최근, 철도차량 분야에서는 경량화 및 운송 효율화를 위해 복합재 활용에 대한 관심이 높아지고 있다. 이에 따라 다양한 차량 부품에 복합재를 적용하고자 하는 연구 및 상용화 개발이 활발히 이루어지고 있으며, 복합재 적용에 대한 품질 검증을 위해 완성품의 기계적 성능 평가와 같은 사후 측정을 중심으로 평가가 이루어지고 있다. 하지만, 제작 품질에 큰 영향을 미치는 요소인 복합재 성형 과정에서 발생하는 열과 응력에 대한 분석은 미비한 상황이다. 따라서, 본 연구에서는 철도차량용 복합재 부품의 성형 품질을 검증하기 위하여 가장 활발히 사용되는 복합재 내장재 패널 2종(라미네이트 패널, 샌드위치 패널)에 대한 성형 품질 분석을 진행하였다. 이를 위해 복합재 내부 적용에 용이한 FBG 광섬유 센서를 이용하여 성형 과정 동안 온도 및 변형률 변화를 모니터링 하고, 성형 완료 후 발생하는 잔류 변형률 값을 측정하였다. 결과적으로, 과열 현상과 과도 잔류응력이 발생하지 않은 것을 확인함으로써 철도차량용 복합재 내장재 패널의 우수한 성형 품질을 검증하였다.
매설배관은 내부 또는 외부의 결함으로 인하여 leak나 rupture가 발생 할 수 있으며, 가스가 누출 시 큰 사고가 발생할 수 있기 때문에 정량적 위험성평가를 통한 분석이 필요하다. 하지만 현재 매설배관에 대한 위험성 평가시 매설을 고려하지 않거나, 매설 깊이를 고려하지 않고 무조건 배관압력의 1/10으로 가정하는 OGP기준을 사용하고 있는 실정이다. 이에 본 연구에서는 여러 기관의 매설배관 ETA분석자료를 통하여 발생가능 사고 중 Jet fire의 사고피해영향을 분석하였으며, Jet fire의 복사열 계산에 있어서 배관의 매설깊이 인자를 고려한 매설모델을 수립하였다. 사례연구는 New Jersey의 Edison지역에서 발생한 사고를 이용하여 본 모델과 OGP모델을 비교 분석하였다. 연구결과 화염원으로부터 10m거리를 기준으로 매설모델의 복사열 값이 OGP모델에 비해 실제 사례와 비슷한 값을 얻을 수 있었다.
해상 사고에 의한 익수자는 저체온증에 의한 사망 위험에 노출되어 있다. 구명 동의 등을 착용함으로써 부력은 유지할 수 있으나 해수의 낮은 온도에 의한 신체의 열손실은 짧은 시간 내에 체온을 하강시키고 그에 따른 저체온증 사망이 우려된다. 전통적인 구명 동의는 고체형 부력체를 사용하여 부력을 향상 시키고 있으나, 구명 동의에 공기를 채움으로써 부력 및 체온 보존 효과를 얻을 수 있을 것으로 판단된다. 본 연구는 고체형 충진재를 이용한 기존의 비 팽창형 구명 동의와 공기를 채운 팽창형 구명 동의의 단열 성능을 비교하고, 각각의 방법이 체온 변화에 미치는 영향을 정성적으로 평가하고자 한다. 먼저 열저항 모델을 이용한 대략적인 단열 성능의 비교를 실시하고, 유한요소법을 이용하여 Pennes의 신체 열전달 해석을 수행하여 시간에 따른 체온 변화를 수치적으로 검토하였다.
Kim, Hho-Jung;Chung, Bub-Dong;Lee, Young-Jin;Kim, Jin-Soo
Nuclear Engineering and Technology
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제18권2호
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pp.97-106
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1986
1981년 6일 9일 원자력 1호기에서 발생한 77.5% 출력상태에서의 외부전원상실사고를 열, 수력학적최적계산용 코드인 RELAP5/MODl/NSC를 사용하여 모의하였으며 해석결과는 발전소 실측자료와 잘 일치하였다. 원자로 냉각재펌프의 트립에 따른 flow coastdown후에 hot-cold leg온도차에 의하여 자연순환 유동이 형성됨이 확인되었으며 실측자료와 잘 일치하여 이와 관련된 전산코드의 열수력학 적모델의 타당성을 입증할 수 있었다. 또한 위의 사고전개가 정상운전상태인 전출력(100%)에서 재발하였을 경우를 가정하여 해석하였다. 이러한 해석을 통하여 보조급수의 공급과 더불어 증기발생기 PORV의 적절한 작동으로 원자력 1호기 노심잔열을 제거하여 안전성에 문제점을 야기하지 않음을 입증하였다. 최적 계산방법에 의한 사고해석에서는 turbine stop valve 작동시간, 증기 발생기 PORV 설정치 등 non-safety 관련요소들의 특성에 대한 정화한 모의가 필수적이다.
