• 에너지공학
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• 제21권4호
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• pp.419-426
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• 2012

본 연구에서는 기기 스케일 2상 유동(Two-phase flow) 해석 코드 CUPID를 사용하여 CANDU 원자로의 칼란드리아 용기 내부 감속재의 열수력 거동을 분석하기 위한 사전연구를 수행하였다. 먼저, Stern 연구소에서 수행한 단상유동 실험 3종류를 이용하여 CUPID 코드를 검증하였다. 칼란드리아 관다발 영역 격자생성의 복잡성을 피하기 위하여 다공성 매질 모델을 해당 영역에 적용하였고, 다공성 매질 영역의 유동 저항은 실험에서 얻은 관계식을 이용하여 계산하도록 하였다. 계산결과, CUPID 코드는 칼란드리아 용기 내부의 강제 및 자연 대류의 혼합 유동 양식을 성공적으로 예측하였다. 다음으로 2상 유동이 발생하는 경우를 해석하였다. 이들 계산을 통해 CUPID 코드의 CANDU 원자로 감속재 해석 능력을 보였다. 또한, 국부 과냉각 여유도를 예측하는데 사용할 수 있는 유입유량 대비 칼란드리아 용기의 국부 최대 감속재 온도 그래프를 제시하였다.

• 터널과지하공간
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• 제30권4호
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• pp.306-319
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• 2020

사용후핵연료의 심층처분 사업에서는 처분장 주변 모암의 수리역학적 성능을 저하시키는 굴착손상영역의 특성화가 중요하다. 이에 DECOVALEX-2019 프로젝트의 Task G에서는 균열암반 수치해석 모델을 구축한 후 암반 주변의 굴착손상영역의 수리역학적 거동을 모사하고, 구축한 모델로 처분장의 운영 시에 장기적으로 야기될 수 있는 추가적인 수리학적 변화를 관찰하였다. 과업의 첫 번째 단계에서는 2차원 균열암반 모델을 구축하여 수치해석 기법의 특성을 파악하고, 두 번째 단계에서는 3차원 균열암반 모델로 확장 후 스웨덴 애스푀 지하연구시설(Äspö Hard Rock Laboratory) 내 TAS04 간섭시험 결과와 비교하여 수치해석 모델을 검증한 후, 세 번째 단계에서는 열과 빙하 하중에 의한 영향을 반영하여 균열암반의 수리역학적 반응을 순차적으로 확인하였다. 과업의 전 과정에서 유한요소법과 개별요소법으로 균열암반에서의 수리역학적 분석을 수행하였으며, 균열의 기하학적 특성을 반영 및 굴착손상영역을 반영하는 과정에서 각 수치해석 기법에 따라 다양한 접근방법으로 고려하였다. 따라서 본 연구는 향후 결정질 균열암반에 사용후핵연료 처분장을 계획할 시 수치해석 단계에서 채택될 수 있는 다양한 접근 방법과 고려해야 할 사항들을 제시할 수 있을 것으로 전망한다.

• 화약ㆍ발파
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• 제41권3호
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• pp.38-61
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• 2023

발파의 영향으로 생기는 굴착손상대(Excavation Damaged Zone, EDZ) 영역은 응력재분배 등으로 응력이 변화하며 처분장이 위치하는 깊은 심도에서는 그 영향이 두드러진다. 특히 균열생성으로 인한 투수특성 증가는 지하수 유입량 증가 및 방사성 핵종의 유출 가능성을 증가시키므로 반드시 고려되어야 하는 영역이다. 본 연구에서는 FLAC2D Version 7.0을 이용하여 EDZ가 없는 경우(No EDZ), EDZ가 있으며 거리에 따라 일정한 물성을 갖는 경우(Uniform EDZ), EDZ가 있으며 거리와 위치에 따라 무작위 물성을 갖는 경우(Random EDZ) 3가지로 나누어 비교하여 손상대 유무에 따른 수리-역학적 복합거동 분석을 통해 안정성 해석을 진행하였다. 그 결과 터널 변위의 경우 Random EDZ에서 No EDZ에 비해 평균 423 %, Uniform EDZ에 비해 16 % 크게 나타났다. 지하수 유입량은 Random EDZ에서 No EDZ에 비해 최대 17.3 %, Uniform EDZ에 비해 10.8 % 증가하였다. 굴착 후 응력재분배에 의해 터널 주변의 투수계수는 터널 벽면 모서리 부분과 터널 천정 부근에서 최대 10배 이상 증가하는 것으로 나타났다. 측압계수가 증가함에 따라 터널 벽면 주변의 투수계수는 부분적으로 증가하지만 터널 전면에서의 지하수 유입량은 감소하는 경향을 보였다. FLAC3D를 이용한 역학적 해석에서도 FLAC2D와 유사한 결과를 보였으며 터널 굴착 진행에 따른 소성대의 발생으로 인한 약간의 차이를 확인할 수 있었다.

