• 유기물자원화
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• 제26권2호
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• pp.95-103
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• 2018

바이오가스 이용 최적화를 위해 탈황 및 제습 전처리시설 가이드라인으로 $H_2S$ 농도는 철염으로 처리가능한 150 ppm으로 설정하고, 제습은 발전기 운전 적정수분 값이며 EU회원국에서 바이오가스 활용 시 적용하는 상대습도 60 %로 설정하였다. 국내 바이오가스 평균 온도인 $31^{\circ}C$에서 상대습도 60 %으로 적용한다면 노점온도 $22^{\circ}C$, 절대습도 $20.57g/m^3$으로 나타낼 수 있으며, 전처리 설비가 적절히 가동된다면 가이드라인에 만족하여 바이오가스의 이용이 최적화 될 것으로 사료된다. 바이오가스 이용 최적화를 위해 발전기 설비 가이드라인을 설정하고자 하였다. 바이오가스 적정 이용량으로는 전체 가스 발생량의 90 % 이상을 이용해야하며, 발전기 시설의 용량은 여유율을 10~30 %로 설정해야 한다. 발전기에 유입가스의 압력을 균등화하기 위해서는 가스 균등조(buffer tank)를 설치하며, 발전실 평균온도는 $45^{\circ}C$이하로 유지한다. 소화조에서 일정한 메탄농도로 가스가 생성되지 않아 효율이 저하되므로 메탄농도에 변화에 따른 공기연료비 제어시스템을 설치가 요구된다. 본 연구에서는 유기성폐자원의 바이오가스 생산 및 이용을 최적화를 위해 현장시설의 정밀모니터링과 시설별 에너지수지를 분석하고, 현장문제 해결방안에 대해서 조사하여 전처리시설 및 발전기 등의 설계 및 운전 가이드라인을 제시하고자 한다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제37권4호
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• pp.343-352
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• 2013

본 연구에서는 열전달 표면의 형상과 그 위에서의 유동 속도의 변화에 따른 풀 비등 열전달계수의 변화를 살펴보기 위해 평판, 낮은 핀, Thermoexcel-E, Turbo-B 표면을 사용하여 유동 속도를 변화시켜가며 임계 열유속까지 열전달계수를 측정하였다. 작동 유체로는 증류수를 사용하였고 사각 평면 히터($9.53{\times}9.53mm$)를 이용하여 네 가지 표면에서 임계 열유속까지의 데이터를 얻을 수 있도록 장치를 제작하였고 $60^{\circ}C$에서 유동 속도를 0, 0.1, 0.15, 0.2m/s로 변화시켜가며 데이터를 취했다. 실험 데이터를 보면 모든 표면에서 유동이 있을 때의 임계 열유속은 유동이 없을 때에 비해 높은 것으로 나타났다. 또한 표면적의 증가와 기포 이탈에 충분한 핀 간격 등으로 인해 낮은 핀 표면의 임계 열유속은 평판이나 Turbo-B, Thermoexcel-E 표면보다 훨씬 놓았고 평판에 비해서는 무려 5배 정도의 향상을 보였다. 한편 대형 냉동기의 증발기용으로 개발된 Turbo-B와 Thermoexcel-E 표면은 물에서 기포의 이탈 지름이 크므로 열전달계수와 임계 열유속 모두 예상보다 큰 효과를 나타내지 않았다. $50kW/m^2$이하의 저열유속에서는 모든 표면에 대해 유동 속도 증가에 따라 열전달계수가 증가하였다. 결론적으로 핵발전소의 증기발생기에 적용하기에는 낮은 핀 형상의 표면이 가장 좋은 것으로 나타났다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권3호
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• pp.389-396
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• 2018

국내 가동원전 중 2-루프 가압경수로인 고리1호기는 약 40년 운전한 후, 2017년 6월 18일 영구정지되었다. 영구정지된 고리 1호기는 주요 해체작업을 수행하기전에 계통내 선량률을 저감시켜 작업자피폭을 최소화하기 위한 계통제염을 수행할 예정이다. 일반적으로, 계통제염 범위는 원자로압력용기, 가압기, 증기발생기, 화학 및 체적제어계통, 잔열제거계통 및 원자로 냉각재계통 주요배관을 포함한다. 이러한 계통 및 기기 등을 효율적으로 제염하기 위해서는 제염과정에서 원자로냉각재계통내 유동특성을 평가할 필요가 있다. 계통제염을 위해 순환유량을 제공하는 방법은 다양하나, 본 논문에서는 잔열제거펌프 운전에 따른 고리1호기 원자로냉각재계통내 유동특성을 평가하였다. 잔열제거펌프를 이용한 계통제염은 원자로냉각재 내 유량의 불균형을 초래하여 계통내 기기 및 배관 등에 불순물을 침적시켜 제염이 효율적이지 않다는 것으로 평가되었다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제36권8호
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• pp.783-789
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• 2012

