• Nuclear Engineering and Technology
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• 제41권6호
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• pp.831-840
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• 2009

In order to evaluate the start-up behavior and to identify, through abnormal operation occurrences, the transient behaviors of the Sulfur Iodine(SI) process, which is a nuclear hydrogen process that is coupled to a Very High Temperature Gas Cooled Reactor (VHTR) through an Intermediate Heat Exchanger (IHX), a dynamic simulation of the process is necessary. Perturbation of the flow rate or temperature in the inlet streams may result in various transient states. An understanding of the dynamic behavior due to these factors is able to support the conceptual design of the secondary helium loop system associated with a hydrogen production plant. Based on the mass and energy balance sheets of an electrodialysis-embedded SI process equivalent to a 200 $MW_{th}$ VHTR and a considerable thermal pathway between the SI process and the VHTR system, a dynamic simulation of the SI process was carried out for a sulfuric acid decomposition process (Second Section) that is composed of a sulfuric acid vaporizer, a sulfuric acid decomposer, and a sulfur trioxide decomposer. The dynamic behaviors of these integrated reactors according to several anticipated scenarios are evaluated and the dominant and mild factors are observed. As for the results of the simulation, all the reactors in the sulfuric acid decomposition process approach a steady state at the same time. Temperature control of the inlet helium is strictly required rather than the flow rate control of the inlet helium to keep the steady state condition in the Second Section. On the other hand, it was revealed that the changes of the inlet helium operation conditions make a great impact on the performances of $SO_3$ and $H_2SO_4$ decomposers, but no effect on the performance of the $H_2SO_4$ vaporizer.

• 대한기계학회논문집A
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• 제36권9호
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• pp.1095-1101
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• 2012

수소를 대량으로 생산하기 위한 원자력수소생산시스템에서 공정열교환기(PHE)는 초고온가스로로 부터 생성된 초고온 열을 화학반응공정으로 전달하는 핵심기기이다. 한국원자력연구원에 구축되어 있는 소형 질소가스루프에서 Hastelloy-X로 제작된 소형 및 중형 PHE 시제품들에 대한 성능시험이 수행되고 있다. 그동안 PHE 시제품에 대한 거시적 고온구조해석은 용접 물성치의 부재로 인해 모재의 물성치만을 사용한 해석이 주로 수행되었으나 본 연구에서는 계장형 압입시험법으로부터 얻은 용접부 기계적 물성치를 이용하여 거시적 고온구조해석을 수행하고 그 결과를 비교, 분석하였다.

• 비파괴검사학회지
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• 제18권6호
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• pp.477-483
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• 1998

원자로 압력용기 재료인 SA508 steel을 온도 $70^{\circ}C$와 대기압하에서 최고 $10^{18}n/cm^2$까지 중성자를 조사시켜 조사량에 따른 자기이력곡선과 Barkhausen noise amplitude(BNA), Barkhausen noise energy(BNE) 및 미세경도 변화를 측정하여 이들 사이의 상관관계를 구하였다. 중성자 조사에 의하여 자기이력곡선은 변화가 없었으며, BNA, BNE 및 경도는 중성자 조사량에 따라 세 단계의 변화를 보였으며, 중성자 조사량이 $10^{17}n/cm^2$에서는 급격히 변하여 이들 사이의 상관관계가 있음을 알 수 있었다. 따라서 BNA와 BNE가 중성자 조사에 의한 재료의 미세 구조 결함을 조사하는데 비파괴적인 방법으로 가능성이 있음을 알 수 있었다.

• 에너지공학
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• 제28권3호
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• pp.26-33
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• 2019

ATLAS와 LSTF 장치에서 수행된 저온관(CL) 파단 13% 및 17% IBLOCA 대응실험들을 비교하고 특히, 핵심 관심 인자인 노심 첨두피복온도(PCT)에 대하여 비교 검토하고 아울러 주요 열수력 현상에 대하여 토론하였다. 비교.검토에서 두 건의 CL 파단 IBLOCA 대응실험들은 PCT 거동에 있어서 꽤 큰 차이를 보이고 있는 것을 확인하였는데 이는 두 장치의 척도 차이로 인한 왜곡현상을 벗어나는 경향을 보이고 있다는 점에서 두 장치의 원자로냉각재계통에 대한 자세한 설계 비교를 수행하였다. 이에 두 장치 사이에 핵연료조정판(FAP) 설계에 있어서 차이가 있다는 점을 확인하였다. 이에 따라 IBLOCA 사고시 Reflux 응축수의 노심 유입에 중요한 역할을 하는 CCFL 관련 무차원직경 값에서도 두 장치에서 매우 다른 차이를 보이고 있다는 점에서 CL 파단 IBLOCA 대응실험에서의 PCT 거동의 현격한 차이를 설명할 수 있는 원인일 수 있는 인자라는 것을 발견하였다. 향후 관련 설계 차잇점을 근거로 더 자세한 검토와 분석을 통해 관련 현상을 이해할 수 있을 것으로 판단된다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제17권1호
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• pp.18-27
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• 2021

