• 에너지공학
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• 제13권1호
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• pp.60-67
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• 2004

규제완화된 경쟁적 전력시장으로의 이행은 전력계통의 운영 및 계획에 있어서 기존의 중앙급전방식과는 다른 새로운 개념을 필요로 하고 있다. 경쟁적 전력시장에서의 전력계통 운영은 경제적 측면을 충분히 고려하여 보다 적은 여유로 운영될 것으로 예상된다. 따라서 SCOPF(Security Constrained Optimal Power Flow서 역할이 커지면서 실시간 안전도 처리에 대한 중요성이 보다 부각되고 있다. 본 논문은 On-Line 상의 적용을 가능하게 하는 SCOP떠 응용을 다룬다. 전력계통의 안전도 여유는 계통의 조건과 부하상황에 따라 시시각각 변화한다. 따라서 안전도 처리를 위한 민감도 계수 역시 전력계통 상태에 따라 재계산되고 적용 시에 갱신 처리되어야 한다. 본 논문의 목적은 안전도 처리를 위한 민감도 계수의 효율적인 사용을 통해 적정 안전도를 확보하여 이 알고리즘을 계통운영상에 실시간으로 적용 가능토록 하기 위함이다. 사례연구에서는 제안된 메커니즘을 간단한 예제계통에 적용하여, 상정사고에 대한 보다 안정적인 결과가 나타남을 보였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제19권1호
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• pp.10-21
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• 1987

극한적인 열제거 기능 상실사고인 급수관 파열사고에 대한 불확실성 해석을 반응표면방법과 Monte Carlo모사를 이용해서 원자력 1호기에 대하여 수행하였다. 여러번의 RELAP4/MOD6를 이용한 급수관 파열사고 해석을 통해 불확실성 해석의 Data Base를 마련하였으며, 비교 목적으로 평가모형 계산도 수행하였다. 급수관 파열사고 이후의 원자로 냉각재계통 최대 압력에 미치는 영향을 조사비교하기 위해 2증류의 입력 Set에 대한 반응표면방법이 활용되었다. 첫 Set는 6개의 주요 발전소 운전변수로 구성되며, 둘째 Set는 5개 주요 모형변수로 구성된다 결과의 비교 분석을 통해 모형변수의 불확실성 이 최대 압력에 미치는 영 향이 운전변수 불확실성의 영향보다 매우 큰 것이 밝혀졌고, 최대 압력 증가의 약 9%에 해 당되는 여유도 개선도 확인되었다. 또한, 평가모델에서 인정되고 있는 초기 냉각재 노심입구 온도에 대한 가정은 잘못된 것으로 밝혀졌다.

• 한국광물학회지
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• 제5권1호
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• pp.6-13
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• 1992

열수변질작용동안에 수반되는 광물간의 열역학적인 반응관계를 통해 325${\circ}C$와 1바에서 광물의 상 안정다이아그램을 작성하였다. 홍주석과 공생관계에 있는 일라이트를 백운모와 엽납석 두가지로 이루어지는 이성분계의 이상적 혼합모델을 가정하여, 화학분석차로부터 생성자유에너지를 계산하였다. 구조화학식이 $K_{0.86}Al_{2.93}Si_{3.03}O_{10}(OH)_2$인 일라이트의 생성작유에너지는 위 조건에서 -1147.727 kcal/mole이다. 일라이트의 안정영역은 이상적 백운모 단성분보다는 훨씬 좁게 나타나며, 시리카의 활동도가 백운모보다는 낮다. 일라이트는 엽납석이 분해되는 동안에 홍주석이 수화되어 형성된 것으로 홍주석의 가장자리나 균열을 따라 일라이트의 형성이 우세하게 일어났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제18권1호
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• pp.17-26
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• 1986

연소를 고려하는 사용후핵연료저장조의 핵임계 안전성 분석에서 검증용 계산 체제와 rack계산 체제 사이의 편차를 신뢰성 있게 결정하는 방법을 시험하였다. 이를 위하여 고리 1호기의 사용후핵연료저장조를 연소를 고려하는 가장 조밀한 rack으로 개념설계하고, 핵연료의 농축도 및 연소도에 따라 증배계수를 계산하였다. 표준값 생산용 Monte Carlo 코드로는 KENO-IV를 그리고 실제 rack 설계용으로는 2차원 충돌화률 코드인 FATAC을 사용하였다. 이 두 계산의 결과를 상호 비교하여 계산 체제 사이의 편차와 이의 경향성 및 신뢰도를 평가하였다. 이 방법을 사용하면 확실한 신뢰도 근거를 마련할 수 있을 뿐만 아니라 반응도 여유면에서 기존의 방법보다 불리하지 않음이 입증되었다.

