analytical analysis to study the flow behavior of the system. The computational flow analysis has been performed for the verification of system pressure variation through the three-dimensional analysis program with standard k-$\epsilon$ turbulence model and for the verification of the structural piping integrity through the finite element method. The results of the analysis are satisfied the design requirements and structural piping integrity of flow circulation system.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.596-602
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• 1998

한국의 차세대 원자로 (Korean Next Generation Reactor; KNGR)에 처음 적용되는 격납건물내에 설치된 재장전수조 (In-Containment Refueling Water Storage Tank; IRWST)는 기존 재장전수조의 기능외에 주입모드에서 재순환 모드를 전환생략, 일차계통으로 방출된 고온, 고압 냉각수의 응축 및 냉각 격납용기 방사능 오염방지, 원자로 동공층수 등 여러 가지 추가 기능을 가진 한층 진보된 설계개념이다. 발전소 천이사고 시 발생하는 Pipe Clearing, 응축진동 현상(Condensation Oscillations), Chugging 등의 열수력 현상들이 방출증기의 유동 및 가속도와 관련해 항력과 응력, 압력진동 등을 일으켜 IRWST 구조물에 영향을 미칠 수 있기 때문에 IRWST를 처음으로 시도하는 우리 나라로서는 이와 관련된 제반현상에 대한 심도 깊은 연구가 요구된다. 따라서 본 연구에서는 원자력 발전소 과도로 인한 가압기 안전밸브(Pressurizer Safety Valve) 또는 안전감압밸브(Safety Depressurization Valve) 작동시 IRWST로 방출되는 유체로 야기되는 하중 예측 모델을 기존의 BWR의 응축수조(suppression Pool)에서 일어나는 각종 현상을 토대로 이론적으로 체계적으로 유도하여 이를 비교, 분석하였다.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2000년도 추계학술대회 논문집 학회본부 A
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• pp.262-264
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• 2000

원자로 내에서 연소 중인 핵연료나 저장 또는 재처리 중인 사용후핵연료의 성분으로서 시설의 공정설계, 안전성분석 및 차폐설계에 중요한 입력자료가 되는 핵분열생성물질, 방사화생성물 및 악티나이드의 핵종 농도와 이에 대응하는 방사능 강도의 기기 별 시간변 화율을 해석할 수 있는 코드 개발할 목적으로 MULTISAMS 정상 평형상태 모델을 구현하였다. MULTISAMS 코드의 반응공정 모델은 서로 연결되어 있으며 내부에 방사성물질의 혼합유체가 순환하는 세 종류의 반응기(원자로, 열교환기 및 화학반응기) 계통에서 자연적 또는 설계에 의해 일어나는 현상으로서; 반응기 간의 물질 흐름; 각 반응기 내에서 방사성 붕괴, 변환, 이동과 중성자 흡수 및 핵분열; 외부로부터 특정 핵종의 유입혹은 유출을 고려한 시간종속 핵종농도보존방정식 이론에 근거한다. 코드의 유용성 및 신뢰성을 검증하기 위해 현재 개념설계가 진행 중인 AMBIDEXTER원자력 에너지시스템을 대상으로 ORIGEN2 계산과 비교하였다. 두 코드 간의 입력조건과 배경이론차이점 때문에 절대적 비교가 불가능하므로 단순이론의 중간매개코드로서 SAMS를 이용한 2단계 비교방법을 따랐다. 결론은 MULTISAMS는 ORIGEN2 계산의 수렴치와 근사하게 일치하면서 ORIGEN2 가 다룰 수 없는 핵주기 연속후처리공정의 정상가동 시 핵종 평형농도를 기기 별로 계산할 수 있다는 장점을 확인하였다.