본 연구에서는 나선형 튜브내의 난류 열전달 및 하중 특성을 수치해석 방법을 이용하여 파악하였다. 열교환기와 같은 공학적 설비에서 관내 열전달을 향상시키기 위해 튜브의 형상을 나선형으로 설계한다. 이에 나선형 튜브내의 열전달 및 난류 특성에 대한 많은 실험적 연구가 이루어 졌으나, 대부분의 연구가 압력 강하 및 열전달 상관관계에 초점이 맞추어 진행되었다. 나선형 튜브내의 유동은 원심력에 의해 튜브 바깥쪽에서는 상대적으로 높은 열전달 및 전단응력이 발생하지만, 안쪽에서는 낮은 열전달 및 전단응력이 발생하게 된다. 따라서 본 연구에서는 튜브의 원주방향으로 발생하는 전단 응력 및 Nusselt 수의 변화를 Reynolds 수와 나선 코일의 지름을 변경하며 정량적으로 살펴보았다. 나선 코일 안쪽에서 국부적인 전단응력과 열전달율이 크게 낮게 특정되었으며, 이는 튜브 재질의 안정성에 영향을 미칠 것으로 판단되었다. 또한 본 연구에서는 마찰계수와 Nusselt 수에 대한 기존 상관관계식을 검증하였으며, 직관에서의 마찰계수와 Nusselt 수의 상관관계식이 나선형 튜브의 형상에도 적용될 수 있음을 관측하였다. 본 연구의 결과는 열교환기나 증기발생기의 안전성 평가를 위해 중요한 데이터로 활용될 수 있을 것이다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제37권1호
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• pp.9-18
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• 2013

이상 횡 유동은 응축기, 증발기와 원자로 증기발생기와 같은 쉘과 튜브의 열 교환기에서 볼 수 있다. 이상 유동장에 놓인 구조물에 작용하는 수동력을 이해하기 위해서는 이상유동의 특성을 이해하는 것이 중요하다. 이상 유동의 유동특성과 유동변수를 소개하고 관군에서의 압력손실과 실린더에 작용하는 압력분포에 의한 수동력을 평가하기 위한 실험을 수행하였다, 실험부 입구에서 이상유동은 혼합되었으며 실험은 횡 방향 이상 유동장에 놓인 정규 삼각형 배열을 갖는 관군을 사용하여 수행하였다. 관군에서의 흐름방향 압력손실을 측정하여 이상유동의 마찰승수를 계산하고 이론적 결과와 비교하였다. 또한 특정 실린더에 작용하는 원주 방향 압력 분포의 측정결과와 이상유동의 기초이론에 근거하여 압력손실계수의 분포 및 항력계수에 미치는 체적건도와 단위면적당 질량유량의 효과를 평가하였다. 튜브 표면에 작용하는 측정된 압력을 수치해석방법으로 적분하여 항력계수를 계산하였다. 작은 질량 유량의 경우에 측정된 마찰 승수는 기존의 이론 결과와 잘 일치하며 압력분포에 의한 항력계수에 작용하는 기공률의 영향은 기존의 실험결과와 정성적으로 유사한 경향을 보이고 있다.

• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권6호
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• pp.859-869
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• 1995

본 연구는 가압경수로의 부분충수 운전중 잔열제거기능 상실사고 해석시 신뢰성을 확보하기 위해 RELAP5/MOD3.1 코드로 관련 대형 실험을 모의 계산하여, 사고시 예상되는 주요 물리적 현상의 파악과 코드의 예측능력을 평가하는 것이다. 대상 실험으로 선택된 BETHSY Test 6.9a는 이 사고중 증기발생기가 작동하지 않고, 가압기 Manway를 개방한 상태 (Configuration)를 모의한 실험이다. 이 연구 결과는 실제 원전 사고시 예상되는 중요 현상 뿐 아니라, 이에 영향을 미치는 민감한 인자를 파악하여 사고 해석결과의 유효성을 판단하는 데 상당히 기여할 것으로 기대한다. 연구결과 RELAP5/MOD3.1 코드는 대체적으로 계통의 과도기 거동은 타당하게 예측하고 있지만, 모의계산에서 Time-Step이 아주 짧아 막대한 시간이 소요된다는 문제점이 발견되었다. 그 외에도 노심팽창수위 (swollen level)를 과대평가하여 가압기의 수위 및 계통의 압력을 높게 계산하였다. 이로 인해 가압기를 통한 방출량도 과대계산하여 노심노출을 약 400초 빨리 예측하였다. 실험과 코드 예측결과를 종합할 때 가압기 Manway 만의 개방으로는 계통압력이 상승하고, 중력주입냉각수로는 노심수위 회복에 불충분하며, 결국 강제주입에 의해서 노심수위가 회복될 수 있음이 입증되었다.