• 에너지공학
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• 제25권1호
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• pp.56-68
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• 2016

최근 원자력 발전소의 안전성을 획기적으로 향상시키기 위한 연구가 활발하게 진행되고 있으며 특히 피동냉각계통의 연구개발이 아주 중요하게 부각되고 있다. 피동냉각계통의 열전달 방식으로는 응축열전달 양식이 주로 채택되고 있다. 이와 같은 맥락에서 부산대학교 Ahn & Yun (Ahn 등, 2014)은 새로운 수평관내부 응축 모델을 제시한 바 있다. 본 연구에서는 먼저 Ahn & Yun 이 제시한 수평관 응축 모델을 MARS 코드에 삽입하고 PASCAL 실험데이터를 이용하여 평가하였다. 이 평가결과를 통해 Ahn & Yun 모델의 코드적용에 있어 문제점을 규명하고 새로운 적용방법론을 적용하여 다양한 실험데이터로 다시 평가함으로써 MARS 코드의 향상된 응축 열전달 해석 능력을 확인하였다.

• 대한기계학회논문집
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• 제7권3호
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• pp.344-352
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• 1983

격납 용기 내에 비응축성 가스(공기)가 존재하는 경우에 증기의 응축 열전달 계수를 평가하는 방 법을 연구하였다. 유일한 대규모 격납 용기 실험인 CVTR자료를 이용하여 응축 열전달 계수를 계산하여, 현재 원자력 발전소의 냉각재 상실 사고(LOCA) 및 주 증기 배관 파열사고(MSLB)시에 격납 용기의 안전 해석에서 공식적으로 사용되고 있는 Tagami와 Uchida열전달 계수 관계식과 비교해 본 결과 좋은 일치를 보여 주었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2003년도 춘계학술발표대회 요약집
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• pp.172-172
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• 2003

• 에너지공학
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• 제25권2호
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• pp.1-20
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• 2016

원전의 설계기준사고 및 중대사고 해석에서 응축열전달 모델은 매우 중요하며, 특히 피동냉각계통의 개발이 활발히 진행됨에 따라 그 중요성이 더욱 부각되었다. 그런데, 원자로건물 내부에서와 같이 비응축성기체가 존재하는 경우 응축열전달은 현저히 감소하므로 원전 안전해석에서 이를 고려한 응축열전달 모델이 주목받고 있다. 본 연구에서는 냉각재상실사고 등이 발생하는 경우 원자로건물 내부의 상황과 유사한 열수력 조건에서 수행된 응축열전달 실험자료를 이용하여 중대사고 해석코드 MELCOR 1.8.6의 응축열전달 모델을 평가하였다. 실험조건을 응축면의 형상에 따라 네 가지(수직평판, 수직관 외벽, 수직관 내벽, 수평관 내벽)로 분류하였고, 각 분류별 실험들을 MELCOR 코드로 해석하였다. 해석결과, 수직관 내벽을 제외한 나머지 조건에서 MELCOR 코드가 응축열전달을 전체적으로 저 예측하여 개선이 필요한 것으로 나타났다.

• 에너지공학
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• 제8권2호
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• pp.333-340
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• 1999

과냉수에서의 난류 증기응축 제트에 대한 수치해석 연구가 수행되었다. 증기와 과냉수 사이에 국부 균질유동을 가정하고 난류 특성은 난류 확산화염에서 사용되는 $textsc{k}$-$\varepsilon$-g 모델을 사용하여 증기응축 유동 현상에 대한 물리적 모델을 제안하였다. 즉, 난류는 난류 운동 에너지와 운동 에너지 소멸률로 모사되고 증기와 과냉수의 혼합률비에 대한 평균값과 변동량에 대한 미분 방정식을 추가하여 직접 풀고 혼합률비에 확률분포 함수를 적용하여 열역학 변수의 평균값을 구한다. 증기 질량 유속, 과냉수 온도와 노즐 직경을 변화시키며 증기응축제트의 특성을 해석하였다. 본 해석에 사용된 모델을 평가하기 위해 기존의 실험 데이터를 사용해서 수치해석 결과와 실험치를 비교하여 만족할 만한 결과를 얻었다.

