• 한국에너지공학회:학술대회논문집
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• 한국에너지공학회 1999년도 추계 학술발표회 논문집
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• pp.149-154
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• 1999

This paper describes a passive safety injection system with free piston Stirling pump working withabundant decay heat in the nuclear reactor during the hypothetical accident. The water column in the tube assembly connected from the hot chamber to the cold chamber in the pump oscillates periodically due to thermal volume changes of non-condensable gas in each chamber. The oscillating pressure in the water column is converted into the pumping power with a suction-and-bleed type valve assembly. In this paper a dynamic model describing the frequency of oscillation and pumping pressure is developed. It was found that the pumping pressure is a function of the temperature difference between the chambers. Also, the frequency oscillation depends on the length of the tube with water column.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권7호
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• pp.1148-1153
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• 2018

The Leaking Fuel Experiment test facility was designed to simulate the activity release from spent leaking fuel rods under steady state and transient conditions in the spent fuel pool. The experimental rig included an electrically heated fuel rod with different defects and a cooling system. The fission product transport was simulated by potassium-chloride. The conductivity changes of the water in the cooling system were measured to provide information about the amount of released solution. Defects of different sizes and positions were applied, together with a wide range of rod powers to simulate decay heat. The produced data can be used for predicting the activity release from leaking fuel under storage conditions and for the interpretation of fuel examination procedures.

• 시스템엔지니어링학술지
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• 제17권2호
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• pp.82-90
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• 2021

The spent fuel pool (SFP) of a nuclear power plant functions to store the spent fuel. The spent fuel pool is designed to properly remove the decay heat generated from the spent fuel. If the cooling function is lost and proper operator action is not taken, the spent fuel in the storage pool can be damaged. Probabilistic safety assessment (PSA) is a safety evaluation method that can evaluate the risk of a large and complex system. So far, the probabilistic safety assessment of nuclear power plants has been mainly performed on the reactor. This study defined the requirements and the functional architecture for the probabilistic safety assessment of the spent fuel pool (SFP-PSA) by applying the systems engineering process. And, a systematic and efficient methodology was defined according to the architecture.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권3호
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• pp.1191-1198
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• 2023

Bentonite buffer material is a critical component in an engineered barrier system (EBS) for disposing high-level radioactive waste (HLW). The bentonite buffer material protects the disposal canister from groundwater penetration and releases decay heat to the surrounding rock mass; thus, it should possess high thermal conductivity, low hydraulic conductivity, and moderate swelling pressure to safely dispose the HLWs. Bentonite clay is a suitable buffer material because it satisfies the safety criteria. Several additives have been suggested as mixtures with bentonite to increase the thermal-hydraulic-mechanical-chemical (THMC) properties of bentonite buffer materials. Therefore, this study investigated the geotechnical, mineralogical, and THMC properties of several candidate additives such as sand, graphite, granite, and SiC powders. Datasets obtained in this study can be used to select adequate additives to improve the THMC properties of the buffer material.

• 방사성폐기물학회지
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• 제8권3호
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• pp.189-199
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• 2010

고준위 방사성 폐기물 처분장의 경우 폐기물의 방사성 붕괴에 의해 열이 발생되며, 암반을 통한 열전달에 의해 처분장 주변 환경이 변화됨으로써 처분장의 안전성에 영향을 미칠 수 있다. 그러므로 지하 처분장 대기의 열전달계수를 결정하는 것은 매우 중요하다. 이에 본 연구에서는 Korea Atomic Energy Research Institute Underground Research Tunnel (KURT)에서 내부 환경 인자들의 측정을 통해 강제대류시 열전달계수를 산정하였다. 실험을 위해 KURT 내 히터구간의 막장 벽면에는 길이 2 m, 용량 5 kw의 히터를 삽입하여 암반 내부를 $90^{\circ}C$로 가열하였고, 외부와 연결된 급기용 팬에 의해 신선한 공기를 공급하였다. 연구결과, 외부공기 공급 후 히터구간 대기의 기류속도는 평균 0.81 m/s로 측정되었고 레이놀즈수는 약 310,000~340,000의 값을 나타냈다. 그리고 강제대류조건에서 히터구간 내 계절별 열전달계수는 각각 여름철 $7.68\;W/m^2{\cdot}K$와 겨울철 $7.24\;W/m^2{\cdot}K$의 수치를 나타냈다.

• 에너지공학
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• 제27권4호
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• pp.27-35
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• 2018

피동원자로건물냉각계통(PCCS)은 사고 발생 시 원자로건물로 방출된 열을 제거하여 원전의 건전성을 보장하기 위해 설계되었다. PCCS의 열제거 성능은 증기-공기 혼합물의 응축열전달에 의해 결정된다. 본 연구에서는 응축열전달계수의 예측 정확도를 향상시키기 위해 새로운 상관식을 이식한 MARS-KS 코드를 사용하여 PCCS의 열제거 성능을 평가하였다. MARS-KS 코드에 사용된 새로운 상관식은 압력, 벽면과냉도, 비응축성 기체 질량분율 및 응축튜브의 종횡비와 같은 열전달계수에 영향을 미치는 변수들을 이용하여 개발하였고, 이는 MARS-KS코드의 기본 응축 모델인 Colburn-Hougen 모델을 대체하여 적용되었다. 대형파단 냉각재상실사고 발생 시 PCCS의 운전에 따른 다양한 열수력학적 변수들을 분석하였고, 열제거 성능 평가를 위해 새로운 상관식이 적용된 MARS-KS 코드의 원자로건물 압력거동 계산결과와 기존의 응축모델을 이용한 해석결과를 비교하였다.

