• 한국신재생에너지학회:학술대회논문집
• /
• 2010.06a
• /
• pp.208.1-208.1
• /
• 2010

일일 50톤 처리용량의 도시고형폐기물소각설비의 폐열 보일러에서 생산되는 4.0~6.5 bar의 저압증기를 이용하여 전력을 생산하는 축류식 MSTG설비에 있어서 공급증기압력, 입출구의 압력차이에 의한 발전효율을 비교하고, 저압의 증기의 균질화를 위한 기술분리, 정압유지설비 및 증기터빈의 본체의 기수분리된 증기의 응축효율을 증기공급율, 발전효율별로 비교분석하였다. 공급되는 증기의 압력, 증기터빈의 입출구 압력 차이가 높아짐에 따라, 증기의 응축효율이 증가를 하였으며, 배출되는 증기량에 따른 발전효율의 증가는 없었다. 따라서, 가변적으로 변하는 저압의 증기를 기수분리 및 정압을 유지하여도 증기질의 변동이 없으며 그에 따른 증기의 엔탈피 변화가 없으므로 발전 효율의 향상을 기대하기는 어려웠다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1998.05a
• /
• pp.617-622
• /
• 1998

일체형원자로인 SMART에서는 증기발생기와 주순환펌프가 배관으로 연결되어 있지 않고 주순환펌프를 통과한 냉각수가 압력헤더를 통하여 12개의 증기발생기 카세트로 흐르게 된다. 각 증기발생기 카세트를 통과하는 냉각수 유량분포의 비균일도를 운전모드에 따라 계산하여 이 압력헤더가 각 증기발생기 카세트로 흐르는 냉각수 유동분포에 미치는 영향을 분석하고 SMART 주순환펌프 압력헤더의 설계가 설계기준을 만족시키는 지를 검증하였다. 검증계산 결과 비균일도가 정상운전시는 0.8%. 비정상 운전시는 7.1%로 설계기준을 만족시키는 것을 확인하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1995.10a
• /
• pp.344-351
• /
• 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.

• 한국신재생에너지학회:학술대회논문집
• /
• 2009.06a
• /
• pp.794-797
• /
• 2009

중소형 폐기물 소각설비의 폐열보일러에서 생산되는 10 $kg/cm^2$미만의 저압증기를 이용한 증기터빈발전에서 증기의 건도를 높이이 위한 증기 전처리가 필수적이며, 건도를 증가시킨 증기를 이용하여 발전실험을 하였다. 본 연구에 적용된 증기터빈발전기는 마이크로 축류식 증기터빈으로 배압식을 채택하였으며, 증기터빈에 공급되는 증기압력의 증가에 따라 증기공급량, 발전량이 증가하였으며, 이에 따른 발전 효율은 설비의 효율에 따라 변하였다. 또한, 배압식 증기터빈의 경우, 공급.배기측의 증기 압력의 차이가 증가함에 따라 발전을 위한 증기 소비율이 감소하고 발전 효율이 증가함을 볼 수 있었다.

• Proceedings of the Korea Society for Simulation Conference
• /
• 1999.10a
• /
• pp.235-235
• /
• 1999

화력 발전소의 드럼형 보일러 제어 프로세스에 있어 드럼 수위(Drum Level)의 정확한 측정은 매우 중요하다. 만약 드럼 수위가 불안정하게 되면 급수 유량 제어가 불안정하여 증기 온도 제어를 불안정하게 하고, 증기 온도의 변화는 보일러 출구 증기 압력을 변화시켜 연소 제어 계통을 불안정하게 한다. 결국 드럼 수위의 불안정은 발전소 전체 프로세스를 불안정하게 한다. 또한 드럼 수위의 오지시로 인해 수위가 과도하게 높아져 물이 터빈에 유입되면 터빈 날개의 파손을 가져오고, 반대로 수위가 너무 낮으면 과열로 인한 보일러 튜브의 파열을 초래하기도 한다. 특히, 보일러의 기동시 또는 과도상태일 때는 드럼 압력의 변화에 따른 water 및 steam의 밀도 변화로 인한 오차가 크며, 압력 대 밀도(비중)의 관계가 비선형 함수이므로 별도의 압력검출기에 의해 드럼 압력을 측정하여 압력 변화에 따른 오차를 보정해주어야 하는데 아날로그 시스템의 경우에는 이러한 압력 수위 보정을 기준 압력에 대해서만 하므로 기동시 또는 과도상태에서의 수위 제어에 많은 문제점이 있다. 본고에서는 이러한 보일러 드럼 수위 압력 보정의 유.무에 따라 드럼 수위 변화에 대해 시뮬레이션을 하여 압력 보정이 드럼 수위에 미치는 영향을 고찰하고자 한다.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
• /
• 2014.02a
• /
• pp.146.1-146.1
• /
• 2014

