• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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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.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.29 no.3
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• pp.187-196
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• 2004

The health effects resulting from severe accidents of typical 1,000MWe KSNP(Korea Standard Nuclear Plant) PWR and typical 600MWe CANDU(CANada Deuterium Uranium) plants were estimated and compared. The population distribution of the site extending to 80km for both site were considered. The releaese fraction for various source term categories(STC) and core inventories were used in the estimation of the health effects risks by using the MACCS2(MELCOR Accident Consequence Code System2) code. Individuals are assumed to evacuate beyond 16km from the site. The health effects considered in this comparative study are early and cancer fatality risk, and the results are presented as CCDF(Complementary Cumulative Distribution Function) curves considering the occurrence probability of each STC's. According to the results, the early and cancer fatality risks of PHWR plants we lower than those of PWR plants. This is attributed the fact that the amount of radioactive mateials that released to the atmosphere resulting from the postulated severe accidents of PHWR plants are smaller than that of PWR plants. And, the dominating initiating event of STC that shows maximum early and cancer fatality risk is SGTR(Steam Generator Tube Rupture) for both plants. Therefore, the appropriated actions must be taken to reduce the occurrence probability and the amounts of radioactive materials released to the environment in order to protect the public for both PWR and PHWR plants.

• Proceedings of the Korean Society of Computer Information Conference
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• 2018.07a
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• pp.51-52
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• 2018

화력발전용 순환유동층 보일러는 환경오염의 주요인인 질소산화물(NOx)과 황산화물(SOx)의 배출량이 적은 친환경 화력발전용 보일러로 화력발전 업계에서 각광받고 있는 추세이다. 그러나 순환유동층 보일러의 연료인 유동매체는 미분탄과 같이 작지만 단단한 고체이므로 유동매체의 타격으로 인해 워터월(waterwall) 튜브의 마모는 물론 누설까지 야기할 수 있다. 순환유동층 보일러 튜브에서 누설된 증기는 보일러 내부에 클링커(Clinker)를 발생시키고 이는 순환유동층 보일러 튜브 표면에 응고되어 열전도율을 감소시킬 뿐만 아니라 보일러 운전정지의 원인이 된다. 따라서 본 논문에서는 음향방출 센서를 이용하여 화력발전용 순환유동층 보일러 튜브의 누설 위치를 추정하는 방법을 제안한다. 제안 방법에서는 매질의 분자단위 이동에 의해 발생되는 탄성파를 감지할 수 있는 음향방출 센서를 이용하고, 보일러 워터월 튜브의 멤브레인 용접부와 비용접부(seamless)의 감쇠율을 고려한 위치별 센서 감도 추정 알고리즘을 통해 워터월 튜브의 위치별 진폭 크기를 히트맵으로 표현할 수 있다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.396-402
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• 1995

영광 3,4호기의 부분충수 운전중 정지냉각계통이 상실되고 가압기 Manway가 개방된 사고에 대하여 RELAP5/MOD3.1.2의 열수력 코드를 이용하여 모의하였다. 계산결과 계통의 압력은 최고 1.74bar 까지 도달하였으며, 사고 발생 후 약 1시간 이후부터 계통은 노심이 노출될 때까지 유사 정상상태를 유지한다. 이때 가압기 Manway를 통해 방출되는 증기량은 약 4 kg/s로 붕괴열의 약 80%를 담당하고 증기발생기 2차측에 의해 나머지 20% 가량 제거된다. 또한 비응축성 가스는 계통에 남아 있는 한 계통의 압력 상승율을 증가시키며, RELAP5/MOD3.1.2 계산결과는 일차계통 전체 냉각재의 약 26 %의 질량오차를 나타냈다.

• Journal of Energy Engineering
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• v.9 no.4
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• pp.358-365
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• 2000

본 연구에서는 수직 단일관에서의 재관수(reflux) 응축 현상에서 증기유량이 역류제한치보다 큰 경우에 발생하는 다양한 유동 패턴을 예측하고, 그 동적 특성을 해석하기 위한 모델을 개발하였다. 특히 L/D가 큰 재관수 응축기에서 발생하는 충전 방출 모드에서의 동적 특성을 예측하는 것이 목표이다. 응축기의 내부를 액체와 증기의 두 영역으로 나누어 질량, 에너지, 운동량 보존에 입각한 본 모델은, 형성된 물기둥의 진동시 갈래질 경계(bifurcation boundary)와 진동주기를 예측할 수 있다. 이 모델은 McMaster 대학에서 수행한 실험결과와 비교한 결과 양호한 예측을 했고, 튜브 직경변화 효과를 잘 묘사하였다. 이러한 단순 모델은 재관수 응축기의 설계시에 설계변수를 도출하는데 사용될 수 있고, 인위적으로 부여한 압력펄스를 이용하여 재관수 응축기의 운전영역을 개선하는데 기초로 활용될 수 있다.

