• 대한기계학회논문집A
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• 제39권3호
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• pp.249-257
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• 2015

원자력 발전소의 반응로에는 핵분열 에너지를 생성하고 방사성 물질의 유출을 막는 핵연료 집합체가 있으며, 이러한 집합체는 핵연료와 피복관으로 구성되어 있는 핵 연료봉으로 구성되어 있다. 원자로에서 핵연료봉 거동의 안전성을 평가하기 위해 해석적인 방법을 적용하며 이러한 평가 코드를 핵 연료 성능 코드라 한다. 경수로 핵연료 해석에서는 간극의 두께에 따라 열전도도가 크게 영향을 받는 간극 열전도도가 주요 거동해석에 영향을 미친다. 본 연구에서는 간극 두께에 따라 열전도도가 변화하는 3 차원 간극 요소(Gap element)를 제안하였으며, 이를 적용하기 위해 3 차원 열탄성 모듈을 FORTRAN90을 이용하여 개발하였다. 제안된 3 차원 간극 요소를 이용하여 핵 연료봉에서 발생할 수 있는 비대칭적인 형상인 핵 연료 표면에 결함이 생긴 경우 MPS(Missing Pellet Surface)와 핵연료봉의 편심(Eccentricity of the nuclear fuel rod) 형상에 대하여 3 차원 해석을 진행하였다.

• 비파괴검사학회지
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• 제24권2호
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• pp.164-170
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• 2004

중수로 내부구조물 중 칼란드리아관(CT)와 액체주입노즐관(LIN)은 서로 수평으로 90도 교차되게 배열되어 있으며 원자로 내의 열, 방사선, 하중에 의해 creep 현상이 발생되어 처짐이 일어난다. 칼란드리아관은 액체주입노즐관과 동일 재료이나 운전 온도와 방사선 조사량으로 인해 액체주입노즐관에 비해 상당히 열악한 조건에 노출되어 있으므로 처짐이 심각할 것으로 예상된다. 만약 두 관의 접촉이 발생되면 원전 안전성에 영향을 미칠 것이므로 인접관에 대한 접촉여부 점검은 중수로 안전현안 중 하나이다. 이러한 접촉여부를 확인하기 위하여 핵연료채널 내부로 탐촉자를 삽입하여 인접관과의 교차점에서 간격을 직접측정하기 위한 방법으로 원거리장 와전류검사 (RFECT) 기술을 적용하였다. 핵연료채널 인접관인 액체주입노즐관 신호 취득시 발생 가능한 잡음 신호(두께변화, Lift-off, 수축)에 대해 체적적분법에 의한 모델링으로 조사하였고, 신호와 잡음과의 분리 가능한 조건을 확인하였다. 원거리장 와전류검사 적정 조건은 민감도와 투과력 그리고 잡음신호 등을 동시에 고려하여 주파수 1kHz와 코일간격 200m로서 결정하였다. 원거리장 와전류검사 실험 결과 칼란드리아관과 액체주입노즐관 사이의 간격 변화에 대한 신호 특성을 전압평면을 이용하여 상관관계를 도출하였다.

• 대한원격탐사학회:학술대회논문집
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• 대한원격탐사학회 2006년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.178-186
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• 2006