증착소재의 증착공정에 있어서 증기압 측정은 중요한 부분이다. 증착소재의 경우 충분한 증기압을 가져야하며, 너무 높아도 안된다. 증착소재의 증착속도는 증기압과 관련이 있으며, 이는 온도와 관련이 있다. 개발된 증착소재의 특성이 우수하나 높은 온도에서 충분한 증기압을 가진다면, 이 증착소재는 증착공정에 있어 비용이 많이 들기 때문에 좋다고 할 수 없다. 따라서 증착소재를 판단하는 가장 기본적인 지표는 증기압 측정이다. 증기압 측정 방법은 끓는점을 이용하였다. 액체상태인 증착소재를 외부에서 열을 가하여 각 압력에 따라 phase transition으로 인해 saturation지점을 측정하였다. 압력은 1.0E-1Torr, 1.0E+0Torr, 1.0E+1Torr의 3point를 측정하여 antoine equation을 이용하여 샘플의 증기압 측정 값을 얻을 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1998.05a
• /
• pp.541-546
• /
• 1998

증기 제트 응축에서 발생하는 응축하중을 실험적으로 고찰하였다. 네 가지 서로 다른 직경의 노즐 (5, 10, 15, 20mm) 과 증기분사기를 응축실험에 사용하였으며, 증기 질량유속과 물온도를 변화하면서 동압을 측정하였다. 실험결과에 의하면 압력파의 진폭은 노즐 직경이 작을수록 작았다. 한편 압력파의 진폭은 일반적으로 물온도가 증가할수록 증가하나 물온도가 어느 한도 이상으로 증가하면 오히려 감소하는 경향을 보였다. 그러나 물온도가 아주 높고 증기 질량유속이 큰 경우에는 불안정한 압력파가 발생할 가능성이 관찰되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1996.05b
• /
• pp.260-267
• /
• 1996

LSTF의 주증기배관 파단사고 실험(RUN SB-SL-01)에 대한 RELAP5/MOD2 해석결과를 제시하고, LSTF의 RUN SB-SL-01 실험결과 중에서 일차측과 이차측 사이의 열전달률에 촛점을 맞추어 증기발생기 이차측 및 일차계통의 압력, 온도 등과 같은 주요변수를 조사하여 RELAP5/MOD2코드의 성능을 평가하였다. 10% 주증기배관파단사고에 관한 최적 평가에서 주요 매개변수의 전체적 추세가 비교적 잘 예측되었다. 원자로압력용기 상층부에서 기포가 발생하는 기간 동안에는 계통 압력에서 작은 차이가 발생함을 알 수 있었는데, 압력차 발생은 가압기가 비어 있거나 원자로압력용기 상층부에서 기포가 발생하기 때문으로 판단된다.

• Journal of Energy Engineering
• /
• v.7 no.1
• /
• pp.44-56
• /
• 1998

Separate heat pipe exchanger is considered as the high thermal transportation equipment, because evaporator and condenser are separately positioned in the long distance. Its characteristics are that the working fluid is circulated naturally by the position height of two exchangers. But the operating characteristics are restricted by the temperature of hot and cold fluid, flow pattern and diameter of vapor line, etc. in this study, the vapor pressure and the minimum height of two exchangers are studied about the factors restricting the operating characteristics.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1995.05a
• /
• 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.