• 전기화학회지
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• 제4권3호
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• pp.87-93
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• 2001

외부 Ag/AgCl 기준 전극은 가압형 및 비등형 경수로 환경에 널리 사용되었다. 전극의 채움 용액 (Siting solution)으로 통상 KCl을 사용하는데, 다공성 지르코니아로 만들어지는 플러그를 통한 Cl 이온의 누설이 전극의 전위차 변동을 유발하는 문제가 있다. 누설로 인한 전위차 변동의 문제를 해결하기 위해 채움 용액으로 순수를 사용하였다 순수를 사용하는 경우 상온에서의 AgCl용해도에 의해 Cl이온의 농도가 결정된다. 붕산과 수산화리튬 혼합용액으로 $288^{\circ}C$에서 전극의 안정성 실험을 실시하였다. 약 일주일간 전위차 변화는 10mV 이내였으며, $288^{\circ}C$와 $240^{\circ}C$에서의 온도 사이클링 시험 전후의 전위차 변화는 15mV 이내였다. 이온의 limiting equivalent conductances와 Agar의 수역학적 이론을 토대로 하여 전극의 TLJP을 계산하였다. 전극 채움 용액 내의 Cl이온 농도를 상온에서 측정한 값으로 보정하여 이론값을 계산할 경우, 실험값과 비교적 잘 일치하는 것을 알 수 있었다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제35권10호
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• pp.1337-1345
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• 2011

가압경수로형 원자로의 원자로압력용기 상부헤드에는 많은 제어봉구동장치(CRDM) 노즐이 분포한다. 최근 10 여 년 동안 제어봉구동장치 alloy 600 CRDM 노즐에서 균열 발생 사례가 증가하고 있으며, 이는 용접과 연관성이 매우 깊은 것으로 알려져 있다. CRDM 노즐에서 발생하는 축 및 원주방향 균열은 유럽과 미국의 원자력 발전소에서 발견되었으며, 사고의 원인은 용접 잔류응력 및 작용하중에 기인하는 일차수응력부식균열(PWSCC)임이 확인되었다. 이러한 이유로 본 연구에서는 유한요소해석을 통해 한국형 원자로의 CRDM 관통 노즐 용접부를 대상으로 용접 잔류응력을 예측하였으며, 특히, 관통노즐의 위치와 형상, 용접부 필렛 형상 및 인접노즐 용접에 의한 영향을 분석하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제14권4호
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• pp.196-203
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• 1982

본 논문에서는 고리 1호기의 기사용 핵연료 집합체를 수송하기 위한 Cask를 설계하였다. 이를 위하여 고리 1호기의 기사용 핵연료 집합체로부터 방출되는 감마선과 중성자를 계산하여 MORSE 및 ANISN전산 코드로써 차폐 계산을 수행하였다. 그 결과, 9개의 집합체를 동시에 수송할 수 있는 Steel Cask가 가장 적합하다는 것을 밝혔다. 이 Steel Cask에 대한 안전성을 평가하기 위하여 연료봉의 중심 온도와 복재온도를 계산하여 핵연료의 용융점보다 훨씬 낮음을 증명하였다. 또한 KENO와 MORSE전산 코드를 사용하여 임계도 계산을 수행하여 미임계 상태임을 증명하였다. 이로써 9개의 기사용 핵연료 집합체를 동시에 수송할 수 있는 Steel Cask를 간단히 설계하였다.

• Corrosion Science and Technology
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• 제20권3호
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• pp.158-168
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• 2021