기상 수치예보는 (Numerical Weather Pridiction, NWP)는 바람, 기온, 등과 같은 기상요소의 시간 변화를 나타내는 물리방정식을 컴퓨터로 풀어 미래의 대기 상태를 예상하는 과학적인 방법으로 지구를 상세한 격자 2진부호(GRIdded Binary, 이하 GRIB)로 나누어 그 격자점에서의 값으로 대기 상태를 나타낸다. 지구 각지에서의 각종 관측자료를 기초로 격자점상의 현재값을 구한다. 대용량의 격자데이터는 이진형태이어서 컴퓨터, 서버 저장장치에서 동일형태 데이터로 존재한다. 우리나라 최초의 저궤도 관측 위성인 다목적 실용위성 KOMPSAT-1호(이하, 아리랑 위성1호)는 전자광학카메라(Electro Optical Camera, EOC)를 탑재하여 1999년 12월 21일에 발사된 이후 2006년 1월 현재까지 6여년간 성공적으로 임무를 수행, 7049여회의 영상을 획득하여 국가적으로 귀중한 자료로 활용하고 있다. 아리랑 위성1호는 일일 2-3회 EOC영상을 획득하고 있으며, 임무계획(Mission Planning)은 MP(Mission Planner)가 사용자로부터 자료를 수집하여 임무분석 및 계획 서브시스템(MAPS)에 의해 계산되어진 위성의 제도예측 데이터에 촬영하고자하는 목표지점 좌표를 입력하여 자동명령생성기(KSCG)에 의해 계산된 촬영 경사각도(Tilt)값을 위성에 전송하여 목표지역의 영상을 획득하게 된다. 위성영상 획득에 있어 고가의 위성을 운영하면서 기상의 상태를 정확히 예측하여 실패없이 유효한 영상을 획득하는 것이 무엇보다 중요하다. 본 논문에서는 효율적인 위성임무계획을 위한 기상수치예보 자료를 분석하여 앞으로 발사하게 될 고해상 카메라 탑제위성인 아리랑 위성2호와 3호에 적용하고자 한다. the sufficient excess reactivity to override this poisoning must be inserted, or its concentration is decreased sufficiently when its temporary shutdown is required. As ratter of fact, these have an important influence not only on reactor safety but also on economic aspect in operation. Considering these points in this study, the shutdown process was cptimized using the Pontryagin's maximum principle so that the shutdown mirth[d was improved as to restart the reactor to its fulpower at any time, but the xenon concentration did not excess the constrained allowable value during and after shutdown, at the same time all the control actions were completed within minimum time from beginning of the shutdown.및 12.36%, $101{\sim}200$일의 경우 12.78% 및 12.44%, 201일 이상의 경우 13.17% 및 11.30%로 201일 이상의 유기의 경우에만 대조구와 삭제 구간에 유의적인(p<0.05) 차이를 나타내었다.는 담수(淡水)에서 10%o의 해수(海水)

• 비파괴검사학회지
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• 제33권5호
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• pp.465-471
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• 2013

원전 증기발생기는 원자로 냉각재 계통에서 발생한 열에너지를 터빈 계통의 주급수에 전달하여 터빈을 회전시키기 위한 증기를 생산하는 일종의 열교환기이다. 증기발생기 전열관의 손상은 증기발생기의 구조적 및 누설 건전성 유지 능력을 저해시키기 때문에 주기적으로 와전류검사를 수행하여 전열관의 건전성을 평가한다. 증기발생기 전열관의 건전성 평가는 보통 원자로 연료 재장전 기간 중에 수행된다. 현재 국내 증기발생기 전열관에 적용되는 와전류검사는 KEPIC 및 ASME 코드 요건에 따라 수행되며, 와전류검사 수행에 필요한 검사 시스템은 와전류검사 장치와 수집된 신호를 평가하기 위한 평가 프로그램으로 구성된다. 검사에 적용되는 와전류검사 시스템을 구성하는 핵심기기인 와전류검사 장치는 ASME 및 KEPIC 코드에서 총 고조파 왜곡율, 입출력 임피던스, 증폭기 직선성 및 안정성, 위상 직선성, 대역폭 및 복조필터 응답, 디지털 변환, 채널 간섭 등과 같은 전기적 특성을 측정하도록 규정하고 있다. 이에 따라 본 논문에서는 국내 최초로 개발한 원전 증기발생기 와전류검사 장치의 전기적 특성 측정을 위한 ASME 및 KEPIC 코드 요건을 설명하고, 이 요건에 따른 증기발생기 와전류검사 장치의 전기적 특성의 측정 결과를 제시하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제38권2호
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• pp.163-174
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• 2006