• 한국터널지하공간학회 논문집
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• 제21권5호
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• pp.587-609
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• 2019

본 연구에서는 고준위폐기물 처분장 내 완충재 로 제시되고 있는 벤토나이트의 재료적인 측면에서 장 단기 처분 안정성을 분석하였으며, 처분효휼 향상을 위한 완충재 디자인 관련 대안개념에 대해 연구동향을 분석하였다. 일반적으로 $150{\sim}250^{\circ}C$ 사이에서 온도증가 및 증기발생 등으로 인해 완충재의 수리전도도와 팽윤능에 비가역적인 변화가 발생한다고 보고된다. 하지만 완충재의 최고온도가 최소한 $150^{\circ}C$를 초과하지 않는다면 온도가 벤토나이트 완충재의 재료적, 구조적 그리고 광물학적 안전성에 미치는 영향은 크지 않는 것으로 분석되었다. 완충재 최고온도 제한은 심층처분장 단위면적에 처분할 수 있는 폐기물의 양을 제한하여 처분효율을 결정하며, 나아가 처분부지의 확보 가능성에까지 영향을 미치는 중요한 설계 인자이다. 따라서 고온이 완충재의 성능에 미치는 영향을 규명함으로써 완충재의 최고온도 제한을 완화하고, 이를 통해 심층처분장의 처분밀도 향상과 처분장 설계의 최적화를 도모할 필요가 있다. 이와 더불어 처분효율을 극대화하기 위해서는 복합소재(흑연, 실리카 등) 및 다중구조(전도층, 절연층 등)의 고기능성 공학적방벽재 개발과 다층처분장(multilayer repository)으로 처분장 레이아웃을 변경하는 방법 등을 병행하여 검토할 필요가 있다. 이는 처분사업의 신뢰성 및 국민 수용성 확보에 큰 기여를 할 수 있을 것으로 판단된다.

• 에너지공학
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• 제25권4호
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• pp.124-132
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• 2016

노심보충탱크 상부에 설치되는 유동분사기 형상에 따른 냉각수 주입특성 및 탱크 내에서의 열수력 현상 변화를 파악하기 위한 안전주입배관 2인치 파단 소형냉각재상실사고(SBLOCA) 모의시험이 잔열 및 피동잔열제거계통(PRHRS) 모의 없이 수행되었다. 두 가지 형상의 유동분사기를 설치하고 수행한 각각의 시험은 거의 유사한 초기 및 경계조건에서 수행되었으며, 이로 인해 반복시험에 대한 재현성이 충족되었다고 판단된다. 시험결과는 유동분사기의 종류(본 시험에서는 구멍의 개수에 해당)에 관계없이 유사한 열수력학적 거동을 보였으며, 초기 주입유량 관점에서는 구멍의 개수가 2배인 B형이 A형에 비해 좀 더 우수한 주입 성능을 보였다. 노심보충탱크 격리 밸브가 개방된 후 압력평형배관을 통해 유입되는 고온의 원자로냉각재는 상부 헤더에서 상대적으로 저온인 $50^{\circ}C$ 물과 혼합되면서 증기 응축과 같은 상변화에 의한 압력 변동을 동반하는 다차원 열유동 현상을 일으키게 된다. 이로 인해 초반부 노심보충탱크 주입 유량은 상온운전 조건에서 보다는 작게 되고, 일정시간 경과 후에는 유사한 주입유량 특성을 보였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권1호
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• pp.125-135
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• 1993