터널 내부에서의 화재의 경우 일반도로와 달리 운전자의 시야 확보가 어려워 대형사고가 발생할 가능성이 매우 높다. 따라서 터널 내부 화재 발생 시 제트팬 용량에 따른 제연 효과에 관한 연구가 필요하다. 본 연구에서는 NIST에서 개발한 화재시뮬레이션인 FDS를 사용하여 제트팬의 유무, 제트팬의 용량에 의해 터널 내부에서 발생한 차량 화재에 대한 제트팬 용량에 따른 연기 거동 및 가시거리, 일산화탄소의 농도를 분석하였다. HRRPUA(Heat Release Rate Per Area)는 $3.6MW/m^2$로 설정하였으며, 모든 해석 시간은 총 600s로 설정하였다. CFD에 의한 가시거리, 일산화탄소 농도 해석은 y=30m, y=110m에서 결과를 확인하였으며 직경과 유량에 따라 연기거동 분석, 가시거리 분석, 일산화탄소 농도를 확인하였다. 제트팬의 직경과 유량이 커질수록 y=30m 후방에서 높은 가시거리를 확인할 수 있으며 일산화탄소 농도가 0ppm임을 확인하였다. 제트팬 직경과 유량이 큰 조건에서는 제트팬 유동의 상류 방향으로 대피하면 인명피해를 최대한 줄일 수 있을 것으로 판단된다.
본 논문에서는 전기철도차량이 운행할 때 이상 전압상승에 의한 문제점을 해결할 수 있는 고조파 제한장치의 적용을 제안한다. 운행 중 열차에 전력을 공급하는 교류가선은 25kV/60Hz의 전기를 공급하기 위하여 사용되지만 철도차량 전기장치의 기술발전에 따라 점차 가선에 포함되는 고조파의 크기 및 주파수의 변형이 다양해지고 있다. 최근 열차안전운행에 심각한 문제가 되고 있는 주회로 기기인계기용변압기(Potential Transformer, PT)의 파손이나 주변압기 등의 열손증가는 가선 전원의 고조파로 인한 순간적인 무효전류의 증가로 생기는 현상이다. 주회로 기기의 저주파형 트랜스포머로 고주파수 성분이 유입되면 트랜스 코어의 히스테리시스에 의한 철손 증가 및 기생 커패시턴스에 흐르는 전류가 증가하므로 발열이 발생하게 된다. 이러한 문제 해결을 위해 최근 시퀀스의 조정으로 전력변환 장치의 인위적인 NOTCH OFF가 적용되었다. 그러나, OFF 신호를 받아 제어하는 방식은 지상과 차상 장치의 상호작용으로 동작하므로 불량 발생 시 무효화 되며, 실제 사고가 발생되고 있다. 따라서, 근본적인 문제해결을 위한 방법으로 고조파 전류가 가급적 변압기에 유입되지 않도록 하는 것이 필요하며, 고조파 전류의 유입으로 인해 빈번하게 발생되고 있는 열차사고를 방지하고 안전한 운행을 위해 열차의 실험 분석과 고조파 제한장치의 시뮬레이션을 통한 장치의 타당성 검증을 위한 연구를 수행하였다.
지구상에 역사가 시작된 이후로 에너지, 경제, 환경 등 3E 문제가 존재해 왔다. 특히, 산업사회의 발전과 더불어 인간의 삶에 대한 욕구도 날로 급속하게 변하고 있다. 주40 시간제가 시행되면서 야외활동을 즐기는 사람들이 많아지고 있다. 가스에 의한 사고도 토요일과 일요일에 가장 많이 발생하고 있다. 따라서 본 논문에서는 부탄 캔의 파열에 따른 화염의 영향으로 인간에게 미치는 영향을 알아보고자 한다. 이를 위하여 API에서 규정한 피해예측을 통하여 평가를 실시하였다. 폭발장소에서의 화염에 의해 미치는 영향 거리를 산출하여 거리별 복사열의 크기를 알게 되면 그 지점에서의 피해는 간단하게 예측할 수 있다. 또한 폭발장소 주변에 위치한 인간에게 미치는 영향을 PROBIT 모델에 적용하여 사고피해예측을 평가하였다. 프로빗 분석에 의하면 화염에서 50cm 이격된 곳은 1도 화상에 의한 손상확률이 97%, 2도 화상에 의한 손상확률은 8%, 화재로 인한 사망확률은 4%로 나타났다.
