• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.473-480
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• 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\

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.663-668
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• 1997

한국형 차세대 원자로(KNGR)는 안전주입계통에 Advanced Design features를 채택하고 있는데, 그 중의 하나가 안전주입의 주입구를 Downcomer Annulus의 상부에 위치시킨 Direct Vessel Injection(DVI)으로서 영광 및 울진 3&4호기의 Cold Leg Injection(CLI)과는 다른 설계 개념이다. 본 논문에서는 DVI가 채택된 KNGR에 대하여 기존의 C-E형 발전소 해석에 적용한 C-E Evaluation Model(EM)을 사용하여 대형파단 냉각재상실사고를 해석해 보고자 하였다. 먼저 DVI의 Modeling은 KNOGR의 참조 발전소라 할 수 있는 System80+에서 Modeling한 것과 같이 CLI 해석에 사용한 Nodalization Scheme 중 Cold Leg Node에 연결된 SIT 만을 Downcomer Annulus Node에 연결하는 방법을 사용하여 DVI 해석을 수행하였다. 아울러 기존의 안전주입 형태인 CLI에 대한 해석을 KNGR에 대해 병행하여 수행함으로써 DVI와 CLI의 ECCS performance를 비교하고 CLI 대비 DVI의 특성을 알아보았다. 또한 DVI의 해석에 있어서 SIT와 Cold Leg이 함께 연결되는 Downcomer Annulus Node를 상하 2개로 분리하여 SIT와 Cold Leg 각각에 연결시킴으로써 DVI 주입구의 위치에 대한 보다 정확한 Modeling을 시도하였다. 그 결과 DVI 주입구의 높이를 고려한 경우가 DVI의 일반적 물리 현상에 근접하게 계산되는 것으로 판단되나 현재로서는 특별한 검증 수단이 없으므로 향후 Licensing 해석 수행에 앞서 방법론을 포함한 이에 대한 보다 심도 있는 검토가 필요할 것으로 판단된다.

• Korean Journal of Materials Research
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• v.10 no.6
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• pp.445-449
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• 2000

Nickel ferrite $(Ni_{0.75}Fe_{2.25}O_4$ was synthesized by co-precipitation method in order to investigate its behavior under conditions of the reactor coolant system in pressurized light water nuclear power plants. Ammonia or potassium carbonate was used as a solution pH control agent, and aqueous ammonia or potassium carbonate solution or secondary distilled water was used as a co-precipitate washing agent. The effects of the pH control agent and the co-precipitate washing agent on the production yield on the basis of the Ni/Fe molar ratio and the particle characteristics of final products were investigated by XRD, SEM, EDX and XPS. The production yield was almost congruent with that of the initial aqueous mixture in case of using potassium carbonate as a pH control agent, while in case of using ammonia, it was quite changed. The difference seemed to be due to the effects of $Ni^{2+}{\leftarrow}NH_3$complexation in the aqueous solution and of the pH of co-precipitate washing agent.

• 한국신재생에너지학회:학술대회논문집
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• 2010.06a
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• pp.192.2-192.2
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• 2010

일반적 의미의 소수력발전은 계곡이나 저낙차의 하천에서 시도되었으나, 한국의 지형과 강수패턴등은 소수력발전을 활성화하기에 어려운 점들이 있었다. 이에 최근에는 정수장, 하수처리장등과 같은 인공구조물에 소수력발전을 설치 운영하는 방향으로 가고 있으며, 특히 화력발전소 냉각공정에 사용되는 해수를 이용한 소수력발전이 크게 성공하였고 확대설치 되어가고 있다. 해안에 위치하는 LNG인수기지에서는 LNG의 기화에 해수를 열원으로 사용하며, 기화공정에서 열교환 후 바다에 배출된다. 이 때 기화해수와 공기와의 접촉으로 생성된 거품은 해양미생물과의 복합작용으로 쉽게 깨어지지 않고 바다로 떠내려가게 된다. 이러한 거품은 시각적 거부감으로 인하여 인근어민들의 불편함을 야기하고 있으며, 또한 배출해수와 일반해수와의 온도차로 인한 인근 어장이나 양식장의 어획고에 미칠 수 있는 부작용의 가능성에 대한 우려는 더욱 방류해수의 적절한 처리를 필요로 하고 있다. 이러한 방류해수의 거품생성을 해결하는 데 있어 근본적인 해결방법은 심층배수법인데, 심층배수 구조물에 발전수차를 추가 설치만 하면 수력발전이 가능하다. 방류해수의 거품관련 환경문제를 해결하면서 동시에 청정전력을 생산할 수 있는 해양소수력발전에 대하여 KOGAS에서는 LNG 인수기지에의 적용가능성을 분석하고 있으며, 방류해수의 낙차와 조수간만의 차를 이용하는 해양소수력발전을 LNG 인수기지에의 적용하는 것으로는 세계최초의 시도이다. 주변지형에 따른 입지여건을 분석하고, 해수계통분석, 소수력발전방법, 수차종류, 수차용량, 수차개수, pond의 크기등을 결정하고, 수리해석 및 경제성분석을 수행할 것이며 소수력발전의 타당성여부에 대한 가늠을 잡고자 한다.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.30 no.2
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• pp.110-115
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• 2010