• 대한족부족관절학회지
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• 제7권2호
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• pp.250-257
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• 2003

Purpose: Pilon fracture is caused by high energy and axial compression forces, and it is often associated with severe comminution and soft tissue injury. Recently, limited internal fixation of this fracture may avoid the soft tissue complications associated with formal open reduction and internal fixation and avoid incongruity of joint margin associated with conservative treatment. We have treated Ovadia and Beals type II or III pilon fracture with limited internal fixation and the results were satisfactory. Materials and Methods: We analyzed 15 cases of Ovadia and Beals type II or III fractures who were treated by limited internal fixation(K-wire or screw fixation) from January 1995 to December 2000. The average follow up period was 20 months(range, 12 to 38 months). According to the Ovadia and Beals classification, seven cases were type II, and eight cases were type III. Radiographic results were assessed by Ovadia and Beals criteria. We also assessed the functional results by Mast and Teipner criteria. Results: Radiographic results showed good in 67% and fair in 33% of cases. Clinical results showed good in 73% and fair in 27% of cases. There were no complications such as wound infection and skin necrosis, but traumatic arthritis were 2 cases. Conclusion: Pilon fractures are high energy injuries with significantly associated soft tissue damage and traumatic arthritis. Limited internal fixation offers good solution to Ovadia and Beals type II or III fracture.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제36권6호
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• pp.528-539
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• 2004

It is essential in commercial reactors that the safety limits imposed on the fuel pellets and fuel clad barriers, such as the linear power density (LPD) and the departure from nucleate boiling ratio (DNBR), are not violated during reactor operations. In order to accurately monitor the safety limits of current reactor states, a detailed three-dimensional (3D) core power distribution should be estimated from the in-core detector signals. In this paper, we propose a calculation methodology for detailed 3D core power distribution, using in-core detector signals and core monitoring constants such as the 3D Coupling Coefficients (3DCC), node power fraction, and pin-to-node factors. Also, the calculation method for several core safety parameters is introduced. The core monitoring constants for the real core state are promptly provided by the core design code and on-line MASTER (Multi-purpose Analyzer for Static and Transient Effects of Reactors), coupled with the core monitoring program. through the plant computer, core state variables, which include reactor thermal power, control rod bank position, boron concentration, inlet moderator temperature, and flow rate, are supplied as input data for MASTER. MASTER performs the core calculation based on the neutron balance equation and generates several core monitoring constants corresponding to the real core state in addition to the expected core power distribution. The accuracy of the developed method is verified through a comparison with the current CECOR method. Because in all the verification calculation cases the proposed method shows a more conservative value than the best estimated value and a less conservative one than the current CECOR and COLSS methods, it is also confirmed that this method secures a greater operating margin through the simulation of the YGN-3 Cycle-1 core from the viewpoint of the power peaking factor for the LPD and the pseudo hot pin axial power distribution for the DNBR calculation.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권4호
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• pp.526-535
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• 1994

KMRR(다목적 연구용원자로) 핵연료의 알루미늄 피복재의 부식거동을 평가하기 위해, 부식 예측치와 노내 부식 실측치의 비교를 통해 유도된 열속인자를 도입한 수정된 Griess 경험식을 유도하였다. KMRR 핵연료의 건전성이 유지되는 부식의 설계기준으로써는 산화층의 박리 방지가 보수적으로 설정되었으며, 산화층의 박리는 산화층에서의 온도차이가 114$^{\circ}C$ 이상에서 일어난다고 보수적으로 가정하였다. KMRR 핵연료의 출력이력을 첫 주기부터 평형주기까지 분석하여, 한계출력이력을 결정하였다. 한계출력이력을 가진 KMRR 핵연료의 부식량 예측계산 결과, 최대 산화층의 두께는 50$\mu\textrm{m}$ 이하였으며, 산화층 박리의 설계기준은 2배의 여유도를 가지고 만족하였다. 따라서, KMRR 핵연료는 피복재의 부식으로 인해 손상되지 않을 것으로 판단된다. 그러나, 수정된 Griess 부식경험식의 KMRR에의 적용 타당성은 KMRR 핵연료의 부식 감시를 통해 추가로 검증될 필요성이 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제40권4호
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• pp.255-268
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• 2008