Kim, Hyo-Jung;Chung, Bub-Dong;Lee, Young-Jin;Kim, Jin-Soo
Nuclear Engineering and Technology
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제18권3호
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pp.175-182
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1986
원자력 1호기의 설계 기준 사고인 외부 전원 상실 사고를 열, 수력학적 최적 계산용 코드인 RELAP5/MOD1/NSC를 사용하여 모의하였다. 본 분석은 최적 계산모델로 수행되었으나, 사고 전개 및 가정등 보수성을 갖는 평가 방법에 의거하였다. 해석결과중 노심평균온도, 증기발생기 및 가압기 수위 등의 중요한 열·수력학적 변수를 원자력 1호기의 최종 안전성 분석보고서의 결과와 비교하였다. 본 해석결과에서 노심평균온도와 가압기 수위는 보다 낮게, 증기발생기 수위는 보다 높게 나타남으로써 더 향상된 안전한계치를 확인하였다. 이것은 본 해석에서 최적 열·수력 모델을 사용하였을 뿐만 아니라 초기치로써 최적 값을 택하였기 때문에 얻어지는 결과이며, 또한 이와 같은 유형의 산고 (2차 계통의 열제거 능력 상실 사고)에서 원자력 1호기의 안전성을 더욱더 입증시켜 주는 것이다.
Journal of Advanced Marine Engineering and Technology
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제40권3호
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pp.165-173
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2016
2011년 3월 11일 리히터 스케일 9.0의 강진과 10-14m파도로 인해 Fukushima Daiichi(FD) 원자력 단지의 주전력과 보조전력이 끊어져 냉각장치가 작동하지 않았고 노심의 열이 제거되지 못해 폭발이 일어나는 사고가 발생했다. 노심의 열이 제거되지 못하면 핵연료 피복재인 지르칼로이(zircaloy)와 같은 금속이 고온 상태에서 수증기와 산화 반응하여 수소를 발생시킨다. 발생된 수소는 격납건물로 방출되는데 방출된 수소가 연소하는 경우 격납건물의 안정성에 영향을 줄 정도의 큰 충격을 유발할 수 있는 수소폭발로 이어질 수 있다. 본 연구에서는 격납건물 내부의 수소 분포를 분석한 연구 [1]에서 제시한 폭발의 위해도가 높은 영역에 대하여 폭발해석을 수행하였으며 수소 폭발이 격납건물의 건전성에 미치는 영향에 대하여 분석하였다. 격납건물 중앙부를 제외하고 수소폭발이 발생하였고 상부에 전체 수소의 40%이상이 모였을 때와 하부 좌측, 우측의 격벽사이에 수소가 모였을 때 큰 폭발이 발생했으며 격납건물 벽면에 큰 응력을 동반하였다.
In liquid metal fast breeder reactors, postulated failures of the plant protection system may lead to serious unprotected accidental consequences. Unprotected transients are generically categorized as transient overpower accidents and transient under cooling accidents. In both cases, core meltdown may occur and this can lead to a molten fuel coolant interaction (MFCI). The understanding of MFCI phenomena is essential for study of debris coolability and characteristics during post-accident heat removal. Sodium is used as coolant in liquid metal fast breeder reactors. Viewing inside sodium at elevated temperature is impossible because of its opaqueness. In the present study, a methodology to depict MFCI phenomena using a flat panel detector based imaging system (i.e., real time radiography) is brought out using a woods metal-water experimental facility which simulates the $UO_2-Na$ interaction. The developed imaging system can capture attributes of the MFCI process like jet breakup length, jet front velocity, fragmented particle size, and a profile of the debris bed using digital image processing methods like image filtering, segmentation, and edge detection. This paper describes the MFCI process and developed imaging methodology to capture MFCI attributes which are directly related to the safe aspects of a sodium fast reactor.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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