안전하고 효율적인 원자력 발전소의 운전은 디지탈 기술을 이용한 발전소 자동화로 이루어질 수 있다는 인식과 함께 이같은 발전소 자동화는 차세대 원자력 발전소의 중요한 목표중의 하나가 되고 있다. 전체적인 발전소 수준의 자동화를 위해서는 일차적으로 각 주요 시스템에 대한 디지털화가 요구되며 본 논문에서는 증기발생기의 수위조절 시스템에 대해 연구하였다. 이를 위해 증기발생기의 열수력학적 모델을 이용하여 증기발생기에 작용하는 여러가지 입력과 수위와의 관계를 전달함수로 표시하였으며 이를 이용하여 기존의 발전소에서 사용되고 있는 3 요소 제어시스템을 검토하였다. 본 논문에서의 제어구성은 증기발생기 그 자체를 시스템내에 플랜트로서 포함시킨 것이기 때문에 전체적인 시스템 차수가 증가하며 디지탈 과정중 수치적 불안정이 야기된다. 이러한 문제와 아울러 저출력에서는 궤환신호로 작용하는 급수유량의 신뢰도가 작음을 고려하여 2 요소 제어시스템 및 그에 따른 디지탈 제어기에 대해 연구하였다. 이 시스템의 디지탈 비례적분제어기는 그 이득 및 적분시간상수가 초기출력에 따라 변하며 전체적인 시스템의 응답특성이 안정성 및 기타 제어 특성을 동시에 만족시키도록 하고 있다. 이러한 제어기를 사용한 2 요소 제어시스템은 초기출력에만 의존하므로 정의하기가 간단하며 또 이러한 시스템의 수위응답은 그에 대응하는 아날로그 시스템의 결과와 비슷함을 보이고 있다.

• 에너지공학
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• 제27권4호
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• pp.27-35
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• 2018

피동원자로건물냉각계통(PCCS)은 사고 발생 시 원자로건물로 방출된 열을 제거하여 원전의 건전성을 보장하기 위해 설계되었다. PCCS의 열제거 성능은 증기-공기 혼합물의 응축열전달에 의해 결정된다. 본 연구에서는 응축열전달계수의 예측 정확도를 향상시키기 위해 새로운 상관식을 이식한 MARS-KS 코드를 사용하여 PCCS의 열제거 성능을 평가하였다. MARS-KS 코드에 사용된 새로운 상관식은 압력, 벽면과냉도, 비응축성 기체 질량분율 및 응축튜브의 종횡비와 같은 열전달계수에 영향을 미치는 변수들을 이용하여 개발하였고, 이는 MARS-KS코드의 기본 응축 모델인 Colburn-Hougen 모델을 대체하여 적용되었다. 대형파단 냉각재상실사고 발생 시 PCCS의 운전에 따른 다양한 열수력학적 변수들을 분석하였고, 열제거 성능 평가를 위해 새로운 상관식이 적용된 MARS-KS 코드의 원자로건물 압력거동 계산결과와 기존의 응축모델을 이용한 해석결과를 비교하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권1호
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• pp.91-101
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• 1993

가압경수로형 원자로의 정상 비정상 운전시의 열수력학적 거동을 예측하기 위해서는 원자로내기포계수의 분포를 정확히 계산하는 것이 필수적이다. 이러한 기포계수의 정확한 예측을 위하여 많은 모델들이 제시되었다. 이중 drift-flux모델은 그 계산의 정확성과 간결성에 의하여 널리 사용되고 있다. 이러한 drift-flux 모델을 사용하여 보다 더 정확한 기포계수를 예측하기 위해서는 각 상간의 슬립률과 flow regime 에 따른 기포의 운동의 변화가 정확히 고려되어야 한다. Drift-flux 모델에서는 이러한 두 가지 요소가 drift-flux parameter인 $C_{o}$ 와 (equation omitted), 에서 고려된다. 본 연구에서는 이러한 $C_{o}$ 의 실험적 결정을 위하여 원자로 노심을 모사한 4개의 전열봉이 있는 비등이 발생하는 수직사각 유로를 구성하였으며, 완성된 유로내에서 기포계수의 분포 및 기포속도의 분포를 측정하였다. 국부적 기포계수 및 기포속도 분포의 측정에 사용된 방법은 이중탐침법이며 측정이 이루어진 유로내의 유동 상태는 유속이 비교적 느린 low flow rate condition이며 유로내 압력은 3기압 이하이다. 본 실험에서는 액상의 속도는 측정되지 않았으며, 따라서 $C_{o}$ 의 계산을 위하여 (equation omitted)의 실험 상관관계식을 사용하여 유로내 평균 기포계수의 함수로 나타내었다.