• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
• /
• pp.649-656
• /
• 1996

RELAP5/MOD3.1.2을 이용하여 영광3/4호기의 부분충수운전중 정지냉각계통 기능상실사고를 모의하였다. 이 해석은 노심에서 발생되는 증기를 가압기 Manway로 배출시켜 노심을 냉각할 경우, 증기발생기 2차측 냉각재 유무에 따르는 계통거동을 분석한 것이다. 해석결과, 노심에서의 비등은 사고후 약 6분 경에 발생하였으며, 증기발생기 2차측에 냉각재가 없는 경우는, 냉각재가 채워져 있는 경우보다 0.16 bar 더 높은 1.8 bar의 계통 압력을 나타내어, 현재의 운전절차서에 제시한 RWST의 수위 (70%)로는 중력주입이 불가능한 것으로 밝혀졌다. 이런 해석결과를 토대로 할 때, 부분충수 운전중 증기발생기 2차측 냉각재는 최소한 한 대에는 충수하고, RWST 수위 제한치도 84 % 이상으로 증가시키는 운전 절차서의 개정이 필요한 것으로 판단된다.

• Korean Chemical Engineering Research
• /
• 제46권2호
• /
• pp.258-273
• /
• 2008

최근 고유가 시대를 맞이하여 에너지 다소비 공정인 건조 공정의 에너지 효율을 향상시키기 위한 방법으로 과열증기를 이용한 건조방식이 많은 관심의 대상이 되고 있다. 이 기술은 과열증기를 건조매체로 사용하여 피건조물을 건조하는 방식으로써 고온의 증발 증기를 재활용함으로써 에너지를 절약할 수 있고 건조된 제품의 품질이 향상되며 환경오염 물질의 배출을 최소화 할 수 있는 등의 장점이 있다. 본고에서는 과열증기를 이용한 건조기술의 원리와 관련 연구들을 소개한 후 건조기 형태에 따른 과열증기의 이용 사례 및 산업적 응용분야에 대하여 중점적으로 소개하고자 한다.

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
• /
• 한국에너지공학회 2000년도 춘계 학술발표회 논문집
• /
• pp.243-248
• /
• 2000

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
• /
• pp.525-530
• /
• 1995

최적 열수력 전산 코드인 CATHARE2 Vl.3u 코드를 이용하여 영광 3/4호기 midloop 운전중 잔열제거(RHR) 기능 상실사고를 해석하였다. 본 연구의 주된 목적은 사고시 계통에서 발생하는 열수력 현상의 이해 향상 및 증기발생기 열제거 능력 평가에 있다. 사고 복구 절차 관점에서 노심 비등, 노출 시점 및 계통압력 등이 중요한 인자이다. 본 계산 수행시 사용한 가정은 다음과 같다. 가) 초기 계통 수위는 고온관 중간에 위치하며 그 윗 부분은 질소 가스로 차 있다. 나) 3/4 인치 크기의 방출 밸브가 원자로 용기 상부 및 가압기 상부에 각각 설치되어 있으며, RHR 흡입구에 수위지시계가 설치되어 있다. 다) 증기발생기의 이차측은 U-튜브가 잠기도록 물로 차있다. 라) 두 증기발생기의 대기 방출 밸브(ADV)는 항상 열려 있어 사고시 이차측 압력을 대기압으로 유지하기에 충분하다. 사고는 원자로 정지 2일 후 발생하였다고 가정한다. 이와 같은 조건하에서 사고시 주된 계통 열제거 수단은 증기발생기 U-튜브내의 응축 작용이며 이는 전체 열제거량의 94%로 나타났다. 노심 비등 시점온 사고후∼300초 이후이며, 계통압력은 10,800초 이후에 최고 압력인 0.25MPa에 도달한 후 그 값을 계속 유지하고 있다. RHR 배관에 연결된 수위지 시계를 통해 10,200초 이후부터 냉각수가 방출되었다. 2개의 방출밸브 및 수위지시계를 통하여 방출된 유량에 근거하여 원자로 용기 냉각재 수위가 고온관 바닦까지 낮아지는 시점을 계산하면 사고 약 6.4 시간 이후가 된다.

