본 연구에서는 초음속 증기 이젝터의 작동특성을 조사하기 위하여 압축성 축대칭 Navier-Stokes 방정식의 수치계산을 행하였다. 2차 유동측의 압력 및 배압을 변화시켜 이들 압력이 혼입유량에 미치는 영향을 조사하였다. 연구의 결과로부터 초음속 증기 이젝터에서 2차 유동측 압력 및 배압은 임계 혼입유량에 상당한 영향을 미치며, 1차구동노즐의 형상과 2차유동의 압력이 주어지는 경우 임계혼입 유량비를 예측할 수 있음을 알았다. 수치계산 결과는 실험에서 얻은 임계혼입유량비를 잘 예측하였다.
증기발생기 전열관의 마멸은 유체 유발 진동(flow induced vibration)에 의한 전열관과 증기발생기 상부 지지구조물 사이에서 발생하게 되며 원통 지지대(stay cylinder)상부의 중앙 공공(central cavity) 주변에 집중적으로 발생되는 것으로 보고되고 있다. 국내에서는 1997년 영광 4호기의 증기발생기에 마멸 손상이 보고된 이후 영광 3호기와 울진 3, 4호기에서도 마멸 손상이 발견되고 있으며, 외국에서는 1992-1993년 기간동안 대략 500∼600 개의 전열관이 마멸에 의해 관막음(p1u99ing)된 것으로 보고되었다.(중략)
ASPEN 코드를 이용하여 석탄가스화기에 영향을 주는 온도, 압력, 산화제 및 증기를 변수로 선택하여 각 변수의 변화에 따른 가스화기의 온도 및 생성가스의 조성 변화를 살펴보았다. 석탄가스화기는 combustion zone, char gasification zone 및 gas shift reaction zone의 3부분으로 나뉘어 각 영역의 특성에 맞게 모사 되었다. 온도와 산화제는 석탄가스화기에 커다란 영향을 주는 요소로 나타났고, 압력과 증기 또한 주요 변수인 것으로 나타났다. 본 연구의 궁극적 목적은 석탄가스화기의 운전 조건을 최적화하는데 있다.
본 연구에서는 아음속/초음속 이젝터 시스템의 효과적인 설계를 목적으로, 증기 보일러로부터 발생하는 파열증기를 1차 구동유체로 하는 축대칭 아음속/초음속 이젝터 유동을 실험하였다. 과열증기는 여러형태의 아음속/초음속 노즐에 의하여 이젝터 혼합부로 방출되도록 설계되었으며, 2차정체실 내부에 있는 대기 공기는 증기제트에 의하여 혼합부로 유입된다. 실험에서는 2차정체실의 진공성능을 조사하기 위하여 넓은 범위의 이젝터 자동압력비에 대하여 적용하였다. 본 연구의 결과로부터 이젝터목에서 혼한유동의 정압은 1차 노즐의 형태에 관계없이 이젝터 작동압력비의 함수만에 의하여 결정된다는 것을 알았다.
In this research, burst tests for axial notched steam generator tubes were conducted. To measure the burst pressure of notched tubes, a burst testing system was manufactured. The tests were conducted under internal pressure at room temperature. Part-through-wall and through-wall notches which have various geometries with different depths and lengths were machined by electro-discharged-machined(EDM) method. The burst pressure decreased exponentially with increasing notch length and decreased almost linearly with increasing notch depth. A comparison of the burst pressure with existing burst pressure solutions for cracked tube show that the existing solution agree well with the test results.
가압기고압력 원자로정지여유도(high pressurizer pressure trip margin)에 영향을 주는 요인들에 대한 민감도 분석을 울진 3,4호기 성능해석코드인 LTCUCN computer code틀 이용하여 수행하였다. 그 결과, 초기 가압기압력, 증기우회제어계통의 quick open지연시간, 터빈우회밸브의 quick opening시간, 원자로출력 감발계통의 용량, 원자로출력감발 제어붕 낙하시간, 가압기 살수작동 설정치 둥이 완전부하상실시 가압기압력을 상승시키는 주요인자임을 알 수 있었으며, 증기우회제어계통 및 가압기살수계통의 용량은 최대 가압기 압력에 미치는 영향이 미미한 것으로 판명되었다. 울진 3,4호기의 참조발전소인 영광 3,4호기의 as-built 자료를 토대로 울진 3,4호기의 원자로정지여유도를 계산한 결과 울진 3,4호기는 완전부하상실사건시 37 psi의 정지여유도를 가질 수 있는 것으로 판단된다. 그러나, 원자로출력감발계통이 있는 ABB-CE type의 울진 3,4호기에서는 완전부하상실사건보다 원자로출력감발계통이 동작하지 않는 부하감발사건이 최대 가압기 압력치를 유발하는 사건이고, 다양한 부하상실사건중에도 운전여유도는 확보하고 있음을 알 수 있었다.
