• 한국양식학회:학술대회논문집
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• 한국양식학회 2003년도 추계학술발표대회 논문요약집
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• pp.118-118
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• 2003

홍조류 김속 해조 5종(모무늬돌김, 방사무늬김, 참김, 긴잎돌김, 잇바디돌김)의 사상체를 2단계 냉각법으로 액체질소 중에서 동결보존을 시행하였다. 시료를 여러 가지 동해보호제에 현탁시킨 후 프로그램 냉각기로 4시간에 걸쳐 -4$0^{\circ}C$까지 천천히 동결시켰다. 일차 완만동결 종결 후 즉시 동결용 튜브를 액체질소 중에 수용하여 급속동결 시켰다. 해동시에는 4$0^{\circ}C$의 항온수조에서 대부분의 얼음 결정을 급격히 해동시킨 후 냉각수내에서 완전히 해동시켰다. 생존률은 김 속 해조에서는 neutral red로 염색하여 산정하였으며 50% 해수에 10% DMSO와 0.5M sorbitol 혼합액을 동해보호제로 사용하였을 때의 생존율이 54.6~70.9%였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.344-351
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• 1995

증기발생기가 원자로압력용기안에 위치한 일체형원자로의 개발을 위해서 가장먼저 개발되어야 할 요소기술은 관류형 증기발생기의 설계기술이다. 증기발생기는 기존의 상용로에서 사용되고 있는 재순환형 증기발생기와 관류형 증기발생기로 분류 할 수 있는데, U-튜브를 사용하는 재순환형 중기발생기의 경우 습분분리기와 증기건조기 등이 많은 공간을 요구하고 있고, 또한 중기발생기를 압력용기 안에 위치시킬 경우 일차측과 이차측의 냉각수 유로형태, 유동장의 안정성 등의 문제 때문에 일체형원자로에서는 관류형 증기발생기의 도입이 일반화 되어있기 때문이다. 본 연구에서는 관류형(직관 및 나선 전열관형) 증기발생기의 열수력학적 설계 및 성능분석을 위한 프로그램, ONCESG를 개발했다. 개발된 모델링 및 컴퓨터코드의 검증을 위해 외국의 관류형 중기발생기(직관형:미국/영국의 SIR, 나선형:일본의 MRX, SPWR)의 설계자료를 ONCESG프로그램을 사용해 모사한 결과와 이미 발표된 설계자료와의 비교분석을 수행했다. 모사결과 계산된 관류형 증기발생기의 열전달면적, 압력 및 온도분포가 외국의 발표된 설계자료와 잘 일치했으며, 개발된 ONCESG코드를 일체형 신형원자로의 개념설계시 다양한 목적으로 활용할 수 있음을 보였다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제12권1호
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• pp.17-22
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• 2016

Alloy 600 widely used in nuclear power plant is susceptible to primary water stress corrosion cracking (PWSCC). It is important to prioritize the inspection of Alloy 600 components using PWSCC susceptibility index. Plant-specific model for the susceptibility index was reviewed. The normalized PWSCC susceptibility index to a reference value is suggested and applied. The result was found to be reasonable.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.611-616
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• 1995

핵연료 피복관의 일차 결함을 통해서 유입되는 냉각수에 의한 피복관 내면의 산화와 이에 따른 수소침투가 핵연료 피복관의 기계적 건전성에 미치는 영향을 규명하기 위한 연구를 수행하였다. 시험 시편은 Westinghouse, NRG, Sandvik에서 제조되는 Zircaloy-4 tube와 Westinghouse사에 개발한 신 합금인 ZIRLO™를 동일한 조건에서 수증기 산화와 수소 주입 실험을 수행하여 제조회사별 성능 평가를 하였으며 기계적 건전성 저하의 평가 방법으로 튜브 파열 실험(tube burst test)을 상온에서 수행하였다. 그 결과는 수소 침투량에 따라 피복관의 기계적 건전성이 지수적으로 감소하는 경향을 보였으며 500ppm이상에서는 취성파괴현상을 보이며 심각한 연성저하를 나타냈다. 제조회 사별 성능 평가에서는 A사 제품이 내식성과 수소흠수특성에서 다른 B, C, D사 제품에 비해 떨어지는 것으로 나타났다.

