• 대한기계학회논문집B
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• 제40권3호
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• pp.165-172
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• 2016

노심보충탱크(Core Makeup Tank, CMT), 안전주입탱크(SafetyInjection Tank, SIT)와 자동감압계통(Auto Depressurization System, ADS)로 구성된 1 계열의 SMART 피동안전주입계통의 주입특성을 파악하기 위한 소형냉각재상실사고(SBLOCA) 모의에 대한 실험적 연구가 수행되었다. SBLOCA의시험은 0.4 인치 안전주입수 배관파단에 대해 수행되었으며, 정상상태 조건은 실험요건서에 제시된 시험 초기 조건을 만족시키도록 746초 동안 운전되었다. 노심 출력 및 안전주입 유량 등의 경계 조건도 적절히 모의되었으며, 안전주입계통 배관에서의 파단, 히터 트립 및 잔열곡선 인가, 원자로냉각재펌프 관성서행(Coastdown), 급수 중단, CMT 및 SIT의 주입, ADS #1 개방이 SBLOCA 시나리오에 따라 적절히 모의되었다. 노심지지원통 내부의 액체환산수위는 파단 초반에 감소하다가 CMT와 SIT가 주입되면서 서서히 회복되었으며, 피동안전주입계통의 주입유량이 노심 수위를 회복하기에 충분한 것으로 판단할 수 있다.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제43권1호
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• pp.118-124
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• 2005

본 연구에서는 폴리피롤로 개질된 Nafion 막에 직접적으로 백금촉매를 담지하는 방법을 제시하고 PEMFC로의 응용을 검토하였다. 개시제로 $FeCl_3$ 및 $Na_2S_2O_8$을 사용하여 피롤을 Nafion 막에 중합하였다. 제저된 PPy/Nafion 복합체 막의 양이온 전도도와 함수율을 측정한 결과, $Na_2S_2O_8$을 사용하여 제조된 복합체 막은 피롤 중합시간이 증가할수록 양이온 전도도와 함수율은 감소하였고, $FeCl_3$의 경우 함수율은 감소하지만 양이온 전도도는 유지되었다. 폴리피롤로 개질된 Nafion 막에 백금 촉매를 화학적 환원법에 의해 함침한 결과, 폴리피롤의 전자 전도성 특성에 의해 백금 담지가 향상됨을 알 수 있었다. 또한 Pt/PPy/Nafion 전극촉매와 확산 전극으로 구성된 MEA를 단위 연료전지 성능평가를 행한 결과, 0.3 V의 전위에서 $569mA/cm^2$의 전류밀도 값을 갖는 연료전지 성능을 얻을 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제14권4호
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• pp.186-195
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• 1982

SYSRAN code를 사용하여 고리 1호기의 중기배관파열사고를 분석하였다. SYSRAN code는 중성자출력과 열선속계산은 각각 점근사 중성자 운동방정식과 집중정수 모형을 이용하고 냉각수 계통 과도현상에 대해서는 전 계통을 균일한 압력으로 취급하여 질량 및 에너지 평형방정식을 이용하여 계산한다. 사고 결과를 심각하게 만드는 노심상태로 부냉각재 온도계수가 커지는 노심말기와 증기발생기의 유체함량이 가장 많은 고온 정지상태를 호기조건으로 하여, 격납용기외부의 가장 큰 배관면적인 1.4f $t^2$ 크기의 증기배관이 파열되었을때 Moody critical flow model에 따라 증기가 방출된다고 가정하여 분석하였다. 그 결과 노심의 최대 열선속은 사고후 60초에 정상상대의 38%로서 FSAR의 26%에 비해 높은 값을 나타냈으나 모든 과도현상의 경향은 FSAR의 결과와 잘 일치하였다. 민감도 조사결과 이 사고는 냉각재밀도 계수와 노심 하부공간혼합인자에 가장 민감한 것으로 나타났다. B bank중 한 개의 RCCA가 완전인출 상태에서 노심에 삽입되지 않았다고 가정했을 경우의 FSAR 분석결과인 $F_{$\Delta$H}$를 3.66으로 Fz를 1.55로 하여 DNBR을 계산해 본 결과, 최소 DNBR은 1.62가 되어 핵연료의 손상은 예상되지 않았다. 점근사중성자 운동방정식, 집중 정수모형 및 질량과 에너지평형 방정식을 이용한 계통 과도 현상모델은 발전소 전 계통의 과도 현상의 경향을 연구하는데 적합한 것으로 밝혀졌다.구하는데 적합한 것으로 밝혀졌다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권10호
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• pp.2204-2220
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• 2020