The greater demand for electricity and the available capacity within safety margins in some operating NPPs are prompting nuclear utilities to request license modification to enable operation at a higher power level, beyond their original license provisions. Such plant modifications require an in-depth safety analysis to evaluate the possible safety impact. The analysis must consider the thermo hydraulic, radiological and structural aspects, and the plant behavior, while taking into account the capability of the structures, systems and components, and the reactor protection and safeguard systems set points. The purpose of this paper is to introduce international experiences and approaches for implementation of power uprates related to the reactor thermal power of nuclear power plants. The paper is intended to give the reader a general overview of the major processes, work products, issues, challenges, events, and experiences in the power uprates program. The process of increasing the licensed power level of a nuclear power plants is called a power uprate. One way of increasing the thermal output from a reactor is to increase the amount of fissile material in use. It is also possible to increase the core power by increasing the performance of the high power bundles. Safety margins can be maintained by either using fuels with a higher performance, or through the use of improved methods of analysis to demonstrate that the required margins are retained even at the higher power levels. The paper will review all types of power uprates, from small to large, and across various reactor types, including light and heavy water, pressurized, and boiling water reactors. Generally, however, the content of the report focuses on power uprates of the stretch and extended type. The International Atomic Energy Agency (IAEA) is developing a technical guideline on power uprates and side effects of power uprates in nuclear power plants.

• Tribology and Lubricants
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• 제37권3호
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• pp.91-98
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• 2021

This paper presents a hydrostatic bearing design and rotordynamic analysis of a turbo expander for a hydrogen liquefaction plant. Th~e turbo expander includes the turbine and compressor wheel assembled to a shaft supported by two hydrostatic radial and thrust bearings. The rated speed is 75,000 rpm and the rated power is 6 kW. For the bearing operation, we use pressurized air at 8.5 bar as the lubricant that is supplied to the bearing through the orifice restrictor. We calculate the bearing stiffness and flow rate for various gauge pressure ratios and select the orifice diameter providing the maximum bearing stiffness. Additionally, we conduct a rotordynamic analysis based on the calculated bearing stiffness and damping considering design parameters of the turbo expander. The predicted Cambell diagram indicates that there are two critical speeds under the rated speed and there exists a sufficient separation margin for the rated speed. In addition, the predicted rotor vibration is under 1 ㎛ at the rated speed. We conduct the operating test of the turbo expander in the test rig. For the operation, we supply pressurized air to the turbine and monitor the shaft vibration during the test. The test results show that there are two critical speeds under the rated speed, and the shaft vibration is controlled under 2.5 ㎛.

• 대한기계학회논문집 C: 기술과 교육
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• 제5권2호
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• pp.135-143
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• 2017

국내 유일의 연구용원자로인 하나로(Hi-flux Advanced Neutron Application ReactOr)는 다목적으로 중성자를 이용하기 위해 개방형 수조 내 노심이 존재하는 구조이며, 노심에서 발생되는 핵분열 열을 제거하기 위한 일차 냉각계통, 그리고 연결된 유체계통이 구비되어 있다. 원자로 수조 상부 근방에서 진행되는 방사성 작업 시 작업자의 방사능 피폭을 최소화하기 위해 수조고온층계통에 의해 상부에 고온층이 형성되어 있으며, 다소 저온 영역에 있는 방사능 가스 및 이물질이 상부로 올라오는 것을 방지하기 위해 수조수 온도를 $50^{\circ}C$이하로 제한하고 있으며 이를 위해 수조수관리계통이 연결되어 있다. 수조수관리계통의 구비된 판형열교환기의 열용량을 정상운전 조건에서 260 kW가 되도록 설계하여 각 수조에서 발생되는 열원을 제거하는지에 대해 평가하였고, 원자로 운전 모드와 관계없이 정상적으로 유체계통이 운전된다면 각 수조의 수조수 온도는 제한치 이하를 유지하고 있음을 확인하였다.