• 한국해양환경ㆍ에너지학회지
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• 제3권2호
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• pp.33-40
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• 2000

해상에 설치되는 담수화 공장의 가동에 따른 환경영향평가를 위하여 고온고염 배출수의 확산을 예측하였다. 진해만에 설치될 담수화 공장에서는 200ton/일의 해수를 유입하여 50ton은 담수화 하고 150ton은 고온고염수로서 배출한다. 배출되는 해수의 수온은 15℃ 상승되며, 염분은 약 1.33배 증가된다. 배출수의 확산예측에서는 2차원 조류모델로 이류를 계산하며, 몬테카르로 방법으로 난류확산을 재현한다. 배출수에 의한 수온상승의 예측에서는 대기를 통한 열량 방출을 감소요인으로 고려하였으며, 100일간의 계산을 통하여 평형상태의 확산분포를 재현하였다. 고염수에 의한 확산에서는 감쇠가 없는 것으로 간주하였으며, 약 1년간의 계산을 통하여 평형상태의 확산분포를 재현하였다. 평형상태에서 배출수에 의한 수은상승과 염분상승은 배수구 근처에 국한되어 나타났으며, 각각 약 0.01℃와 0.001‰의 상승폭을 보였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제16권1호
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• pp.11-17
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• 1984

매우 작은 규모의 냉각재 상실 사고후($\leq$0.05ft$^2$) 어떤 일이 일어나는 가를 더 잘 이해하기 위해 고리 1호기에 대한 샘플 계산을 수행하였다 깨진 크기가 0.006 ft$^2$ 보다 큰 사고에 대해서는 냉각재 상실이 보충되는 양을 초과한다. 0.008 ft$^2$ 보다 큰 깨진 크기에 대해서는 잔열은 깨진 곳을 통해 완전히 제거된다. 이와 같은 결과에 비추어 고리 1호기는 매우 작은 규모의 냉각재 상실 사고의 전 영역에 걸쳐 비교적 안전하다고 결론지었다. 하지만, 900MWe 나 1200MWe 를 가진 원자로에 있어서, 어떤 깨진 크기에 대해서는 이 사고가 주의깊게 고려되어야 한다. 자연 순환에서 pool boiling 으로 또는 pool boiling에서 자연 순환으로 천이할때, 특별히 운전자와 안전 분석에 문제점을 남긴다. Primary pump shutoff, HPI pump shutoff, break isolation, opening relief valve의 운전자 간섭에 대해서도 논의 되었다. Shutoff 후 HPI pump의 연속적인 운전은 primary system의 건전성을 위협하지 않는다는 것이 증명되었다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제29권9호
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• pp.1022-1031
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• 2005

Temporal behavior of the laser induced incandescence (LII) signal is often used for soot particle sizing, which is possible because the cooling behavior of a laser heated particle is dependent on the particle size. In present study, LII signals of soot particles are modeled using two non-linear coupled differential equations deduced from the energy- and mass-balance of the process. The objective of this study is to obtain an appropriate calibration curve for determining primary particle size by comparing the gated signal ratio and double-exponential curve fitting methods. Not only the effects of laser fluence and gas temperature on the cooling behavior but also heat transfer mechanisms of heated soot particle have been investigated. The second-order exponential curve fitting showed better agreements with the LII signals than the gated signal ratio method which was based on the lust-order exponential curve fit. And the temporal decay rate of the LII signal and primary particle size showed nearly linear relationship, which was little dependent on the laser fluence. And it also could be reconfirmed that vaporization was dominant process of heat loss during first loons after laser pulse, then heat conduction played most important role while thermal radiation had little influence all the time.

• 한국지반공학회논문집
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• 제34권1호
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• pp.17-24
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• 2018

심층 처분시설에서 완충재는 지하수의 유입을 최소화하며, 역학적인 충격을 흡수하는 중요한 역할을 한다. 사용후 핵연료로부터 발생하는 붕괴열은 완충재의 온도를 변화시켜 역학적 성능에 큰 영향을 미치기 때문에 완충재 온도변화에 대한 정확한 예측이 필요하다. 이러한 온도 변화는 완충재의 열물성인 열전도도, 밀도, 비열에 영향을 받으며, 이에 대한 영향이 심층 처분시설의 열 해석에 고려되어야 한다. 특히 이들 열물성은 벤토나이트 완충재의 밀도와 함수비에 따라 변화하기 때문에 이에 대한 영향이 해석에 포함되어야한다. 따라서 본 연구에서는 완충재의 밀도와 함수비 변화 영향을 고려할 수 있는 유한요소법 기반의 열 해석 수치모델을 설정하였다. 또한 수치모델을 바탕으로 매개 변수 연구를 수행하여 각각의 열물성이 완충재의 온도 변화에 미치는 영향에 대해 살펴보았다.