• 에너지공학
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• 제27권4호
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• pp.27-35
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• 2018

피동원자로건물냉각계통(PCCS)은 사고 발생 시 원자로건물로 방출된 열을 제거하여 원전의 건전성을 보장하기 위해 설계되었다. PCCS의 열제거 성능은 증기-공기 혼합물의 응축열전달에 의해 결정된다. 본 연구에서는 응축열전달계수의 예측 정확도를 향상시키기 위해 새로운 상관식을 이식한 MARS-KS 코드를 사용하여 PCCS의 열제거 성능을 평가하였다. MARS-KS 코드에 사용된 새로운 상관식은 압력, 벽면과냉도, 비응축성 기체 질량분율 및 응축튜브의 종횡비와 같은 열전달계수에 영향을 미치는 변수들을 이용하여 개발하였고, 이는 MARS-KS코드의 기본 응축 모델인 Colburn-Hougen 모델을 대체하여 적용되었다. 대형파단 냉각재상실사고 발생 시 PCCS의 운전에 따른 다양한 열수력학적 변수들을 분석하였고, 열제거 성능 평가를 위해 새로운 상관식이 적용된 MARS-KS 코드의 원자로건물 압력거동 계산결과와 기존의 응축모델을 이용한 해석결과를 비교하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제17권1호
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• pp.45-52
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• 1985

가압 경수로의 소형 냉각재 사고시 증기 발생기 U-자관 내에서의 억류 응축 현상(reflux condensation phenomena)은 주요한 열제거 수단이 된다. 열제거 Mechanism이 순수히 역류 응축 현상에 의 할 때, 증기 발생기의 열제거 능력을 평가하기 위하여 원자로 증기 발생기의 U-자관을 모사하는 두개의 U-자 관을 가진 증기응축 장치를 제작하여 다음 두 가지의 실험을 수행하였다. 첫째로, U-자관속에서 역류 응축 현상이 일어날 때 증기의 유입량을 증가시켜 가면서 역류 응축이 일어나는 액체 막 길이 (filmwise reflux condensation length)를 측정하였다. 둘째로는 길이가 다른 두 개의 U-자관에 증기만을 유입시킬 때와 증기와 공기를 동시에 유입시킬 때에 대한 Flooding Point를 측정하여 U-자관의 길이와 비응축성 가스가 Flooding Point에 미치는 영향을 조사하였다. 그리고 수학적 모델을 이용한 이론적 측정값과 실험 Data를 비교하였다.

• 에너지공학
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• 제24권1호
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• pp.42-50
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• 2015

신형 원전의 피동격납건물냉각계통(PCCS: Passive Containment Cooling System)을 구성하는 단일 전열관의 열제거 성능을 평가하기 위해, 비응축성 기체 존재 시 수직 튜브 외벽에서 발생하는 증기의 응축 열전달에 대한 실험을 수행하였다. 외경 40 mm, 길이 1.0 m의 전열관 외벽에서 증기-공기 혼합물의 평균 열전달계수를 측정하였으며, 압력 2-4 bar, 공기의 질량분율 0.1-0.7의 범위에서 실험데이터를 수집하였다. 이를 통해 압력과 비응축성기체의 농도가 응축 열전달계수에 미치는 영향을 평가하였다. 실험결과를 기존의 열전달모델인 Uchida와 Dehbi의 상관식과 비교하였으며, 이들 상관식은 실험결과에 비해 상대적으로 열전달계수를 낮게 예측함을 확인하였다.

• 공업화학
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• 제31권6호
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• pp.660-667
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• 2020

본 연구의 대상은 에폭시 레진 생산 공정으로 155 ℃ 이상의 고온 스팀을 열원으로 사용하고 있으며 공정에서 생성되는 응축수는 전량 버려지고 있다. 공정의 일부는 70 ℃ 이하의 저온으로 운전되므로 버려지는 응축수를 재활용하여 저온 공정의 열원으로 사용한다면 스팀 사용량 저감이 가능하다. 따라서 본 연구에서는 응축수 재활용을 통해 폐열을 회수하여 스팀 사용량을 저감할 수 있는 공정을 제시하고 모델을 개발하였다. 최적의 응축수 재활용 공정을 찾기 위한 사례연구를 진행하였고, 각 사례의 연간 자본 비용 및 스팀 저감 비용을 비교하여 경제성 평가를 실시하였다. 제안된 공정에서 응축수 회수를 통해 저온 공정에 사용하는 스팀 사용량을 연간 최대 67.6%까지 저감하여 최대 연 522.1 백만원의 추가 수익의 확보가 가능함을 확인하였다.

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
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• 한국에너지공학회 2003년도 춘계 학술발표회 논문집
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• pp.371-376
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• 2003

원자력 발전소에서 격납건물 계통의 건전성 유지는 냉각재상실사고(Loss of Coolant Accident: LOCA) 및 주증기관 파단(Main Steam Line Break : MSLB) 사고와 같은 설계기준사고 시 격납건물의 최대 온도/압력을 평가하는 격납건물 성능 평가는 격납용기 내에 방사능 물질을 효율적으로 가두어 방사능 피해로부터 공공의 안전을 확보할 수 있느냐 하는 관건이다.(중략)