• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2003년도 추계학술발표대회 요약집
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• pp.368.2-368.2
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• 2003

• 한국표면공학회:학술대회논문집
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• 한국표면공학회 2003년도 추계학술발표회초록집
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• pp.84-85
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• 2003

• 대한설비공학회지:설비저널
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• 제30권2호
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• pp.49-56
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• 2001

공조용 핀관 열교환기의 변천과정을 열교환기의 외형, 핀 및 전열관의 형상, 열교환기 성능향상을 위한 사이클 개선으로 나누어 기술하고, 그 현황과 향후과제에 대해서 살펴본다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2015년도 추계학술논문요약집
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• pp.333-334
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• 2015

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2015년도 추계학술논문요약집
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• pp.261-262
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• 2015

• 비파괴검사학회지
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• 제27권2호
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• pp.89-96
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• 2007

원자력발전소 증기발생기 전열관의 건전성을 평가하기 위해서 계획예방정비 기간에 수행되는 와전류검사의 여러 가지 기법중에서 보빈 탐촉자 검사는 가장 기본적인 중요한 검사이다. 와전류 탐촉자는 검사 계통의 핵심적인 부분으로서 특정 절차서에 따라 평가가 이루어질 때 대상 시험체의 합부를 결정하는 자료를 제공하게 된다. 또한, 수집된 와전류신호의 품질은 사용되는 탐촉자의 설계특성, 기하학적 형태, 운전주파수에 따라 결정되고, 검사결과에 미치는 영향이 크기 때문에 와전류검사 탐촉자의 선정은 특히 중요하다. 본 연구에서는 국내 원전 증기발생기 전열관 검사를 위한 최적의 차동형 보빈탐촉자를 설계하였다. 또한 보빈탐촉자 시작품의 전기적 특성과 와전류신호 특성 평가를 수행하여 만족한 결과를 도출하였다.

• 비파괴검사학회지
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• 제27권5호
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• pp.442-448
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• 2007

원전 취약부위의 하나인 증기발생기 전열관의 확관/천이영역을 초음파로 검사하기 위한 장치를 개발하고 모의결함 시험편 및 자연결함 시험편을 이용하여 그 성능검증을 수행하였다. 10% 이상의 깊이를 가지는 모의결함은 모두 검출 가능했으며 20% 이상의 깊이를 가지는 모의결함은 그 크기도 재현성 있게 측정할 수 있었다. 순차적인 깊이를 가지는 모의결함을 이용한 실험결과 표준편차 3.27로 비교적 재현성 있는 결과를 얻었다. 자연결함을 포함하고 있는 시편을 이용한 실험결과, 결함의 진행 형태가 검출능에 영향을 미침을 알 수 있었고 결함의 깊이방향 형태가 비교적 잘 반영되므로 결함 단면 면적을 측정할 수 있는 가능성을 타진할 수 있었다.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제56권3호
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• pp.388-403
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• 2018

본 연구는 소듐냉각고속로 원형로 소듐-물 반응 압력완화계통의 소듐, 물, 가스 배출배관 설계에 필요한 요건 도출을 목적으로 한다. 증기발생기의 전열관 파단에 의한 대규모 물 누출 사고 발생 시, 증기발생기 전열관 측의 물과 전열관 외측의 소듐 및 반응생성물을 물배출조와 소듐배출조로 신속하게 배출하기 위해 증기발생기의 소듐 배출배관 파열판 면적, 소듐배출조의 가스 방출배관 직경, 물배출조의 기체 방출배관 직경, 증기발생기의 물 배출배관 직경 등을 설정하기 위한 계산을 수행하였다. 이를 바탕으로 대규모 물 누출 사고 발생 시 증기발생기 내 유체 배출 소요시간 및 압력거동 해석을 수행하였고, 증기발생기 물 배출배관 격리밸브의 차단 설정압력 등의 설계인자를 도출하였다. 본 연구에서 도출된 설계인자들은 소듐냉각고속로 원형로 소듐-물 반응 압력완화계통 설계에 기초자료로 활용할 예정이다.

• 자원리싸이클링
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• 제9권3호
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• pp.13-21
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• 2000

본 연구는 폐용제를 가열, 증발 및 음축과정을 거쳐 용제를 회수하는 시스템의 열교환기 해석에 관한 것으로, 고온 열매체유로 가열되는 이중관형 열교환기를 사용하여 용제 증발과정의 열전달 특성을 분석하고 용제유량과 가열온도에 따라 물, 벤젠 및 알칼벤젠의 증발을 위해 요구되는 전열면적을 분석하였다. 폐용제 회수장치는 용제 공급펌프 이중관형 열교환기, 진공 스프레이 챕버 및 응축기동으로 구성되며, 이중관형 열교환기는 용제액을 열적 포화온도를 가열시키는 구간과 포화된 용제액을 증발시키는 구간으로 구성된다. 관 내 용제의 증발을 위한 전열면적을 열평형 모델링에 의해 예측하였고, 이중관형 열교화기의 관 내 온도분포 측정을 통해 이론값과 비교 분석하였다. 용제유량 0.1~0.51l/mm 및 가열온도 130~$260^{\circ}C$의 범위에서 용제유향 증가 및 가열온도 감속에 따라 단위전열면적당 열전달양이 감소하기 때문에 용제 증발을 위한 전열면적은 증가하였다. 관 내 용제 증발을 위한 전열면적의 이론적 분석결과는 측정값과 일치하였으며, 이중관형 열교환기를 사용한 폐용제의 증발과정을 통해 용제를 회수하는 기술에 적용이 가능하다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제18권2호
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• pp.37-42
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• 2022

An influence analysis on multiple steam generator tube rupture (mSGTR) followed by an unmitigated station blackout is performed to compare the plant responses according to the number of ruptured u-tubes under the assumption of a total of 10 ruptured u-tubes. In all calculation cases, the transient behaviour of major thermal-hydraulic parameters, such as the discharge flow rate through the ruptured u-tubes, reactor header pressure, and void fraction in the fuel channels is found to be overall similar to that of the base case having a single SG with 10 u-tubes ruptured. Additionally, as the conditions of low-flow coolant with high void fraction in the broken loop continued, causing the degradation of decay heat removal, the peak cladding temperature (PCT) would be expected to exceed the limit criteria for ensuring nuclear fuel integrity. However, despite the same total number of ruptured u-tubes, because of the different connection configuration between the SG and pressurizer, a difference is foud in time between the pressurizer low-level signal and reactor header low-pressure signal, affecting the time to trip the reactor and to reach the PCT limit. The present study is expected to provide the technical basis for the accident management strategy for mSGTR transient conditions of CANDU-6 plants.