An open-pool type research reactor is designed and operated considering the accessibility around the pool top area to enhance the reactor utilization. The reactor structure assembly is placed at the bottom of the pool and filled with water as a primary coolant for the core cooling and radiation shielding. Most radioactive materials are generated from the fuel assemblies in the reactor core and circulated with the primary coolant. If the primary coolant goes up to the pool surface, the radiation level increases around the working area near the top of the pool. Hence, the hot water layer is designed and formed at the upper part of the pool to suppress the rising of the primary coolant to the pool surface. The temperature gradient is established from the hot water layer to the primary coolant. As this temperature gradient suppresses the circulation of the primary coolant at the upper region of the pool, the radioactive primary coolant rising up directly to the pool surface is minimized. Water mixing between these layers is reduced because the hot water layer is formed above the primary coolant with a higher temperature. The radiation level above the pool surface area is maintained as low as reasonably achievable since the radioactive materials in the primary coolant are trapped under the hot water layer. The key to maintaining the stable hot water layer and keeping the radiation level low on the pool surface is to have a stable flow of the primary coolant. In the research reactor with a downward core flow, the primary coolant is dumped into the reactor pool and goes to the reactor core through the flow guide structure. Flow fields of the primary coolant at the lower region of the reactor pool are largely affected by the dumped primary coolant. Simple, circular, and duct type discharge headers are designed to control the flow fields and make the primary coolant flow stable in the reactor pool. In this research, flow fields of the primary coolant and hot water layer are numerically simulated in the reactor pool. The heat transfer rate, temperature, and velocity fields are taken into consideration to determine the formation of the stable hot water layer and primary coolant flow. The bulk Richardson number is used to evaluate the stability of the flow field. A duct type discharge header is finally chosen to dump the primary coolant into the reactor pool. The bulk Richardson number should be higher than 2.7 and the temperature of the hot water layer should be 1 ℃ higher than the temperature of the primary coolant to maintain the stability of the stratified thermal layer.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권2호
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• pp.233-242
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• 2018

본 연구에서는 탄소강 심부시추공 처분용기가 가지는 고온에서의 물성 저하와 내부식성 문제 등을 해결하기 위하여, 열전도도가 우수한 SiC를 이용한 심부시추공 처분용기의 제작 가능성을 살펴보았다. 먼저 사용후핵연료 집합체 1다발을 수용할 수있는 심부시추공 처분용기를 설계하였으며, 설계된 처분용기는 내부 SiC 기밀용기와 취급 편의와 심부정치를 위한 외부 스테인리스 용기로 구성하였다. 그리고 SiC 세라믹 용기의 제작 가능성을 확인하기 위해, 1/3 규모의 소형 SiC 용기를 실제 제작하였다. 제작된 SiC 용기에서 시편을 추출하여 열전도도를 측정하였으며, KURT 지하 $70^{\circ}C$ 고온조건에서 3년간 내구성 시험도 실시하였다. 그 결과 SiC는 $100^{\circ}C$에서도 $70W{\cdot}m^{-1}{\cdot}K^{-1}$ 이상의 열전도도를 보였으며, 내구성 시험 후에도 변화가 전혀 보이지 않았다. 따라서 SiC는 높은 열전도도와 우수한 내부식성을 갖고 있어, 심부시추공 처분용기 재료로 적합하다고 보았다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권4호
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• pp.562-570
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• 1995

근래의 ABB/CE형 가압경수로들은, 정상운전 및 예상운전과도상태 중에 허용핵연료설계제한치가 위배되는 것을 방지하기 위하여, 노심 운전상태를 감시하는 디지탈노심감시계통, COLSS(Core Oper-ating Limit Supervisory System)를 보유하고있다. COLSS의 주요 기능 중 하나는. 측정되는 운전조건에 대한 최소 핵비등이탈률을 계산하여, 핵비등이탈에 대한 과출력여유도를 감시하는 것이다. COL-SS에서 최소 핵비등이탈률을 계산하는데 사용되는 CETOP-D 모델은 상세부수로분석코드인 TORC 모델에 대해 보수적으로 벤치마킹되며, 보정상수로서 고온집 합체의 입구유량인자를 사용하고 있다. 본 연구에서는 CETOP-D 입구유량인자를 가장 제한적인 운전조건에서 보수적인 단일 값으로 결정하는 ABB/CE 방법을 배제하고, 운전조건에 따른 CETOP-D 입구유량인자 변화를 상관식형태로 결정하는 “CETOP-D 입구유량인자 최적화기법”을 개발하였다. 개발된 방법을 영광 3,4호기 초기노심의 노심운전영역에 적용한 결과, 기존의 ABB/CE 방법에 비하여 정상운전영역에서 핵비등이탈에 대한 과출력여유도가 2% 가량 증가하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권6호
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• pp.1834-1845
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• 2021

