• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.257.1-257
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• 2001

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권2호
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• pp.165-175
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• 1995

가압경수로의 과압보호계통은 가장 심각한 비정상 과도운전시 원자로냉각재계통의 압력을 설계압력의 110% 이내로 유지시킬 수 있는 충분한 용량으로 설계되어져야 한다. 본 연구에서는 ABB-CE 설계의 2825 MWt 가압경수로에 기존의 스프링 탑재형 가압기 안전밸브 대신 SEBIM-POSRV를 채택할 경우 과압보호 기능 수행의 가능성을 연구하였다. 과압보호 기능을 수행하기 위한 SEBIM POSRV의 크기 및 작동 설정치를 영광 3, 4호기의 과압보호 해석에 사용했던 LTC 전산코드를 이용한 분석을 통해서 결정했다. 분석 결과 monobloc SEBIM POSRV를 이용한 과압보호계통은 원자로냉각재계통의 압력을 설계 압력의 110% 이내로 유지시킴으로써 ABB-CE 형태의 2825 MWt급 가압경수로에서 과압보호 기능을 수행할 수 있음이 입증되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.184-184
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• 1999

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.255-255
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.182.1-182
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• 2001

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권2호
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• pp.225-236
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• 1994

SEBIM 밸브 상부에 위치한 밀봉수의 급격한 방출은 밸브 후단의 방출배관계통에 큰 운동량과 관성력의 작용을 초래한다. 본 연구는 밸브개방시 방출배관계통의 후단에 발생하는 열수력학적 과도현상을 분석하기 위한 해석절차 및 해석결과를 다루고 있으며, 이 분석을 위해 RELAP5 /MOD3 를 사용하였다. RELAP5 /MOD3 분석을 위하여, 방출관 계통과 SEBIM 밸브의 개방특성 및 밀봉수 방출등의 적절한 모델방법이 제시되었다. 또한 접합부(junction)와 체적(volume)의 제어 플래그 (flag)에서 옵션(option)의 적절한 선택을 위하여 민감도분석도 수행되었다. 분석결과, SEBIM 밸브 방출배관계통의 밀봉수 방출에 따른 열수력학적 과도현상을 분석하는데 RELAP5 /MOD3가 적절히 사용될 수 있음을 알 수 있었다. 민감도 분석결과로부터, 밀봉수 방출해석을 위해서는 적절한 기하학적 압력분포를 가지는 완만한(smooth) 면적변화 및 비평형 옵션(option), 적절한 시간간격(time step)의 사용이 필수적인 것을 알 수 있었다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2003년도 추계학술대회
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• pp.568-573
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• 2003

When a safety valve equipped in a nuclear power plant opens in an instant by an accident, a moving shock wave propagates downstream the valve, inducing a complicated unsteady flow field. The moving shock wave may exert severe load to the structure. So, to reduce the load acting on the wall of POSRV, a gradual opening of POSRV is adopted in general. In theses connections, a numerical work is performed to investigate the effect of valve opening time on the unsteady flow fields downstream of the valve. Compressible, two-dimensional Navier-Stokes equations are used with the finite volume method. The obtained results show that sharp pressure rise through moving shock tor the case of instant opening is attenuated by employing the gradual opening of valve. It is turned that the flows for the two cases of gradual valve opening time show the similar to that of highly under-expanded one in jet structure having expansion and compression waves and Mach stem. Also, comparing with the results for the two cases of opening time, the shorter the valve opening is, the pressure gradient at the downstream of the valve becomes softly.

• 한국정밀공학회:학술대회논문집
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• 한국정밀공학회 2012년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.717-718
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• 2012

• 에너지공학
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• 제12권2호
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• pp.74-83
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• 2003

APR1400과 같은 차세대 원자력발전소에서는 원자로 안전성을 증진시키기 위하여 SDVS와 같은 계통을 도입하고 있다. 완전급수상실사고와 같은 경우는 POSRV가 개방되어 수조내 Sparger를 통하여 증기가 방출·응축되게 된다 증기가 응축함에 있어서 설계에서 고려해야 될 사항은 하중과 수조 혼합이며 증기제트 응축의 물리적 현상 이해를 통하여 적절한 대처를 마련할 수 있다. 수조내 Sparger를 통하여 분사되는 증기 응축에 대하여 하중과 수조 혼합 검토에 도움이 될 수 있도록 증기제트 응축의 물리적 현상 이해에 대한 검토와 평가를 수행하였다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제27권10호
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• pp.1464-1471
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• 2003

In order to investigate the flows with shock wave in branch, 108$^{\circ}$ elbow and T-junction of the IRWST system of standard Korean nuclear reactor, detail time dependent behaviors of unsteady flow with shock wave, vortex and so on are obtained by numerical method using compressible three-dimensional Navier-Stokes equations. At first, the complex flow including the incident and reflected shock waves, vortex and expansion waves which are generated at the corner of T-junction is calculated by the commercial code of FLUENT6 and is compared with the experimental result to obtain the validation of numerical method. Then the flow fields in above mentioned units are analyzed by numerical method of [mite volume method. In numerical analysis, the distributions of flow properties with the moving of shock wave and the forces acting on the wall of each unit which can be used to calculate the size of supporting structure in future are calculated specially. It is found that the initial shock wave of normal type is re-established its type from an oblique one having the same strength of the initial shock wave at the 4 times hydraulic diameters of downstream from the branch point of each unit. Finally, it is turned out that the maximum force acting on the pipe wall becomes in order of the T-junction, 108$^{\circ}$ elbow and branch in magnitude, respectively.