• 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.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.160-165
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• 1996

중수로형 원전에서 일차측 냉각수를 순환시키는 주연수송펌프가 정상운전중 갑자기 정지하는 사고를 강제순환 상실사고라 한다. 강제순환 상실사고는 주열수송계통을 과도압력상태로 만들며, 일반적으로 펌프에 공급되는 IV등급전원 상실사고와 기계적 손상에 의한 주열수송펌프 고착사고로 분류할 수 있다. 본 논문에서는 강제순환 상실사고에 대하여 중수로계통설계의 열수력 해석코드인 SOPHT를 이용하여 주열수송계통의 과도압력상태를 해석하였다. 카나다 원자력 규제위원회(AECB)의 과압 방지조건인 R-77 요구조건에 적절한 유효트립변수를 결정하기 위한 해석이 수행되었으며, 증기발생기 오염상태와 액체방출밸브 작동여부가 고도압력상태에 미치는 영향을 고찰하여 보수적 조건을 제시하였다. 또한 위와같이 결정된 보수적 조건을 근거로 ASME 코드에 명시된 과압 한계치에 대한 만족여부와 과도압력상태에 따른 주열수송계통의 열수력학적 거동을 고찰하여 보았다. 해석결과, 강제순환상실사고시 주열수송계통은 R-77 요구조건에 적합한 원자로트립변수에 따라 안정화되었으며, 계통의 최대압력은 ASME 코드가 규정한 한계치내에 있음을 알 수 있었다.

• 한국막학회:학술대회논문집
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• 한국막학회 1998년도 추계 총회 및 학술발표회
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• pp.156-158
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• 1998

원자력 발전소에서 사용하는 1차 냉각수에 대해 살펴보면, 일차냉각수의 pH는 5~8 범위이며, 수질기준은 염소이온과 불소이온이 0.15 ppm, 현탁고형물 이 0.2 ppm이나 실제 농도는 기준치보다 훨씬 낮은 매우 순수한 상태로 유지된다. 다만, 핵분열 반응도를 제어하기 위해 주입되는 붕소가 수백 ppm정도, pH를 조절하기 위해 부가되는 리튬의 1 ppm정도 포함되며, 그밖에 1ppm 정도의 실리카가 포함될 수 있다. 붕산으로 포화 운전되는 이온교환 수지탑 내에서는 붕산보다 이온선택도가 낮은 실리카는 이온교환수지에 흡착되지 않기 때문에 발전소의 가동년수의 증가에 ㄷ아라 원자로 냉각제의 실리카 농도는 점차 증가하게 되었다.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2009년도 제38회 동계학술대회 초록집
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• pp.275-275
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• 2010

국제핵융합실험로 (ITER)의 블랑켓 일차벽 조달 자격 획득을 위한 검증시험을 수행하여 1단계를 2009년 완료하였고, 2단계는 2011년 예정으로 진행 중이다. 우리나라는 이미 1단계 검증시험에서 2 개의 일차벽 목업 (First Wall Qualification Mockup ; FWQM)을 제출하여 시험을 성공적으로 통과하였고, 2단계 검증 시험을 위해 semi-prototype 제작 기술 및 시험 기술을 개발 중이다. 블랑켓 일차벽 검증 시험 및 제작 기술을 확보하기 위한 고유접합법 개발을 위해서 표준 크기($80\;mm{\times}80\;mm$)의 목업을 제작하여 국내 고열부하 시험 시설에서 접합 방법의 타당성을 확인하였다. 표준목업은 HIP (Hot Isostatic Pressing) 접합법으로 stainless steel과 Cu 냉각부를 제작하고, 다시 $80\;mm{\times}80\;mm$ Be tile을 HIP 방법으로 냉각부에 접합하여 제작한다. 고유접합법 개발을 위해서 Be과 Cu 냉각부 계면에 Cr($1\;{\mu}m$)/Cu($10\;{\mu}m$), Ti($5\;{\mu}m$)/Cu($10\;{\mu}m$) 층을 코팅하여 Be 접합 성능을 개선하였으며, 기존의 접합 계면과 차별화된 기술을 확보하였다. 표준목업의 전체 크기는 $80\;mmW{\times}80\;mmL{\times}84\;mmH$ 이고, 1차로 총 6개, 2차로 4개를 제작하였으며 제작 과정 및 제작 전후에 파괴검사, 비파괴검사를 수행하여 접합의 건전성을 확인하였다. 제작 완료된 표준 목업은 냉각 관로를 장착하여 국내의 고열부하 시험시설인 KoHLT-1에 장착하여 성능 시험을 수행하였다. 고열부하 시험 시설의 냉각수 조건은, 온도 $25^{\circ}C$(실온), 유량 0.15 kg/sec이고, 고열 부하 조건에서는 0.5, 1.0, $1.5\;MW/m^2$의 screening 시험을 거친 후 1.5 MW/m2에서 cycle 시험을 진행하였다. 각 목업의 고열부하 시험을 마친 후 비파괴 검사의 일환으로 UT(Ultrasonic test) 시험을 수행하여 열부하 시험 전후의 목업 건전성을 확인하였다. 고유접합법을 이용하여 개발한 표준 목업의 고열부하 시험을 통해서 접합법의 타당성 및 건전성을 확인하였고, 향후 블랑켓일차벽 조달 검증 2단계 시험에서 semi-prototype 제작 및 고열부하 시험에 대비하고, ITER 관련 핵심 기술 개발 목표를 달성할 것이다.