• Journal of Power System Engineering
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• v.11 no.1
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• pp.45-50
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• 2007

Acoustic emission technology is applied to diagnosis the internal leak and operating conditions of the major valves at nuclear power plants. The purpose of this study is to verify availability of the acoustic emission as in-situ diagnosis method. In this study, acoustic emission tests are performed when the pressurized high temperature steam flowed through gate valve(1st stage reheater valve) and glove valve(main steam dump valve) on the normal size of 4 and 8". The valve internal leak diagnosis system for practical field was designed. The acoustic emission method was applied to the valves at the site, and the background noise was measured for the abnormal plant condition. To improve the reliability, a judgment of leak on the system was used various factors which are AE parameters, trend analysis, signal level analysis and RMS(root mean square) analysis of acoustic signal emitted from the valve operating condition internal leak.

• Proceedings of the Korean Institute of Surface Engineering Conference
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• 2009.05a
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• pp.261-261
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• 2009

탄소나노튜브(CNT)는 우수한 기계적, 화학적, 전기적 특성 때문에 전자방출원, 가스저장매체, 약물전달시스템 그리고 전기화학적 소자 등의 응용으로 주목받고 있다 [1-3]. 이러한 응용을 위하여 플라즈마 이온조사법을 이용하여 열화학증기증착법(TCVD)으로 성장된 수직배향 탄소나노튜브(VCNT)의 구조변화를 도모하고, 그 메커니즘을 연구하였다.

• Analytical Science and Technology
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• v.15 no.6
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• pp.514-520
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• 2002

The electrothermal vaporization (ETV) hollow cathode glow discharge atomic emission spectrometer for analysis of liquid sample has been developed and characterized. This system has improved the sample introduction method of electrothermal vaporization and the hollow cathode glow discharge. The sample introduction method was possible to provide high analyte transport efficiency to the plasma by helix coil made of tungsten material. In addition, small volume samples (<$30{\mu}{\ell}$) could be used. The system has glow discharge cell with special design for improvement of precision. The effect of discharge parameters such as discharge power, gas flow rate has been studied to find optimum condition. The emitted light was effectively carried into detector by fiber optic cable in UV region. The calibration curve of Pb, Cd were obtained with 3 samples.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.25 no.2
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• pp.265-275
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• 1993

A vapor explosion has been a concern in nuclear reactor safety due to its potential for a destructive mechanical energy release. In order to properly assess the hazard of a vapor explosion, it is necessary to accurately estimate the conversion efficiency of the thermal energy to mechanical energy. In the absence of a complete model to determine the explosive energy yield, one may have to rely on a simpler upper bound estimate such as a thermodynamic model. This paper discusses various thermodynamic models and presents a clarification of each model in their mathematical formulation and the thermodynamic work conversion. It is shown that the work release in the shock adiabatic model of Board and Hall is essentially equal to that of Hicks-Menzies thermodynamic model. The effect of coolant void fraction on the explosion efficiency is also predicted based on these thermodynamic models. Finally, the Hicks-Menzies model is modified to account for the chemical reaction between a metallic fuel and water and the resultant effects on the explosion expansion work are discussed.

• Journal of Energy Engineering
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• v.12 no.4
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• pp.259-266
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• 2003

Load reduction ring (LRR) was installed on the ABB-Atom sparger to reduce the oscillatory loadings due to the air bubble clouds in the water pool in case of safety relief system operations. In order to investigate the effect of LRR on the pressure field, a numerical simulation on the behavior of air bubble clouds discharging into a water pool through a ABB-Atom sparser without LRR was performed by using a commercial thermal hydraulic analysis code, FLUENT 4.5. Among the multi-phase models contained in the code, the VOF (Volume Of Fluid) model was used to simulate the interface of water, air and steam flows. By comparing the analysis results with the previous ones, the load reduction ring has an effect on reducing the oscillatory loads at the wall. It also includes the effect of air mass and inlet boundary conditions of the pipe on the pressure oscillations at the wall.