The $Ph{\acute{e}}bus$ FP project is an international reactor safety project. Its main objective is to study the release, transport and retention of fission products in a severe accident of a light water reactor (LWR). The FPT4 test was performed with a fuel debris bed geometry, to look at late phase core degradation and the releases of low volatile fission products and actinides. Post Test Analyses results indicate that releases of noble gases (Xe, Kr) and high-volatile fission products (Cs, I) were nearly complete and comparable to those obtained during $Ph{\acute{e}}bus$ tests performed with a fuel bundle geometry (FPT1, FPT2). Volatile fission products such as Mo, Te, Rb, Sb were released significantly as in previous tests. Ba integral release was greater than that observed during FPT1. Release of Ru was comparable to that observed during FPT1 and FPT2. As in other $Ph{\acute{e}}bus$ tests, the Ru distribution suggests Ru volatilization followed by fast redeposition in the fuelled section. The similar release fraction for all lanthanides and fuel elements suggests the released fuel particles deposited onto the plenum surfaces. A blockage by molten material induced a steam by-pass which may explain some of the low releases. The revaporisation testing under different atmospheres (pure steam, $H_2/N_2$ and steam /$H_2$) and up to $1000^{\circ}C$ was performed on samples from the first upper plenum. These showed high releases of Cs for all the atmospheres tested. However, different kinetics of revaporisation were observed depending on the gas composition and temperature. Besides Cs, significant revaporisations of other elements were observed: e.g. Ag under reducing conditions, Cd and Sn in steam-containing atmospheres. Revaporisation of small amounts of fuel was also observed in pure steam atmosphere.

• 대한기계학회논문집A
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• 제38권12호
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• pp.1421-1426
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• 2014

소듐냉각고속로(Sodium-cooled Fast Reactor, SFR)의 안전성 향상을 위해 고온 증기 Rankine 싸이클 대신 초임계 이산화탄소(Supercritical $CO_2$, $S-CO_2$) Brayton 싸이클을 전력변환 시스템에 사용하는 방안이 제시되고 있다. 이 경우, 중간 열교환기로는 확산 접합(Diffusion Bonding)에 의해 제작되는 미소채널형 열교환기인 PCHE(Printed Circuit Heat Exchanger)가 고려되고 있다. 따라서 본 연구에서는 PCHE 형 열교환기 후보재료인 다양한 오스테나이트계 합금의 확산접합 특성을 평가하였다. 후보재료별로 다양한 조건에서 확산접합부를 제작하고 상온에서 $650^{\circ}C$까지의 인장 특성을 평가하였다. 평가 결과 SS 316H와 SS 347H는 $550^{\circ}C$까지 모재와 유사한 특성을 보였지만 Fe-Ni-Cr 합금인 Incoloy 800HT는 모든 온도에서 인장특성이 감소하였다. 연신율 저하의 원인을 이해하기 위해 접합부 부근의 미세조직을 분석하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제38권12호
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• pp.1415-1420
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• 2014

소듐냉각고속로(Sodium-cooled Fast Reactor, SFR)의 증기 Rankine 싸이클 발전시스템을 높은 열효율과 안전성을 가지는 초임계 이산화탄소(Supercritical carbon dioxide, $S-CO_2$) Brayton 싸이클로 대체하는 방안이 고려되고 있다. 다양한 오스테나이트계 합금이 고온 $S-CO_2$ 환경 열교환시스템 구조재료로 제시되고 있다. 구조재료는 장시간 고온 $S-CO_2$ 환경에 노출됨에 따라 미세구조에 변화가 일어나고, 나아가 기계적 특성의 저하가 발생할 수 있다. 본 연구에서는 오스테니틱 스테인리스강들과 Alloy 800HT를 고온 $S-CO_2$ 환경에 노출시키고, 그에 따른 부식특성 및 인장특성을 평가하였다. 그 결과 $650^{\circ}C$, 250시간 노출 후 316H SS와 800HT에서 큰 연신율 감소를 보였다. $S-CO_2$ 환경이 인장특성 변화에 미치는 영향을 표면 산화막 및 탄화거동을 통해 분석한 결과, 316H 와 800H 의 거동이 큰 차이를 보였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제36권5호
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• pp.513-521
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• 2012