• 대한기계학회논문집B
• /
• 제40권12호
• /
• pp.809-814
• /
• 2016

물-증기 물성치의 결정을 위한 표준작업이 국제적으로 또한 나라별로 진행되어 왔다. 현재 적용되는 국제 표준은 IAPWS에서 산업적 적용을 위하여 정리한 IAPWS-IF97계산법을 바탕으로 미국에서는 ASME/NIST REFPROP 프로그램으로, 일본기계학회(JSME)에서는 물-증기 증기표와 상태량 계산 코드를 개발 배포하였다. 한편, 이 표준 방법을 적용함에서도, 초임계압 영역에서는 물성치의 변화가 급격하여 계산 편의를 위한 방법상의 수정 제안이 이루어져 왔다. 본 논문에서는 표준으로 채택된 절차와 각국에서의 관련 동향을 요약하고, 특별히 초임계압 영역에서 물성치 계산에 효과적인 대응 방법에 관하여 제안하고자 한다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.396-402
• /
• 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.

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
• /
• 한국에너지공학회 1999년도 춘계 학술발표회 논문집
• /
• pp.177-182
• /
• 1999

감압증발의 효율을 향상시키기 위한 방법으로 액주내의 기포생성에 의한 자기 미립화를 수반하는 과열액분류의 증발을 분사 감압증발이라고 하며, 특히 적절한 방법으로 액체내에 기포핵을 공급하는 경우에는 매우 좋은 증발성능이 얻어 진다는 것이 보고되어 있다. 따라서 본 연구에서는 온배수를 감압증발시켜 저온저압의 증기를 제조하여 MVR로부터 승온승압에 의해 고온의 증기를 얻기위한 것이 연구의 목적이므로, 증발효율향상을 위해 기포핵 공급용 전해전류장치를 설치하고, 감압증발용의 노즐을 원통형 튜브로 대체하기위해 튜브형 노즐로 부터 과열액을 급격히 감압시켜 자기미립화에 의한 증발을 유도하여 전해전류가 증발효율에 미치는 영향을 실험적으로 연구하고자 작동액체로써 물을 사용하고, 액체온도, 액체유량, 과열도 및 기포핵 공급용의 전해전류량을 변화시켜 실험을 수행하였다.(중략)

• 한국산학기술학회논문지
• /
• 제15권9호
• /
• pp.5425-5433
• /
• 2014

본 연구에서는 발전용량이 20kW인 폐열회수용 칼리나 발전시스템의 설계 자료를 확보하기 위하여 EES프로그램을 사용하여 해석하였으며, 암모니아농도, 증기압력, 열원온도 및 냉각수온도가 발전효율에 미치는 영향을 분석하였다. 연구결과에서, 암모니아 농도는 낮을수록, 증기압력은 높을수록 발전효율은 증가하였다. 하지만 암모니아 농도가 너무 낮으면 발전효율이 감소하는 영역이 있었다. 터빈입구의 증기압력이 높아지면 발전효율도 높아지며, 암모니아 농도가 높을수록 증기압력의 영향을 더 많이 받는 것으로 나타났다. 최대의 발전효율을 얻기 위한 암모니아 농도, 증기압력, 열원온도 및 냉각수온도 조건이 존재한다는 것을 알 수 있었다. 20kW의 발전시스템에서는 증기압력은 25bar, 열원온도는 $160^{\circ}C$, 냉각수온도가 $10^{\circ}C$일때 암모니아 농도가 0.4에서 발전효율은 최고로 15%까지 가능하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.334-339
• /
• 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.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
• /
• pp.473-480
• /
• 1996