Austenitic 316 stainless steel was irradiated with protons accelerated by an energy of 2 MeV at 360 ℃, the various defects induced by this proton irradiation were characterized with microscopic equipment. In our observations irradiation defects such as dislocations and micro-voids were clearly revealed. The typical irradiation defects observed differed according to depth, indicating the evolution of irradiation defects follows the characteristics of radiation damage profiles that depend on depth. Surface oxidation tests were conducted under the simulated primary water conditions of a pressurized water reactor (PWR) to understand the role irradiation defects play in surface oxidation behavior and also to investigate the resultant irradiation assisted stress corrosion cracking (IASCC) susceptibility that occurs after exposure to PWR primary water. We found that Cr and Fe became depleted while Ni was enriched at the grain boundary beneath the surface oxidation layer both in the non-irradiated and proton-irradiated specimens. However, the degree of Cr/Fe depletion and Ni enrichment was much higher in the proton-irradiated sample than in the non-irradiated one owing to radiation-induced segregation and the irradiation defects. The microstructural and microchemical changes induced by proton irradiation all appear to significantly increase the susceptibility of austenitic 316 stainless steel to IASCC.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권1호
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• pp.109-118
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• 2023

In this paper, the evaluation method of fluidelastic instability (FEI) of newly designed steam generator tubing in pressurized water reactor (PWR) nuclear power plants is discussed. To obtain the parameters for prediction of the critical velocity of FEI for steam generator tubes, experimental research is carried out, and the design parameters are determined. Using CFD numerical simulation, the tube array scale of the model experiment is determined, and the experimental device is designed. In this paper, 7 groups of experiments with void fractions of 0% (water), 10%, 20%, 50%, 75%, 85% and 95% were carried out. The critical damping ration, fundamental frequency and critical velocity of FEI of tubes in flowing water were measured. Through calculation, the total mass and instability constant of the immersed tube are obtained. The critical damping ration measured in the experiment mainly included two-phase damping and viscous damping, which changed with the change in void fraction from 1.56% to 4.34%. This value can be used in the steam generator design described in this paper and is conservative. By introducing the multiplier of frequency and square root of total mass per unit length, it is found that the difference between the experimental results and the calculated results is less than 1%, which proves the rationality and feasibility of the calculation method of frequency and total mass per unit length in engineering design. Through calculation, the instability constant is greater than 4 when the void fraction is less than 75%, less than 4 when the void fraction exceeds 75% and only 3.04 when the void fraction is 95%.

• 에너지공학
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• 제14권1호
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• pp.54-61
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• 2005

한국형 신형원자로1400(APR1400)은 3983MWt급의 2×4 루프 개량형 가압경수로(PWR)로서 대형 냉각재상실사고 발생시 안전주입수의 원자로용기 직접주입(DVI) 방식을 채택하고 있으며, 안전주입수탱크(SIT) 내부에 유량조절기(Fluidic Device, FD)를 장착하고 있다. 본 연구에서는 신형원자로 1400의 안전주입계통에 새로이 적용된 주요 특징 중 하나인 유량조절기에 대하여 최적안전해석코드인 TRAC-M/F90, 3.782버전을 이용한 성능평가 및 민감도 분석을 수행하였다. 연구결과 유량조절기가 안전주입수의 원자로 유입을 적절하게 조절하고 있음을 확인하였으며, 안전주입수탱크 내부의 압축질소체적 감소가 안전 주입수체적 감소에 비하여 노심의 급냉 완료 시점을 빠르게 하였다. 또한 안전주입계통의 전체 저항계수(K factor)가 최소 또는 최대일 때 노심의 급냉 완료 시점은 평균값인 경우보다 다소 늦어졌으나, 피복재 최고온도(PCT)는 상대적으로 큰 차이가 발생하지 않았다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권3호
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• pp.317-326
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• 1995

증기발생기의 수위제어시스템에 대해 특히 저출력시 수위제어의 문제점을 분석고찰하고 퍼지제어기 법을 기반으로 한 안정되고도 신속한 수위제어에 관한 연구가 주로 수행되었다. 문제해결의 한 방안으로서, 중요 제어변수임에도 불구하고 저출력운전시 저유량구간의 추정불량으로 인해 사용할 수 없는 유량신호를 대신하여 밸브개도를 이용한 대체정보를 채용하였으며 또한 소속함수크기의 유동적인 조정방법을 이용하여 수위오차가 크게 발생한 과도상태시에는 신속한 수위회복이 이루어지도록 하였다. 실제운전환경에서 제시된 제어기를 튜닝 하기 위한 방법으로서 제어성능지수 및 decent method를 이용한 소속함수의 self-tuning 기법을 제시하였다. 원자력 연구소의 연수원에 설치된 교육훈련용 시뮬레이터에서 수행된 실험결과는 제시된 제어기 및 튜닝방법의 안정되고 우수한 성능구현 및 실질적 인 유용성을 보여주고 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제23권2호
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• pp.183-199
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• 1991