This study was conducted to estimate the feasibility using thermal image measurement that is applicable to internal leak diagnosis for the power plant valve. Abnormal heating of valve surface associated with high temperature steam f10w toward valve outlet side in the condition of low temperature is a primary indicator of leakage problems in high temperature and pressure valves. Thermal imaging enables to see the invisible thermal radiation that may portend impending damage before their condition becomes critical. When steam flow in valve outlet side in the condition of low temperature is converted into heat transmitted through the valve body due to the internal leakage in valve. The existence of abnormally increasable leakage rate in the valve will result in abnormally high levels of heat to be generated that can be quickly identified with a thermal image avoiding energy loss or damage of valve component. From the experimental results, it was suggested that the thermal image measurement could be an effective way to precisely diagnose and evaluate internal leak situation of valve.

• KSCE Journal of Civil and Environmental Engineering Research
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• v.32 no.2A
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• pp.123-130
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• 2012

A cooling system is indispensable for the fossil and nuclear power plants which produce electricity by rotating the turbines with hot steam. A cycle of the typical cooling system includes pumping of seawater at the intake pump house, exchange of heat at the condenser, and discharge of hot water to the sea. The cooling type of the nuclear power plants in Korea recently evolves from the conventional surface intake/discharge systems to the submerged intake/discharge systems that minimize effectively an intake temperature rise of the existing plants and that are beneficial to the marine environment by reducing the high temperature region with an intensive dilution due to a high velocity jet and density differential at the mixing zone. It is highly anticipated that the future nuclear power plants in Korea will accommodate the submerged cooling system in credit of supplying the lower temperature water in the summer season. This study investigates the approach flow patterns at the velocity caps and discharge flow patterns from diffusers using the 3-D computational fluid dynamics code of $FLOW-3D^{(R)}$. The approach flow test has been conducted at the velocity caps with and without a cap. The discharge flow from the diffuser was simulated for the single-port diffuser and multi-ports diffuser. The flow characteristics to the velocity cap with a cap demonstrate that fish entrainment can significantly be minimized on account of the low vertical flow component around the cap. The flow pattern around the diffuser is well agreed with the schematic diagram by Jirka and Harleman.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers B
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• v.34 no.1
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• pp.19-26
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• 2010

A PEMFC(proton exchange membrane fuel cell) is a good candidate for residential power generation to be coped with the shortage of fossil fuel and green house gas emission. The attractive benefit of the PEMFC is to produce electric power as well as hot water for home usage. The thermal management of PEMFC for RPG is to utilize the heat of PEMFC so that the PEMFC can be operated at its optimal efficiency. In this study, thermal management system of PEMFC stack is modeled to understand the dynamic response during load change. The thermal management system of PEMFC for RPGFC is composed of two cooling circuits, one for controling the fuel cell temperature and the other for heating up the water for home usage. The different operating strategy is applied for each cooling circuit considering the duty of those two circuits. Even though the capacity of PEMFC system (1kW) is enough to supply hot domestic water for residence, heat-up of reservior takes some hours. Therefore, in this study, time schedule of the simulation reflects the heat-up process. Dynamic responses and operating strategies of the PEMFC system are investigated during load changes.