• Korean Chemical Engineering Research
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• 제54권3호
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• pp.350-359
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• 2016

본 연구는 vessel blowdown 시 발생하는 온도와 압력 변화를 보다 정확히 예측하기 위하여 기존에 개발된 dynamic model을 기반으로 새로운 모델을 개발하고, 개발한 모델의 정확도를 높이기 위하여 vessel 내부의 흐름이 층류일 때와 난류일 때를 모두 고려하여 vessel 벽면으로부터 기체로의 열 전달량을 계산하였다. 효율적인 열역학 계산을 위해 일체의 계산식은 압력이 감소하는 단계 별로 나누어 진행하였으며 계산의 부담을 덜어주면서 계산의 정확도를 유지하기 위한 압력변화 size를 결정하였다. 개발한 모델에 Peng-Robinson equation과 Soave-Redlich-Kwong equation을 적용하여 각각의 경우에 따른 결과의 차이를 비교하였다. 마지막으로 모델의 검증을 위해 Haque et al.의 실험조건을 동일하게 적용하여 실험 결과와 시뮬레이션 결과를 비교 하였으며, 이를 통해 모델의 정확도를 입증하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제23권1호
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• pp.56-65
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• 1991

RELAP5/MOD2 Cycle 36.04코드를 이용하여 LOFT대형냉각재 상실사고 모사실험 L2-3를 계산함으로써 코드의 대형냉각재상실사고에 관련된 열수력현상 예측능력을 평가하였다. 기본계산에서 원자로 압력용기는 이중노심유로와 분리강수관 모델로 모사되었다. 기본계산의 결과 계통의 전반적인 수력학적 거동과 감압기간동안 노심 고출력 부위에서의 열적 거동은 비교적 타당하게 예측되었다. 한편 과냉각-이상유동의 천이 기간동안 임계유량모델, 고질량유속에서의 임계열유속 상관식, 감압기간중의 재접수(Blowdown Rewet)의 판정기준등 코드의 모델/상관식의 부분적 결함이 발견되었다. 이 결함들에 의해 냉각재 재고량이 과대 평가되어 재환수기간의 노심의 열적거동 예측의 정확도가 감소되었다. RELAP5/MOD2 Cycle 36.04로 부터 개선된 코드를 사용한 계산 결과 재접수 현상의 예측 정확도를 개선할 수 있었다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2003년도 춘계학술대회
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• pp.629-636
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• 2003

The purpose of this study is localization of safety relief valves for Nuclear Service through technical development with overall design, fabrication, inspection, capacity certification test and functional qualification test of safety relief valves in accordance with ASME Section III and KEPIC Code. Safety relief valve is the important equipment used to protect the pressure vessel, the steam generator and the other pressure facility from overpressure by discharging the operating medium when the pressure of system is reaching the design pressure of the system. But we're depending on technology of the other country up to the present time. Because we don‘ have our own technologies, we have been spent the great time and money on installing and repairing safety relief valve at nuclear power plant. Therefore we have to achieve the development of safety relief valves for Nuclear Service with our own technologies.

• 한국신재생에너지학회:학술대회논문집
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• 한국신재생에너지학회 2011년도 춘계학술대회 초록집
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• pp.173.1-173.1
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• 2011

The high fuel flexibility of gas turbine power system has boosted their use in a wide variety of applications. Recently, the demand for biogas generated from the digestion of organic wastes and sewage waste water as a fuel for gas turbines has increased. We investigated the performance of high pressure biogas compression system and operating conditions for supplying biogas. The total flow per minute of biogas from food waste water digestion tank is $54Nm^3$. The main type of biogas compression system is the reciprocating system and screw type system. The target of biogas mechanical data is the as belows; inlet pressure 0.045bar, supplying biogas temperature is $30{\sim}60^{\circ}C$, and final pressure is above the 25 bar. Also, inlet conditions of biogas consist of CH4 48.5%~83%, $H_2S$ Max. 500ppm, $NH_3$ Max. 1,500ppm and Siloxane 2.7~4.6ppm. The boosting Blower system raises a pressure from 0.045bar to 1bar before main compressor. The main system lay out of reciprocating consisits of compressor driver, filter, cooling system, blowdown vessel, control system and ESD(Emergency Shut Down) system. And an enclosure package needs to be installed for reducing noise up to 75dB. The system driver is the electronic motor of explosion proof type. Forthe compressor system reliable operation, the cleaning system something like particulate filter needs to be set up in the inlet of compressor and Coalescing Filter in the outlet of compressor. Particulate Filter has to be removed above $10{\mu}m$ size of the particles in biogas. The coalescing filter(Micofine Borosilicate Glass Fibers Filter treated phenol acid) also removes moisture and oil of above $0.3{\mu}m$ to be involved in high pressure biogas up to 90%~98%.

• 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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• 제55권5호
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• pp.1651-1664
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• 2023

It is very difficult to capture the multi-dimensional phenomena such as asymmetric flow and temperature distributions with the one-dimensional (1D) model, obviously, due to its inherent limitation. In order to overcome such a limitation of the 1D representation, many state-of-the-art system codes have equipped a three-dimensional (3D) component for multi-dimensional analysis capability. In this study, a standard multi-dimensional analysis model of APR1400 (Advanced Power Reactor 1400) has been developed using TRACE (TRAC/RELAP Advanced Computational Engine). The entire reactor pressure vessel (RPV) of APR1400 has been modeled using a single 3D component. The fuels in the reactor core have been described with detailed and coarse representations, respectively, to figure out the impact of the fuel description. Using both 3D RPV models, a comparative analysis has been performed postulating a double-ended guillotine break at a cold leg. Based on the results of comparative analysis, it is revealed that both models show no significant difference in general plant behavior and the model with coarse fuel model could be used for faster transient analysis without reactor kinetics coupling. The analysis indicates that the asymmetric temperature and flow distributions are captured during the transient, and such nonuniform distributions contribute to asymmetric quenching behaviors during blowdown and reflood phases. Such asymmetries are directly connected to the figure of merits in the LBLOCA analysis. Therefore, it is recommended to employ a multi-dimensional RPV model with a detailed fuel description for a realistic safety analysis with the consideration of the spatial configuration of the reactor core.