Liquid lead-bismuth cooled fast reactor is one of the most promising reactor types among the fourth-generation nuclear energy systems. The flow and heat transfer characteristics of lead-bismuth eutectic (LBE) are completely different from ordinary fluids due to its special thermal properties, causing that the traditional Reynolds analogy is no longer recommended and appropriate. More accurate turbulence flow and heat transfer model for the liquid metal lead-bismuth should be developed and applied in CFD simulation. In this paper, a specific CFD solver for simulating the flow and heat transfer of liquid lead-bismuth based on the k - 𝜀 - k_𝜃 - 𝜀_𝜃 model was developed based on the open source platform OpenFOAM. Then the advantage of proposed model was demonstrated and validated against a set of experimental data. Finally, the simulation of LBE turbulent flow and heat transfer in a 7-pin wire-wrapped rod bundle with the k - 𝜀 - k_𝜃 - 𝜀_𝜃 model was carried out. The influence of wire on the flow and heat transfer characteristics and the three-dimensional distribution of key thermal hydraulic parameters such as temperature, cross-flow velocity and Nusselt number were studied and presented. Compared with the traditional SED model with a constant Pr_t = 1.5 or 2.0, the k - 𝜀 - k_𝜃 - 𝜀_𝜃 model is more accurate on predicting the turbulence flow and heat transfer of liquid lead-bismuth. The average relative error of the k - 𝜀 - k_𝜃 - 𝜀_𝜃 model is reduced by 11.1% at most under the simulation conditions in this paper. This work is meaningful for the thermal hydraulic analysis and structure design of fuel assembly in the liquid lead-bismuth cooled fast reactor.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제61권1호
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• pp.45-51
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• 2023

PEMFC(고분자전해질 연료전지) 고분자막의 내구성을 향상시키기 위해서 라디칼 제거제와 지지체가 사용되고 있다. 본 연구에서는 화학적 내구성과 물리적 내구성을 향상시키기 위해서 해조류에서 추출한 후코이단과 가교제 역할을 하는 탄닌산을 첨가한 고분자막의 내구성을 평가하였다. 물리적 내구성은 인장강도를 측정해 확인했고, 화학적 내구성은 Fenton 실험으로 측정하였다. 막과 전극합체(MEA)를 제조하여 셀에서 가속 내구 평가를 통해 기계적 내구성과 화학적 내구성을 평가하였다. 인장강도 측정으로 후코이단과 탄닌산의 변형율과 항복강도 등을 향상시켜 고분자막의 기계적 내구성을 향상시킬 수 있음을 보였다. 후코이단이 라디칼 제거제 역할을 함을 Fenton 실험에서 확인했다. 단위전지에서 가속 내구 실험 결과 후코이단은 화학적 내구와 기계적 내구를 모두 향상시켜 무첨가막보다 가속 내구 평가 시간을 38.1% 증가시켰고, 탄닌산을 추가하면 기계적 내구성 향상에 의해 고분자막의 내구성이 13.9% 향상되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권5호
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• pp.1802-1813
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• 2023

Conjugate heat transfer between liquid metal and solid is a common phenomenon in a liquid-metal-cooled fast reactor's fuel assembly and heat exchanger, dramatically affecting the reactor's safety and economy. Therefore, comprehensively studying the sophisticated conjugate heat transfer in a liquid-metal-cooled fast reactor is profound. However, it has been evidenced that the traditional Simple Gradient Diffusion Hypothesis (SGDH), assuming a constant turbulent Prandtl number (Pr_t,, usually 0.85 - 1.0), is inappropriate in the Computational Fluid Dynamics (CFD) simulations of liquid metal. In recent decades, numerous studies have been performed on the four-equation model, which is expected to improve the precision of liquid metal's CFD simulations but has not been introduced into the conjugate heat transfer calculation between liquid metal and solid. Consequently, a four-equation model, consisting of the Abe k - ε turbulence model and the Manservisi k_𝜃 - ε_𝜃 heat transfer model, is applied to study the conjugate heat transfer concerning liquid metal in the present work. To verify the numerical validity of the four-equation model used in the conjugate heat transfer simulations, we reproduce Johnson's experiments of the liquid lead-bismuth-cooled turbulent pipe flow using the four-equation model and the traditional SGDH model. The simulation results obtained with different models are compared with the available experimental data, revealing that the relative errors of the local Nusselt number and mean heat transfer coefficient obtained with the four-equation model are considerably reduced compared with the SGDH model. Then, the thermal-hydraulic characteristics of liquid metal turbulent pipe flow obtained with the four-equation model are analyzed. Moreover, the impact of the turbulence model used in the four-equation model on overall simulation performance is investigated. At last, the effectiveness of the four-equation model in the CFD simulations of liquid sodium conjugate heat transfer is assessed. This paper mainly proves that it is feasible to use the four-equation model in the study of liquid metal conjugate heat transfer and provides a reference for the research of conjugate heat transfer in a liquid-metal-cooled fast reactor.