• 에너지공학
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• 제28권4호
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• pp.103-110
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• 2019

국내에서 개발 중인 차세대 혁신형 안전경수로인 iPOWER는 피동용융노심냉각계통의 도입을 통해 중대사고시 노심용융물을 원자로 하부에서 장기간 냉각하고 안정화시키고자 한다. 아직 피동용융노심냉각계통의 최종 설계개념이 확정되기 전이나, 원자로용기 외벽냉각을 통한 노심용융물의 노내 억류 역시 주요 중대사고 대처 전략의 하나로 검토되고 있다. 본 연구에서는 국내에서 개발된 열수력 계통해석코드인 MARS-KS를 이용하여 원자로용기와 단열체 사이에서 형성되는 2상 자연순환 유동을 모의하였다. 냉각수의 유로를 일차원으로 모델링하고, 노심용융물의 열부하에 따른 경계조건을 정의하여 자연순환 유량을 계산하였다. 또한 냉각수의 온도 및 수위, 원자로용기 하반구 주변 기포율 및 외벽에서의 열전달모드 등 주요 열수력 변수의 과도거동을 평가하였다.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2009년도 제38회 동계학술대회 초록집
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• pp.273-273
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• 2010

고열부하 환경에 노출되는 핵융합로의 플라즈마 대향부품은 주로 낮은 원자번호 물질-열전도가 좋은 물질-구조체의 순으로 다층 구조를 이루고 있으며, 이들 간의 우수한 접합성은 부품의 성능을 좌우하는 핵심 요소이다. 이러한 플라즈마 대향부품의 건전성을 평가하기 위해서는 고열속의 열부하를 반복적으로 인가하는 시험이 요구되며, 이를 위해 본 연구원에서는 KoHLT-1, 2의 시험시설을 운용하고 있다. 본 시설에서는 열부하원으로서 그라파이터 히터를 사용하며, 히터는 두 개의 시험 대상부품 사이에 설치되고, 히터에 고전류를 인가하여 복사열에 의해 시험 부품에 열부하를 가하게 된다. 고열부하 환경에서 열피로 시험을 위해 히터에 인가되는 전류를 시간에 따라 일정한 패턴으로 반복적으로 ON-OFF 하게 된다. 본 논문에서는 이러한 고열부하시험을 수행함에 있어 고려해야 할 여러 가지 요소에 대해 논의하였다. 우선 인가하는 열유속(heat flux) 값은 일차적으로 시험시설의 최대 출력에 의해 좌우되며, 시험대상물의 운전조건 및 열부하 반복횟수에 의해 결정된다. 열부하 반복횟수는 주어진 열유속 값에 대해 total strain이 파단에 이르는 수준에 의해 결정된다. 열부하를 인가하는 시간은 히터에 전류를 인가했을 때 요구되는 온도로 상승하는 데 걸리는 시간과 시험대상물의 온도가 더 이상 증가하지 않는데 걸리는 시간에 의해 좌우된다. 냉각시간은 길수록 시험대상물의 온도가 냉각수의 온도에 접근하게 되나 너무 길어지면 시험시간이 급격히 증가하게 되므로, 온도 감소 곡선을 검토하여 적절한 시간을 정하게 된다. 열유속 측정은 냉각수의 온도 상승값과 유량으로부터 계산하게 되며, 정확한 측정을 위해서는 열부하를 인가하는 시간이 충분히 길어야 한다. 또한 시험대상 부품에서 열부하가 인가되는 면적을 정확히 정의해야 하며, 냉각관로에 열부하가 인가되어서는 않된다. 또한 시험대상부품을 지지하는 지지구조체를 통한 열손실을 최소화해야 정확한 열유속을 측정할 수 있다. 시험대상부품을 설치할 때 히터와의 간격 또한 결정해야 할 중요한 요소이며, 간격이 좁을수록 최대 열유속 값을 증가시킬 수 있으나, 너무 가까운 경우 히터의 열변형에 의한 접촉 및 아크 방전의 가능성이 있으며, 이 경우 히터와 시험대상부품의 손상을 가져오게 된다. 시험대상물이 국제열핵융합로(ITER)의 일차벽과 같이 베릴륨이 포함되어 있는 경우 방전에 의한 손상은 인체에 유해한 오염의 원인이 될 수 있다. 또한 순간적인 방전은 고가의 고전류전원의 고장을 유발할 수도 있다. 열부하 시험 중 시험대상물의 온도를 정확히 측정하는 것은 필수적이며, 온도 변화 곡선으로부터 시험대상물의 건전성 여부를 판단할 수 있다. 이를 위해 변화를 가장 잘 탐지 할 수 있는 위치에 온도 센서를 설치하는 것이 관건이며, 이는 사전 분석을 통해 알 수 있다.