가압수형 원자로 가압기의 오동작 보조살수 과도시 용기벽에서의 온도분포에 대한 과도응답을 해석하였으며, 해석은 분무수적으로 젖게되는 용기벽면에서 나타나는 열응력에 대하여 보수적으로 수행되었다. 수적이 부딪혀서 흘러내리는 용기벽의 내부경계면에서 강제대류열전달계수를 결정하기 위하여, 분무수적들이 살수노즐을 떠나 수증기와 비응축성인 수소기체로 이루어진 혼합기로 채워져 있는 가압기 내부공간을 통하여 비행한 후에 용기내부벽면에 도달할 때의 수적들의 과도온도를 예측하였다. 용기벽에서의 과도온도분포는 유한요소법을 사용하여 구하였으며, 대표적인 결과들을 제시하였다. 열해석의 결과는 입력자료에 대한 묘사와 부합되며, 타당한 물리적 의미를 가짐 이 확인되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제22권1호
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• pp.12-19
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• 1990

1981년 6월 9일 고리 1호기 원자력발전소에서 발생한 외부 전원 상실사고 자료를 근거로 RELAP5/MOD2코드모델 평가를 하였다. 계산된 주요 열ㆍ수력학 변수를 실측자료와 비교 분석하였으며 증기발생기의 Nodalization 민감도 분석이 수행되었다. 계산된 열ㆍ수력학 변수는 실측치와 비교적 잘 일치하고 있으며, 이러한 유형의 사고 분석에 RELAP5/MOD2가 적합하다는 것을 보였다. 그러나 가압기 압력과 수위변동에서는 상당한 차이를 보였으며 높게 계산되었다. 이러한 사실은 RELAP5의 수직관에서의 층류 열전달 모델에 기인하는 것으로 해당모델의 개선을 요하고 있다는 것을 알았다. 그리고 증기발생기의 Nodalization 연구를 통하여 수위변동을 잘 예측하기 1위해서는 증기발생기 증기 Dome와 Downcomer사이에 압력을 전달시켜주는 유로를 모델링 하여야 한다는 것을 알았다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제20권1호
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• pp.49-55
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• 2024

Stainless 630 (or 17-4PH) is a precipitation-hardening martensitic stainless steel that has excellent mechanical properties and corrosion resistance. These characteristics make the STS630 to be used as a consisting material for various components such as spider, pin, spring, and spring retainer, of the control rod drive mechanism (CRDM) in pressurized water reactors (PWRs). In general, it is well known that the oxide layer of stainless steel consists of a duplex layer, a compact inner layer of FeCr₂O₄ spinel, and a coarse-grained outer layer of Fe₃O₄ spinel in PWR primary coolant condition. However, the characteristics of the oxide layer can be sensitively influenced by various water chemistry conditions such as temperature, dissolved oxygen, dissolved hydrogen, pH, pH adjuster type, and exposure time. In this work, we investigate the corrosion properties of the STS630 as a function of coolant temperature in an NH3 alkaline solution for its boron-free application in a small modular reactor, to confirm the feasibility for usage as a boron-free SMR structural material. As a result, oxide layer of corroded STS630 is consist of double-layer oxides consisting of a Cr-rich dense inner oxide and a Fe-rich polyhedral outer particles like as that in commercial PWR primary coolant. The corrosion rate of STS630 increases with increase in test time and temperature and the corrosion rate-time model equation was developed based on experimental data. Overall, it is expected that the results in this study provides useful data for the corrosion behavior of STS630 in alkaline environments, contributing to the development of selecting suitable materials for SMRs.