• 항공우주정책ㆍ법학회지
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• 제30권2호
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• pp.469-497
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• 2015

이 논문은 국제법상 우주폐기물감축 연성법(soft law)의 역할에 관한 것으로 경성법(hard law)인 우주관련조약들인 1967년 우주조약, 1968년 구조협정, 1972년 책임협약, 1975년 등록협약, 1979년 달조약 등 5개 조약은 우주폐기물을 직접적으로 다루는 조약이 아니기 때문에 제외하였다. 특히 1967년 우주조약은 제 9조에서 '유해한 오염'이나 '유해한 방해', '환경의 불리한 변화'라는 용어만 사용할 뿐 이것들에 대한 정의가 없으며, 1979년 달조약 역시 우주조약과 마찬가지로 제7조에 '유해한 오염', '불리한 변화', '환경의 방해', '유해한 영향' 등과 같은 중요한 개념에 대한 정의를 내리지 못하고 있다. 실제로 1978년 "Cosmos 954 사건"에서 가해국인 소련과 피해국이 캐나다가 1967년 우주조약과 1972년 책임협약의 당사국임에도 불구하고 우주관련조약을 원용하지 않고 의정서를 체결하여 해결한 점이 조약의 존재에 대한 의구심을 갖게 하였다. 국가들이 국제환경법이나 국제경제법 분야에서 조약체결이나 보충의정서 체결이 힘든 경우 연성법을 채택하여 문제를 해결하던 방식이 이제는 우주법에도 적용되고 있다. 우주폐기물감축에 관한 연성법으로는 'IADC의 가이드라인', '우주폐기물감축 가이드라인', 우주활동국제행동규범, '우주활동의 장기지속가능성을 위한 가이드라인' 등을 들 수 있다. 많은 학자들이 이러한 결의 속에 나타난 몇 개의 원칙들은 국제관습법을 표명하고 있다고 주장한다. 예를 들어 "우주에서의 핵원료사용에 관한 원칙(NPS원칙)"에서 우주에서의 NPS의 통지나 사용, 책임에 관한 규칙들은 법의 일반적 성격에 대한 기초를 형성하는 것으로 간주되는 '근본적으로 규범창설적 성격'(a fundamentally norm-creating character)을 지닌 것으로 볼 수 있는데, 국가관행이 이를 더욱 증명해주고 있다. 또한 이러한 연성법은 기존의 국제관습법이 성문화되는 과정에서 정확성을 제공하여 도움을 주거나 새로운 국제관습법보다 선행하여 이들이 형성되는데 도움을 주기도 한다. 1974년 11월 12일 UN총회가 총회의 '선언'(declaration)과 '결의'(resolution)는 국제법의 발전에 반영될 수 있는 한 방법으로서 국제사법재판소(ICJ)에 의해서 고려되어야 한다고 한 권고는 그런 의미에서 매우 중요하다. 그러나 E. R. C, van Bogaert도 지적한 바와 같이 이러한 결의나 권고, 가이드라인 등 연성법에 관한 법적가치는 과장되어서는 안 되고, 총회는 권고를 표결할 권한을 갖고 있지만 강제적인 법적규칙을 부과하는 것은 불가능하다. 이러한 권고는 컨센서스(consensus)의 표명으로 보는 것이 가능 하지만 아직 불완전한 법이라는 것이다. 법적 견지로 본다면 연성법은 실제 조약과 동일시하는 것은 불가능하다. 따라서 우주폐기물 감축에 관한 연성법은 엄밀하게 말해서 법적 구속력은 없다. 다시 말해서 이것들은 국가들을 구속하는 법문서는 아니며, 현존하는 우주법에 관한 조약들의 관점에서 볼 때는 일종의 권고의 형태로써 우주관련조약들의 보충적 역할을 할 수 있을 뿐이라는 것이다. 그러므로 연성법의 한계를 넘어서기 위해서는 앞으로 우주폐기물감축 연성법을 바탕으로 우주법의 산실인 UN COPOUS가 법적 구속력 있는 조치를 마련할 것으로 기대해 본다.