• Korean Chemical Engineering Research
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• v.56 no.3
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• pp.388-403
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• 2018

We investigated design requirements of vent lines for Sodium-Water Reaction Pressure Relief System of Prototype Generation-IV Sodium-Cooled Fast Reactor. We developed design requirements of areas of the rupture disks of the steam generator, a diameter of the gas vent line of the sodium dump tank, a diameter of the gas vent line of the water dump tank, a diameter of the water dump line of the steam generator. With the design requirements, we calculated the time to vent fluid inside the steam generator and analyzed the transient pressure behavior, also evaluated the close pressure value of the isolation valve of the water dump line. Our results are expected to be used as basis information to design Sodium-Water Reaction Pressure Relief System of Prototype Generation IV Sodium-Cooled Fast Reactor.

• Proceedings of the Korea Institute of Fire Science and Engineering Conference
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• 2011.04a
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• pp.136-139
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• 2011

국가화재안전기준 107 및 107A에서 할로겐화합물 소화설비와 청정소화약제 소화설비 설계시 하나의 방호구역을 담당하는 저장용기의 소화약제의 체적합계보다 소화약제의 방출시 방출경로가 되는 배관(집합관을 포함한다)의 내용적의 비율이 설정된 값 이상인 경우 당해 방호구역에 대한 설비는 별도의 독립방식으로 하도록 요구하고 있다. 이산화탄소 소화설비의 경우에는 이산화탄소의 증기압이 충분히 높으므로 방출배관의 용적에 대한 제한사항이 포함되어 있지 않으나 저압이산화탄소 소화설비의 경우 약제의 저장온도가 낮으므로 방출시 기화되어 설계시 의도한 방출량을 만족시키지 못할 수 있다. 본 논문에서는 저압이산화탄소 소화설비에 대한 방출배관 용적 제한 필요성에 대하여 논의하였다.

• Analytical Science and Technology
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• v.12 no.4
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• pp.273-278
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• 1999

Simultaneous determination of mercury and arsenic has been studied by reductive vapor generation-ICP-AES. Samples were digested with a microwave digestion system and extracted with acids. Reductive vapor generation was carried out with 6N HCI and 2% $NaBH_4$. Detection limit of Hg and As are found to be 0.06 ppb and 0.08 ppb, respectively. Measured values of Hg and As in inorganic samples agree well with reference value of SRMs, but the recovery of As from organic samples is obtained approximately 80% of the reference values.

• 월간산업보건
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• s.380
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• pp.8-15
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• 2019

황색인(Yellow phosphorus)에 대한 직업적 노출기준 TLV-TWA는 0.1 mg/㎥(0.02ppm)으로 권고하였다. 이 수준은 보고된 간경변증을 포함하여 호흡기 자극, 급성 중독인 전해질 불균형, 심근 붕괴 및 신장 피질 괴사의 가능성을 최소화하기 위한 것이다. 그러나 제한된 자료로 인중독성괴저(phossy jaw)와 같은 만성적 영향에 대한 보호 한계 수준을 설정하기에는 불확실하다. 입자 상태의 인(phosphorus)에 대한 노출은 예상되지만 증기압 수준을 감안할 때 증기에 대한 직업적 노출의 유해성을 내포하고 있다. 황색인은 가장 독성이 강한 무기 물질 중에 하나이다. 또한, 결정체 고체(crystalline solid)는 30℃ 이상의 온도에서 공기 중에 자발적으로 발화될 수 있으며, 독성이 높은 흄도 방출될 수 있다.

• Journal of Energy Engineering
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• v.12 no.2
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• pp.74-83
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• 2003

In the advanced nuclear power plants including APR1400, the SDVS (Safety Depressurization and Vent System) is adopted to increase the plant safety using the concept of feed-and-bleed operation. In the case of the TLOFW (Total Loss of Feedwater), the POSRV (Power Operated Safety Relief Value) located at the top of the pressurizer is expected to open due to the pressurization of the reactor coolant system and discharges steam and/or water mixture into the water pool, where the mixture is condensed. During the condensation of the mixture, thermal-hydraulic loads such as pressure and temperature variations are induced to the pool structure. For the pool structure design, such thermal-hydraulic aspects should be considered. Understanding the phenomena of the submerged steam jet condensation in a water pool is helpful for system designers to design proper pool structure, sparger, and supports etc. This paper reviews and evaluates the steam jet condensation in a water pool on the physical phenomena of the steam condensation including condensation regime map, heat transfer coefficient, steam plume, steam jet condensation load, and steam jet induced flow.

• Proceedings of the KAIS Fall Conference
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• 2008.11a
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• pp.347-349
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• 2008

발전소 물/증기 순환계통의 주요 기기인 증기발생기/보일러는 금속산화물과 각종 불순물이 축적되면 전열관이 손상되므로, 증기발생기/보일러 내부로 최소의 슬러지가 유입되고, 증기발생기 내부에서 금속산화물 입자가 형성되는 것을 억제하기 위해 수질관리를 하고 있으며, 증기발생기 내부에 존재하는 슬러지를 배출하기 위해 Blowdown 및 Sludge Lancing 등의 물리적 방법을 이용하는 기술이 개발되어 있다. 그러나 이러한 관리에도 불구하고 슬러지 성분인 금속산화물 농도는 운전 조건에 따라 매우 다르며(불순물 잠복 및 방출 현상), 아직까지 잠복현상에 대한 기본적인 메커니즘은 완전히 규명되고 있지 않다. 본 연구에서는 물/증기 순환계통 부식생성물의 물성 평가를 하기 위해 순환계통 기기들과 배관 부식생성물의 대부분인 철분이 부식에 가장 큰 영향을 미치기 때문에, 수화학 조건 및 금속합금 종류에 따라 생성되는 부식생성물을 철분을 중심으로 하여 실험하였고, 또한 부식생성물은 온도에 의해서도 영향을 많이 받기 때문에 다양한 온도에서도 부식생성물 생성 실험을 하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.580-587
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• 1995

