• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 추계학술발표회요약집
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• pp.130.2-130
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• 1999

• 대한기계학회논문집
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• 제19권8호
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• pp.2064-2070
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• 1995

Characteristics of thermal flow stratification were studied experimentally by using the small scale pressurizer-surge line model. Thermal flow stratifications in the horizontal section of surge line were analyzed by the relation between the maximum temperature difference at any cross section in surge line and the Froude number representing the boundary conditions, i.e., in/out surge flow velocity and temperature difference of system. Thermal flow stratifications in outsurge flow decreased inversely proportional to the Froude number and did not exist for Fr>1. In insurge flow thermal flow stratifications disappeared near Fr=1.5, but resulted in the higher temperature difference than the case of outsurge flow.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제20권1호
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• pp.1-8
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• 1988

상업용 발전소의 가동시, 출력 변화에 의해 1차 계통 보론 농도의 변화가 요구되었을 때 CVCS보충 시스템에서의 보충 유량이 연속 방정식과 질량 평형 방정식을 이용하여 측정된다. 이를 위하여, 1차 계통, 가압기, 그리고 volume control tank가 각각 질량과 보론 농도를 가진 control volume으로 그리고 1차측과 가압기, CVCS를 연결하는 파이프들이 시간 지연 요소로 모델화 되었다. 14-2-6-2 (출력변화 100-50-100) 부하 추종운전의 경우(7호기 EOL에서)를 이 모델을 이용하여 계산하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.61-66
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• 1996

High pressure. high temperature steam/water blowdown test loop has been constructed. The loop simulates a pressurizer. depressurizalion system and In-Containment Refueling Water Storage Tank (IRWST) with full pressure and temperature conditions. and will be used to generate data for development of an optimal sparser as well as for design of safety/automatic depressurization system. In addition. experiments for reactor safety and pressurizer thermal hydraulics are scheduled. In this paper. general description of the Blowdown and Condensation (B&C) Loop will be given together with the test program.

• 대한기계학회논문집B
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• 제20권4호
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• pp.1449-1457
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• 1996

In this paper, the unsteady two dimensional model for the thermal stratification in the pressurizer surge line of PWR plant has been proposed to numerically investigate the heat transfer and flow characteristics. The dimensionless governing equations are solved by using the Control Volume Formulation and SIMPLE (Semi-Implicit Method for Pressure Linked Equations) algorithm. The temperature profile of fluids and pipe wall with time are shown when the thermal stratification occurs in the horizontal pipe. The numerical result shows that the maximum dimensionless temperature difference is about O.514 between hot and cold section of pipe wall at dimensionless time 1,632.

• 에너지공학
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• 제25권1호
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• pp.185-191
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• 2016

피동충수용 혼합형 안전주입탱크는 한국원자력연구원에서 제안한 원자력 피동안전계통의 한 종류로, 안전주입탱크의 상부와 가압기를 연결하여 모든 운전압력 조건에서 냉각수 주입이 가능하도록 개선한 시스템이다. 본 연구에서는 피동충수용 혼합형 안전주입탱크, 가압기와 원자력압력용기에 대한 압력 네트워크를 통해 피동충수용 혼합형 안전주입탱크와 가압기의 압력이 평형이 되는 조건을 이론적으로 도출하였으며, 개별효과시험장치를 이용하여 안전주입탱크에서 발생하는 다양한 열수력 현상(증기응축 및 열혼합 현상)들을 파악하였다.

• 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.

• 비파괴검사학회지
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• 제33권2호
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• pp.147-153
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• 2013

최근 가압경수로형 원전의 가압기 노즐과 안전단 사이의 이종용접부에서 일차수응력부식균열에 대한 건전성 확보가 중요한 관심사항으로 대두되고 있다. 가압기 노즐은 SA508 Gr.3 저합금강이며 안전단은 F316L 스테인리스강으로, 이들 두 재료 사이에 용접재로는 Alloy 82/182가 사용되었다. 재료 결함에 대한 건전성 평가를 위해서는 재료의 기계적 물성치, 특히 인장물성과 파괴물성이 확보되어야 한다. 그러나, 일반적인 재료 규격과 시험성적서에서는 상온의 인장물성이 제공되지만 고온의 인장물성과 파괴인성이 제공되지 않는다. 따라서, 본 논문에서는 상온과 원전 운전온도에서 SA508 Gr.3과 F316L 스테인리스강에 대한 인장시험과 J-R 파괴인성시험을 수행하고 그 결과를 수록하였다.

• 한국안전학회지
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• 제30권5호
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• pp.131-137
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• 2015

For the evaluation of safety margin of a nuclear power plant using a conservative methodology, the influence of applied assumptions such as initial conditions and boundary conditions needs to be assessed deliberately. Usually, a combination of the most conservative initial conditions is determined, and the safety margin for the transient is evaluated through the analysis for this conservative conditions. In existing conservative methodologies, a most-conservative condition is searched through the analyses for the maximum, minimum, and nominal values of the major parameters. In the present study, we investigates a new approach which can be applied to choose a most-conservative initial condition effectively when a best-estimate computer code and a conservative evaluation methodology are utilized for the evaluation of safety margin of transients. By constituting the band of various initial conditions using the random sampling of input parameters, the sensitivity study for various parameters are performed systematically. A method of sampling the value of control or operation parameters for a certain range is adopted by use of MOSAIQUE program, which enables to minimize the efforts for achieving the steady-state for various different conditions. A representative control parameter is identified, which governs the reactor coolant flow rate, pressurizer pressure, pressurizer level, and steam generator level, respectively. It is shown that an appropriate distribution of input parameter is obtained by adjusting the range and distribution of the control parameter.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제28권2호
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• pp.137-149
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• 1996

본 연구는 불란서 CEA에서 수행한 부분충수 운전 중 잔열제거계통 기능 상실사고 실험인 BETHSY 실험 6.9c를 CATHARE2 코드를 이용하여 분석하였다. BETHSY 6.9c 실험은 잔열제거 계통 기능상 실시 가압기와 중기발생기 출구공동의 Manway를 통해 노심에서 발생한 증기를 제거하여 계통의 가압 정도를 시험한 것이다. 연구의 주요목적은 사고발생시 예상되는 주요 물리적 현상의 이해와 과도기에 영향을 미치는 민감 변수를 확인하고 CATHARE2 코드의 예측능력을 평가하여, 실제원전의 유사사고 해석에 대한 신뢰성을 확보하는 것이다. 연구결과 CATHARE2 코드는 실험을 통해 관측된 주요 물리적 현상들을 타당하게 예측하였으나, 가압기와 밀림관의 DP를 과대 예측하여 원자로 상부공동의 최대압력을 실험보다 약 7kPa 높게 예측하였다. 노심 노출시간도 노심에서 기포율 분포를 비현실적으로 예측하여 실험보다 약 500초 지연되었다. 실험과 코드의 모의결과를 통하여 노심 노출은 중력주입에 의한 냉각수 보충만으로 충분히 회복될 수 있음을 확인하였다. CATHARE2 코드는 비록 상세한 현상들에 대해 다소 불화실성을 내포하였으나, 전반적인 거동분석에는 타당한 것으로 판단된다.