This study aims to develop an improved evaluation technology for assessing CANDU-6 safety. For this purpose, the multiple steam generator tube rupture (mSGTR) followed by an unmitigated station blackout (SBO) in a CANDU-6 plant was selected as a hypothetical event scenario and the analysis model to evaluate the plant responses was envisioned into the MARS-KS input model. The model includes logic models for controlling the pressure and inventory of the primary heat transport system (PHTS) decreasing due to the u-tubes' rupture, as well as the main features of PHTS with a simplified model for the horizontal fuel channels, the secondary heat transport system including the shell side of steam generators, feedwater and main steam line, and moderator system. A steady state condition was successfully achieved to confirm the stable convergence of the key parameters. Until the turbine trip, the fuel channels were adequately cooled by forced circulation of coolant and supply of main feedwater. However, due to the continuous reduction of PHTS pressure and inventory, the reactor and turbine were shut down and the thermal-hydraulic behaviors between intact and broken loops got asymmetric. Furthermore, as the conditions of low-flow coolant and high void fraction in the broken loop persisted, leading to degradation of decay heat removal, it was evaluated that the peak cladding temperature (PCT) exceeded the limit criteria for ensuring nuclear fuel integrity. This study is expected to provide the technical bases to the accident management strategy for transient conditions with multiple events.

• 대한환경공학회지
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• 제31권12호
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• pp.1113-1122
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• 2009

하수슬러지의 해양투기 배출규제에 대한 대체 처리방안으로, 하수슬러지의 초음파 가용화를 통한 재기질화와 하수처리 공정에 대한 개선을 통한 슬러지 발생량의 저감방안을 살펴보았다. 분리막 반응조(MBR) 실험을 통해 SRT를 점진적으로 SRT=5.1일에서 442일까지 증가시켰으며, 이때 반응조내 미생물의 평균 농도값은 $c_B$=3.4 $gTSSL^{-1}$에서 $c_B$=14.5 $gTSSL^{-1}$까지 증가하였다. 이때 기질제거율과 미생물의 성장량과의 관계를 나타내는 미생물 수율($Y_{B/S}$)는 SRT=5.1일 일때의 약 0.5-0.7에 비해 SRT=442일 일때 0.005-0.007로 저감되어, 직접적인 슬러지 발생량의 감소를 가져오게 되는 것을 확인하였다. 반응 조내 미생물 농도와 폭기효율과의 관계를 프로펠러 루프 반응조에서 교반속도에 따른 산소전달계수와 ${\alpha}$-factor의 변화로써 살펴보았다. 한편 슬러지에 대한 초음파 가용화는 에너지 투입량에 따라 가용화 효율이 증가하고, 가용화한 슬러지의 혐기성 소화효율은 가용화하지 않은 슬러지에 비해 바이오가스 발생량이 많았다.

• 한국결정성장학회지
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• 제22권5호
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• pp.227-232
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• 2012

차세대 원자력발전용 고온 열교환기 소재로 이용될 가능성이 높은 Ni-Cr계 고온합금인 Inconel 617과 Hastelloy X의 표면처리에 따른 FLiNaK(LiF-NaF-KF) 용융염 하에서의 고온물성에 대한 연구를 수행하였다. Inconel 617과 Hastelloy X기판 상에 각각 PVD인 arc discharge 및 sputtering법에 의해 TiAlN 및 $Al_2O_3$ 박막을 코팅 하였다. 이러한 표면처리가 이들 합금의 FLiNaK 용융염 하 고온 안정성에 미치는 영향에 대해 연구하였다. 용융염 하 Ni-Cr계 고온합금의 부식 원리를 이해하기 위해, 용융염 수송 loop에 사용 중 파단된 Inconel 파이프에 대한 미세구조 분석을 수행하였다. 표면처리 된 합금들을 $600^{\circ}C$ 용융염 내에서 열처리 하였으며, 열처리 전후 시편들에 대해 상형성, 미세구조 등 고온 물성 변화를 측정하였다. 연구결과 코팅되지 않은 경우 보다 TiAlN 및 $Al_2O_3$ 박막이 코팅된 소재에서 보다 우수한 고온 안정성을 보여주었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제17권4호
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• pp.290-301
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• 1985