본 연구의 목적은 손상모델의 온도의존성을 고려하여 압력용기강의 취성파괴 거동을 평가하는 것이며, 이를 위해 다중 섬 유전자알고리즘과 와이블 응력모델을 연계하여 대표적 취성파괴 손상모델의 재료상수 결정절차를 개선하였다. 벽개파괴가 예상되는 $-60^{\circ}C$, $-80^{\circ}C$, $-100^{\circ}C$ 온도에서 수행한 SA508 탄소강 재료의 파괴 인성 실험 데이터를 사용하여 개선된 절차에 따른 재료상수를 결정하였고, NUREG/CR-6930과 동일한 결과인 재료상수의 온도의존성을 확인하였다. 최종적으로는 손상모델 재료상수의 온도의존성에 따른 2-매개변수 와이블 응력모델과 3-매개변수 와이블 응력모델의 차이를 정량화하였으며, 공학적으로 활용 가능한 관계식을 제안하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권5호
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• pp.645-660
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• 1995

표준원전을 대상으로하여 저수위 운전시의 잔열제거제통상실사고를 RELAP5/MOD3 및 RELAP5/MOD3.1 전산프로그램을 이용하여 분석하였다. 증기발생기가 이용가능할 때 원자로냉각재계통에 배기 경로가 없는 경우와 배기경로가 있는 경우에 대하여 분석을 수행하였다. 배기경로가 없는 경우에 대해 RELAP5 /MOD3 전산프로그램과 RELAP5 /MOD3.1 전산프로그램으로 비교 분석을 수행하였다. 분석 결과 두 전산프로그램의 계산결과는 정성적인 면 뿐 아니라 정량적 인면도 비교적 잘 일치하였다. 그러나 계산결과로부터 RELAP5 /MOD3의 경우에는 벽 열전달모델의 결함이 발견되어 배기경로가 있는 경우에 대해서는 RELAP5 /MOD3.1 전산프로그램을 이용하여 분석을 수행하였다. 분석결과 원자로정지후 하루가 지났을때 배기경로가 없는 경우에는 두개의 증기발생기로도 잔열이 충분히 제거되지 않아 원자로계통의 압력이 지속적으로 증가하여 사고개시 후4,000초 정도에 원자로계통의 임시밀봉재의 설계압력인 0.24MPa에 도달하였다. 가압기 안전밸브 용량의 세배정도 크기의 배기경로가 있는 경우에는 10,000 초가 지나도 원자로냉자재계통의 압력이 0.24 MPa에 도달하지 않았으며 노심노출이 초래되지 않았다. 분석결과의 상세한 검토를 통해서 저수위 운전시 잔열제거능력 상실사고가 발생하였을 경우 REL-AP5/MOD3.1을 이용한 사고해석 방법론의 타당성을 제안하였으며 또한 적절한 배기용량을 산정하기 위한 자료를 제공하였다.

• 한국수자원학회논문집
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• 제46권11호
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• pp.1069-1078
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• 2013

울산시의 주요 생활용수공급댐인 사연댐 상류 수몰지역 내에 국보 285호인 반구대 암각화가 위치하고 있다. 표고 53~57 m에 위치한 암각화 보존을 위한 여러 가지 방안 중, 사연댐 수위를 60 m에서 52 m로 낮추어 물 밖으로 끄집어내는 안이 주로 검토되어 왔다. 댐의 수위를 인위적으로 조절하는 경우 저수량 및 용수공급량 감소와 더불어 부영양화로 인해 수질이 나빠지게 된다. 본 연구에서는 사연댐 수위조절에 따른 수질악화로 댐의 기능상실과 수질변화로 인해 예상되는 여러 가지 문제점을 검토하였다. Vollenweider 모델과 CSTR (Continuous Stirred Tank Reactor) 모델을 이용하여 수위조절시 변화가 예측되는 대표적인 수질지표인 BOD 및 COD 그리고 조류성장의 주 원인이 되는 총인과 총질소의 농도변화를 분석하였다. 그 결과 사연댐의 수위를 60 m에서 52 m로 조절하는 경우, COD의 농도는 약간 낮아지지만 총질소와 총인은 약 130% 이상 농도가 증가되는 것으로 나타났다. 이러한 변화는 심각한 조류문제를 일으킬 수 있으며, 사연댐의 수질관리를 영양염류의 농도를 대상으로 하는 경우 수질이 악화되는 것으로 나타났다.