• 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.

• 해양환경안전학회:학술대회논문집
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• 해양환경안전학회 2007년도 춘계학술발표회
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• pp.91-96
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• 2007

선박에서 발생하는 오수를 처리하기 위하여 연속 회분식 공정을 이용하여 유기물의 제거 특성과 미생물 활성제제 투입에 따른 변화, 반응조내에서 우점하고 있는 Bacillus sp. 균주의 상태를 알아보기 위하여 연구를 하였다. 반응조에서 COD의 제거효율은 98.5%, 암모니아성질소는 90%, 총질소의 제거효율은 95%, 인의 제거효율은 93%로 나타났다. SBR를 이용하여 선박폐수를 처리한 결과 안정적인 처리성능을 나타내었다. 미생물 활성제를 첨가하면 바실러스균의 증식율에 좋은 효율을 타나낼 수 있을 것으로 보인다. $NH_4-N$의 제거율은 활성제 주입량이 많을수록 제거율이 향상됨을 알 수 있으나 T-N의 제거율에서는 차이가 없음을 나타내었다. 반응조에서 바실러스균의 평균 우점율은 24.2% 로 나타났고 각 반응단계에서 안정적인 처리효율을 얻을 수 있어 충분히 우점화 되었다고 판단할 수 있었다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제28권5호
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• pp.535-542
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• 2015

원자로 격납건물은 냉각재상실사고와 같이 내부의 과도한 압력이 유발되는 사고에 있어서도 방사성 물질이 외부로 누출되지 않도록 막는 최종의 방벽이다. 이러한 격납건물의 기능적 중요성에 기인하여, 건설 초기 구조건전성시험(SIT)을 수행한다. 이러한 SIT거동을 가장 실제와 가깝게 예측하기 위한 해석 연구를 수행하였다. 해당 연구의 결과는 2편의 논문으로 정리되었는데, 본 논문은 그 중 II편으로 I편의 해석모델 구성 시의 주요 고려사항의 분석 및 예비해석 결과를 반영한 상세 해석 모델의 구성 과정 및 해석 결과를 제시하고 있다. 특히 비부착식 텐던으로 시공된 구조물에서 덕트관에 의한 강성 저감효과 및 덕트관을 사이에 둔 텐던과 콘크리트간의 밀착 여부에 따른 영향을 해석 시 최대한 고려하고자 하였다. 이러한 과정을 통해 구축된 해석 모델에 따른 변위과 신고리 3호기 SIT 측정변위를 비교한 결과, ASME CC-6000 기준을 충분히 만족시키는 결과가 나타남을 확인하였다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제28권5호
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• pp.523-533
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• 2015

원자로 격납건물은 냉각재상실사고와 같이 내부의 과도한 압력이 유발되는 사고에 있어서도 방사성 물질이 외부로 누출되지 않도록 막는 최종의 방벽이다. 이러한 격납건물의 기능적 중요성에 기인하여, 건설 초기 구조건전성시험(SIT)을 수행한다. 신고리 3호기 SIT 시험 당시 계측된 변위를 예측하기 위한 초기 해석 모델은 일부 위치에서 실제 변위를 과소 평가하는 경향을 보임에 따라 이를 개선하고자 하는 연구가 수행되었다. 해당 연구의 결과를 I 편과 II 편의 논문으로 정리하였으며, 본 I 편에서는 초기 해석모델을 개선해가는 과정에서의 해석모델 구성 시의 주요 고려사항의 분석 및 예비해석 결과를 제시하고 있다. 우선적으로 콘크리트 자체의 해석요소(mesh) 구성과 라이너, 철근, 텐던 등의 요소간의 연결 설정이 중요함을 확인하였다. 또한, 다양한 예비해석의 결과를 통해 비부착식 텐던으로 시공된 구조물에서 덕트관에 의한 강성 저감 효과 및 덕트관을 사이에 둔 텐던과 콘크리트간의 밀착 여부에 따른 강성 영향을 적절히 고려하는 것이 중요함을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권1호
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• pp.162-176
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• 2022

In Lead-based reactor (LBR) severe accident, the meltdown and migration inside the reactor core will lead to fuel fragment concentration, which may further cause re-criticality and even core disintegration. Accurately predicting the migration and solidification behavior of melt in LBR severe accidents is of prime importance for safety analysis of LBR. In this study, the Moving Particle Semi-implicit (MPS) method is validated and used to simulate the migration and solidification behavior. Two main surface tension models are validated and compared. Meanwhile, the MPS method is validated by the L-plate solidification test. Based on the improved MPS method, the migration and solidification behavior of melt in LBR severe accident was studied furthermore. In the Pb-Bi coolant, the melt flows upward due to density difference. The migration and solidification behavior are greatly affected by the surface tension and viscous resistance varying with enthalpy. The whole movement process can be divided into three stages depending on the change in velocity. The heat transfer of core melt is determined jointly by two heat transfer modes: flow heat transfer and solid conductivity. Generally, the research results indicate that the MPS method has unique advantage in studying the migration and solidification behavior in LBR severe accident.