영광 3/4호기 mid-loop 운전중 잔열제거(RHR) 기능 상실사고시 열수력적 현상을 최적 전산코드인 CATHARE2를 이용하여 해석하였다. 이러한 사고시 열수력적 현상은 일,이차측 냉각재 방출유로와 계통내 비응축성 가스의 거동에 의해 크게 영향을 받는다. 본 연구에서는 2개의 경우를 모의하였는데, 하나는 계통내 방출유로가 있는 경우이며 다른 하나는 방출유로가 없는 경우를 계산하였다. 이 때 사용된 가정은 다음과 같다. (가) 계통은 부분충수 운전 상태로 상부에 비응축성 가스나 증기로 가득 차 있다. (나) 증기발생기는 1대만이 이용 가능하고 이차측은 습식보관 상태이며, 보조급수는 공급되지 않고 이차측 압력은 대기압 상태이다 (다) 사고는 원자로 정지후 2일후 발생한다. 이와같은 조건하에서 사고시 계통 최대압력은 방출유로가 있는 경우 사고후 6,000 초에 0.27 MPa이며, 방출유로를 통한 유량은 총 2.4 kg/s이다. 이 방출유량을 외삽하여 계통수위가 고온관 바닦까지 도달하는데 걸린 시간은 사고후 약 5.67시간이다. 증기발생기 U-튜브를 통한 열전달에 의해 이차측 증기 발생으로 이차측 수위가 하락하면 증기발생기 reflux cooling은 제한을 받을 수 있다. 이 경우 이차측 수위가 U-튜브의 active 영역 상부까지 도달하는데 걸리는 시간은 사고후 약 10시간으로 계산되었다. 그러므로 이 경우 보조급수 공급 여유시간보다 노심 노출시간이 더 빨리 도달하여 노심을 손상시킨다. 사고시 수위지시계는 계통감압에 큰 영향을 주지 못하기 때문에 가능한 빨리 닫아 계통 inventory를 유지하는 것이 이차측 보조급수공급보다 우선한다.합한 설계방안으로 분석되었다.크다는 단점이 있다.TEX>$_2$O$_3$ 흡착제 제조시 TiO$_2$ 함량에 따른 Co$^{2＋}$ 흡착량과 25$0^{\circ}C$의 고온에서 ZrO$_2$와 $Al_2$O$_3$의 표면에 생성된 코발트 화합물을 XPS와 EPMA로 부터 확인하였다.인을 명시적으로 설명할 수 있다. 둘째, 오류의 시발점을 정확히 포착하여 동기가 분명한 수정대책을 강구할 수 있다. 셋째, 음운 과 정의 분석 모델은 새로운 언어 학습시에 관련된 언어 상호간의 구조적 마찰을 설명해 줄 수 있다. 넷째, 불규칙적이며 종잡기 힘들고 단편적인 것으로만 보이던 중간언어도 일정한 체계 속에서 변화한다는 사실을 알 수 있다. 다섯째, 종전의 오류 분석에서는 지나치게 모국어의 영향만 강조하고 다른 요인들에 대해서는 다분히 추상적인 언급으로 끝났지만 이 분석을 통 해서 배경어, 목표어, 특히 중간규칙의 역할이 괄목할 만한 것임을 가시적으로 관찰할 수 있 다. 이와 같은 오류분석 방법은 학습자의 모국어 및 관련 외국어의 음운규칙만 알면 어느 학습대상 외국어에라도 적용할 수 있는 보편성을 지니는 것으로 사료된다.없다. 그렇다면 겹의문사를 [-wh]의리를 지 닌 의문사의 병렬로 분석할 수 없다. 예를 들어 누구누구를 [주구-이-ν가] [누구누구-이- ν가]로부터 생성되었다고 볼 수 없다. 그러므로 [-wh] 겹의문사는 복수 의미를 지닐 수 없 다. 그러면 단수 의미는 어떻게 생성되는가\