600MW(e)급 CANDU형 원자로의 1차 냉각재계통은 2개의 “8자” 모양 루프로 구성되며 정상운전중 원자로 출구헤더 (ROH)의 설계 quality는 4%이다. 이러한 루프내 2부분에 압축성 유체의 존재 및 유동-quality-기포율의 정궤환 효과는 1차 냉각재계통 유동 불안정의 주요인이 된다. 계통의 안정을 위하여 설계 변경사항으로서 같은 루프의 ROH-HOH간 interconnect가 설치되었다. 본 논문은 정상운전시 1차 냉각재계통의 유동 불안정현상을 조사연구하며, 또한 interconnect가 유동 안정성에 미치는 영향 및 계통 고유의 유동 안정성에 대한 연구를 수행한다. 시간 영역의 안정성 분석은 ATHER코드로부터 보완된 ATHER/MOD-I 코드를 사용하여 분석한다. 가장 보수적인 계통 모형, 즉 대칭형 루프의 유동은 발산하며, interconnect를 설치함으로써 계통의 유동 안정성은 크게 향상되어 안정된다. 그러나 보수적인 가압기 모델을 사용 분석하였을 경우라도 계통의 유동 안정성은 보장됨을 알 수 있다. 실제적인 계통 즉 가압기와 interconnect를 모사한 경우의 계통 안정성은 크게 보장된다. 결론적으로 비록 interconnect는 계통의 안정성을 크게 향상시키나 가압기 등 계통 고유의 유동 안정성은 매우 커서 interconnect가 설치되지 않았더라도 1차 냉각재 계통의 유동 안정성을 보장함을 알 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제16권3호
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• pp.141-154
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• 1984

고리 1호기의 소형파단냉각재 상실사고에 의해 개시된 중대사고 유형과 그 현상에 대할 분석이 제시되었다. 본 해석에서는 KAERI에서 기존 전산코드의 수정.보완된 MARCH 전산코드가 사용되었다. 특히 고리 1호기의 소형파단 LOCA 해석시 수소 거동과 중기과압에 대한 평가 및 그 응답성에 중점을 두고 검토되었으며, 2-loop 발전소 데이타 분석 및 debris-Water 상호작용 모델에 대한 비교 분석이 수행되었다. 제 1부 중대 사고유형 분석결과, 저농도에서 H$_2$ burning이 이루어지는 경우 계속적인 수소 생성으로 인해 반복 수소 spike가 야기 되나, 격납용기 설계압력치 보다낮게 예측되었다. 또한 debris/water 상호작용시 core debris의 입자크기는 첨두압력의 크기에 미치는 영향은 미세하나 첨두압력의 발생시점은 dryout모델사용에 의해서 상당히 지연시키게 되었다. 완전한 노심용융 사고시 수소연소와 증기과압으로부터 예측된 격납용기 최대압력은 격납용기 건전성에 심각한 위협을 초래하지 않는 것으로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권1호
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• pp.140-148
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• 1994

원전 증기발생기 2차측 제철 화학세정을 기존의 93$^{\circ}C$ 표준공정보다 고온인 1$25^{\circ}C$에서 검증시험을 수행하였다. 원전 증기발생기를 1$25^{\circ}C$에서 화학 세정한다는 가정아래 현장세정 조건을 결정하고 이를 다시 모사하여 3l 용량의 소형 검증시험 조건을 결정하였다. 1 gallon 용량의 316 스텐레스강 압력용기를 반응용기로 사용하는 화학세정 시험장치에서 검증시험을 수행하여 스러지 용해거동, 모재 부식률, 세정제 화학조성 변화거동 등을 측정하였다. 1$25^{\circ}C$ 검증시험 결과에서 93$^{\circ}C$ 표준공정보다 세정시간을 절반이하로 단축시키고도 더 효율적인 세정효과를 얻을 수 있을 뿐만이 아니라 2차측 모재의 부식률도 감소함을 확인할 수 있었다. 그러나 고온 세정공정은 아직 현장적용 경험이 없고, 별도의 외부순환 세정 장치를 이용하는 93$^{\circ}C$ 표준공정과는 달리 주냉각재의 잠열로 2차측을 가열하므로 세정이 완료될 때까지 주냉각 펌프를 계속 가동하여야 하는 단점이 있다. 가동중인 증기발생기에 대한 화학세정을 수행할 때 93$^{\circ}C$ 표준공정과 고온공정의 장 단점을 신중히 검토하여 최적공정을 적용하여야 할 것이다.