1979. 3.28 미국 TMI-2의 사고를 계기로 개발된 증상기준 비상운전절차서는 고리 3,4/영광 1,2호기의 경우 '92. 2에 개정된 ERG-18를 근거로 하여 각 발전소 운전담당 자들에 의하여 확인 및 검증 (Verification S Validation) 작업을 통하여 금년부터 본격적으로 적용되기에 이르렀다. 그러나 비상운전절차서의 특성상 리 발전소별 특정 설정치의 계산에서 어려움을 겪었으며 아직도 재확인 작업을 통한 최적화 여지가 상 당부분 잔존하고 있다. 여기어서는 고압발전소인 고리-3,4/영장-1,2호기 비상운전절차서에 있어서 증기발생기에 공급되는 정상 밋 비상급수의 전체 상실사고시 노심 노출 방지 및 노심 열 제거를 위해 적응되는 기능회복절차서의 "2차 열제거원 상실시 조치" 중 방출 및 충전 운전의 성공적 시작점을 계산, 개정된 비상운전절차서와 비교하여 특정 발전소의 방출 및 충전 운전 설정치를 제시하였고, 이러한 결과로부터 현재 보수적으로 설정된 값의 완화를 유도하여 방출 및 충전 운전 시작전, 운전원으로 하여금 급수확보를 시도할 수 있는 시간여유의 연장을 도출할 수 있었다.도출할 수 있었다.

• Journal of the Korean Society of Propulsion Engineers
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• v.4 no.4
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• pp.1-8
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• 2000

For the purpose of a cost effective design of practical subsoni $c^ersonic ejector systems, an experiment was carried out using a superheated steam as a primary driving flow. The superheated steam jet was produced by several different kinds of subsonic and supersonic nozzles. The secondary flow of atmospheric air inside a plenum chamber was drawn into the primary steam jet. The vacuum performance of the plenum chamber was investigated for a wide range of the ejector operation pressure ratio. The result showed that the static pressure of the mixed flow at the ejector throat is only a function of the ejector operation pressure ratio, regardless of the primary nozzle type employed.ed.

• Journal of Energy Engineering
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• v.11 no.3
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• pp.237-246
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• 2002

If the safety depressurization system of APR-1400, the Korean next generation reactor, is in operation, water, air and steam are successively discharging into a in-containment refueling water storage tank through spargers. Among the phenomena occurring during the discharging processes, the air bubble clouds produce a low-frequency and high-amplitude oscillatory loading, which may result in the most significant damages to the submerged structures if the oscillation frequency is the same or close to the natural frequency of the structures. The involved phenomena are so complicated that most of the prediction of frequency and pressure loads has been resorted to experimental work and computational approach has been precluded. This study deals with a numerical simulation on the behavior of air bubble clouds discharging into a water pool through a sparger, by using a commercial thermal hydraulic analysis code, FLUENT, version 4.5. Among the multiphase flow models, the VOF (Volume Of Fluid) model was selected to simulate the water, air and steam flows. A satisfactory result was obtained comparing the analysis results with the ABB-Atom test results which had been performed for the development of sparser.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.334-339
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• 1996

Midloop 운전중 RHR 기능 상실사고를 모의 실험한 Bethsy 6.9d에 대해 CATHARE2 코드를 이용하여 해석하였다. 이 실험의 초기조건은 계통수위를 고온관 중간까지 낮추고, 그 윗부분은 비응축 가스로 차 있는 midloop 상태를 유지하는 것이다. 잔열은 원자로 정지 2일 후를 가정한 노심출력을 사용하였으며, 계통내 방출유로는 상부의 Upper head vent와 가압기 vent 및 고온관 1에 연결된 Letdown line과 수위지시계 방출유로가 열려 있다고 가정하였다. 또한 세 개의 loop중 증기발생기 한대만 이유 가능하고, 나머지 두 대는 이차측이 공기로 가득 차 있는 상태를 유지하였다. 이 연구의 주된 목적은 midloop 운전중 RHR 기능 상실사고에 대한 위와같은 상태에서 계통의 열수력적 현상을 실험을 통해 이해하고 코드 예측능력을 평가하는 것이다. CATHARE2 코드 계산결과 대체적으로 실험의 현상을 잘 모의하고 있으나 다음 사항에 대해서는 차이를 보이고 있다. 첫째 노심내 물의 혼합을 적절히 모의하지 못하여, 노심내 국부적 증기 발생 시점이 실험에 비해 약 250초 빨리 나타났다. 둘째 노심에서 고온관으로의 물의 유입이 많아 고온관에서 기포율이 실험에 비해 낮게 나타났다. 마지막으로 밀림관(surge line)에서 물의 유입에 의한 압력차가 실험보다 높게 나타났다.