빗각 증착은 입사 증기가 기판에 수직하게 입사하는 일반적인 공정과는 다르게 증기가 기판의 수직선과 $0^{\circ}$ 이상의 각을 갖는 증착 방법을 의미한다. 빗각 증착으로 코팅층의 구조를 제어하기 위해서는 기판에 입사되는 코팅 물질의 증기가 일정한 각도를 유지해야한다. 공정 압력이 높아서 증기의 자유행로가 짧아지면 기판에 도달하는 코팅 물질이 일정한 각도를 유지하지 못하기 때문에 코팅층의 구조제어가 어렵고 일반적인 코팅 공정과 유사한 구조의 코팅층을 얻게 된다. 빗각 증착을 공정 압력이 비교적 낮은 전자빔 증착이나 열 기상증착 등의 코팅 공정에서 실시하는 이유이다. 본 연구는 공정 압력이 ${\sim}10^{-3}$ torr로 비교적 높은 스퍼터링 공정에서 빗각 증착을 실시하여 코팅층의 구조제어가 가능한지를 확인하였다. 실험에 사용된 물질은 알루미늄이었으며 빗각은 $0{\sim}90^{\circ}$를 사용하였다. 실험 결과 빗각의 크기가 $60^{\circ}$ 이하에서는 알루미늄 박막의 구조 변화를 관찰하지 못했으며 $45^{\circ}$와 같은 특정한 빗각에서 밀도가 높은 코팅층을 확인할 수 있었다. 이러한 높은 밀도를 갖는 알루미늄 박막은 강판의 부식을 방지하기 위한 보호막으로 적용이 가능할 것으로 판단되며 염수분무시험 결과 200시간 이상의 높은 적청 발생 시간을 보였다. $60^{\circ}$ 이상의 빗각으로 코팅된 알루미늄 박막에서 독립적으로 형성된 주상정을 관찰할 수 있었다. 빗각의 크기가 $90^{\circ}$로 스퍼터링 타겟과 기판을 수직하게 위치시켜도 알루미늄 박막이 코팅되는 것을 확인할 수 있었으며 일정한 각도를 가지는 주상정을 관찰할 수 있었다. 이러한 주상정의 알루미늄은 비교적 큰 표면적을 가지고 있기 때문에 가스 센서 등 다양한 응용분야에 적용이 가능할 것으로 판단된다. 앞서 설명한 실험결과와 같이 스퍼터링과 같이 공정 압력이 비교적 높은 공정에서도 빗각 증착을 이용한 코팅층의 구조 제어가 가능하다는 것을 확인할 수 있었다.
본 연구에서는 화력발전소의 재열기 내에 과열증기가 이상 고온이 될 때 과열증기를 냉각하는 과열증기 냉각기의 온도 안전성에 대하여 열전달 해석을 통해 진단하였다. 과열증기 냉각기 내부에 냉각을 위해 액체상태의 냉각수가 밀폐 공간 내에 존재한다. 이곳은 고온의 과열증기에 노출되어 있는 부분으로 가열에 의해 비등이 발생하면 내부 압력이 상승하여 냉각기가 견딜 수 있는 허용 압력 이상으로 되게 된다. 이렇게 되면 냉각기가 파손되거나 냉각수가 역류가 일어나서 안전하지 않게 된다. 본 연구에서는 이의 진단을 위해 냉각기의 형상을 합리적으로 단순화 하고 단열재 여부, 내부 냉각수의 자연대류 유동 고려 여부 등으로 구분하여 4 가지 경우의 열전달 해석을 수행 하였다. 냉각기 내부에 있는 액체 상태의 냉각수에 대하여 자연대류 유동을 고려하지 않는 경우는 온도 상승과 이에 따른 압력 상승으로 안전하지 않은 것으로 나타났다. 그러나 실제 현상인 냉각수의 자연대류 유동을 고려하고 단열재를 사용한 경우에는 냉각수의 자연대류 유동에 따른 고온 영역에서 저온 영역으로 활발한 열전달이 발생하여 냉각수가 허용온도와 허용압력 이하에서 운전되고 있음을 알았고 이에 따라 과열증기 냉각기는 안전하다는 것을 판단할 수 있었다.
신규 원전에서 추진중인 외벽침수냉각 방식의 적용이 실패할 경우 노심용융물과 원자로공동 내유체의 상호작용으로 인해 증기폭발이 발생하며, 이는 격납건물 및 관통부 배관을 포함한 각 구조물의 건전성을 위협할 수 있다. 본 논문에서는 선행연구 분석결과를 토대로 증기폭발 현상을 모사할 수 있는 개선된 해석기법을 도출하고 알루미나 실험 모사를 통해 타당성을 확인하였다. 또한 동일한 기법을 원자로공동 해석에 적용하여 가상 파손위치에 따른 증기폭발 압력이력을 예측하였으며, 측면파손에 의한 최대압력 값이 하부파손에 의한 것보다 최대 70% 정도 높음을 보였다.
영광 1호기의 일차계통인 원자로 냉각재 평균온도( $T_{avg}$)를 적정값으로 미세조정하여 운전할 때, 2차계통 주요 운전변수인 주증기압력이 상승하고 터빈출력이 상승함을 발견하여 이에 대한 터빈사이클 열성능 변화를 발전소 전체 열평형 계산에 의해 정량적으로 파악하고, 그 원인을 열역학 2법칙에서의 엔트로피개념을 이용한 유용에너지의 최대값인 엑서지이론을 적용하여 분석하고자하였다. 분석 결과 열평형 계산에서는 전체 열량의 대부분인 63.2%가 복수기에서 손실되는 것으로 나타나는 반면, 열역학 제2법칙의 엑서지를 이용한 분석에서는 비가역손실이 주로 터빈(전체 엑서지의 12.7%)에서 일어나고 그 다음이 복수기(5.7%), 급수가열기(2.1%) 그리고 1,2단 재열기 (1.0%)의 순으로 전체 사이클에서 일어나며, 주증기 압력이 상승할 때 터빈 출력이 상승하는 주원인은 주증기의 유용성(엑서지)이 크게 증가하는 것에 비해 터빈사이클에서의 비가역손실은 적게 증가하기 때문으로 나타났다.다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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