• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.233-240
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• 1996

Analyses of the viscous and end effects on electromagnetic (EM) pumps of annular linear induction type for the sodium coolant circulation in Liquid Metal Fast Breeder Reactors have been carried out based on the MHD laminar flow analysis and the electromagnetic field theory. A one-dimensional MHD analysis for the liquid metal flowing through an annular channel has been performed on the basis of a simplified model of equivalent current sheets instead of three-phase currents in the discrete primary windings. The calculations show that the developed pressure difference resulted from electromagnetic and viscous forces in the liquid metal is expressed in terms of the slip, and that the viscous loss effects are negligible compared with electromagnetic driving forces except in the low-slip region where the pumps operate with very high flow velocities comparable with the synchronous velocity of the electromagnetic fields, which is not applicable to the practical EM pumps. A two-dimensional electromagnetic field analysis based on an equivalent current sheet model has found the vector potentials in closed form by means of the Fourier transform method. The resultant magnetic fields and driving forces exerted on the liquid metal reveal that the end effects due to finiteness of the pump length are formidable. In addition, a two-dimensional numerical analysis for vector potentials has been performed by the SOR iterative method on a realistic EM pump model with discretely-distributed currents in the primary windings. The numerical computations for the distributions of magnetic fields and developed pressure differences along the pump axial length also show considerable end effects at both inlet and outlet ends, especially at high flow velocities. Calculations of each magnetic force contribution indicate that the end effects are originated from the magnetic force caused by the induced current ( u x B ) generated by the liquid metal movement across the magnetic field rather than the one (E) produced by externally applied magnetic fields by three-phase winding currents. It is concluded that since the influences of the end effects in addition to viscous losses are extensive particularly in high-velocity operations of the EM pumps, it is necessary to find ways to suppress them, such as proper selection of the pump parameters and compensation of the end effects.

• 대한소아치과학회지
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• 제29권4호
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• pp.519-528
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• 2002

임상에서 설비의 노후나 고장 등으로 인해 고속 핸드피스의 물 분사에 의한 냉각이 종종 불완전하게 일어날 수 있다. 또한 성인에 비해 치료에 관한 공포가 심하여 비협조적인 소아환자의 경우에는 물의 분사나 고속 흡인기의 사용을 거부하거나 지극히 혐오하는 경우도 드물지 않다. 이처럼 냉각이 충분히 이뤄지지 않은 상황에서 시행되는 다양한 술식은 치수조직에 치명적인 손상을 가할 수 있다. 본 연구의 목적은 임상 수복 술식을 시행하는 동안 각 치아표면에서 발생되는 열이 치수 내부로 전달되는 양상을 조사하기 위함이었다. 석고 블록에 식립된 90개의 하악 제2유구치를 대상으로 수종의 수복 술식을 시행하였고, 해당 치아표면에서 발생되는 열의 온도를 적외선 카메라와 thermography를 이용하여 측정하고, 이를 토대로 유한요소 분석을 통한 치질내 열전도에 관한 평가를 시행하였다. 본 연구에서 시행된 임상 술식의 주수 하 최고 표면 온도는 $30.8^{\circ}C{\sim}43.6^{\circ}C$, 비 주수 하에서는 $51.2^{\circ}C{\sim}103.4^{\circ}C$의 범위를 보였다. 술식 중에서는 치관 형성과정이 가장 높은 온도를, 아말감 제거 과정이 가장 낮은 표면온도를 보였다. 동일 술식 내에서의 주수와 비 주수 조건간에는 모든 술식이 유의한 차를 나타냈다(p<0.05). 유한요소 분석에서 나타난 치수각의 온도변화는 모든 비 주수 조건에서는 큰 폭으로 상승한 반면, 주수 하에서는 전반적으로 미약한 변화를 보였다. 이상의 결과는 고속 절삭기를 사용한 수복 과정에 주수에 의한 충분한 냉각이 치수 생활력의 유지를 위해서 필수적임을 시사해준다. 향후 보다 다양한 술식과 조건을 부여한 유사 분야의 연구가 추천된다.

• 비파괴검사학회지
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• 제29권4호
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• pp.374-382
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• 2009

원자력발전소의 1차측 및 2차측 냉각계의 장벽 역할을 하는 핵심 설비중 하나인 증기발생기(steam generator, SG) 전열관은 공공의 사회적 안전성과 효율적인 발전 용량을 유지하기 위해 구조적 건전성을 유지하여야 한다. 또한 결함을 함유하고 있는 전열관은 해당결함을 조기에 검출, 정량적으로 결함을 평가하여 필요한 경우에는 보수조치를 수행하여야 한다. 이러한 결함의 검출 및 정량화를 위해서 검사관련 고시 및 강화된 SG 관리프로그램(SGMP)에 근거하여 와전류탐상검사법(eddy current testing, ECT)을 적용, 검사를 수행하고 있다. SG 전열관에서 검출되고 있는 결함중 응력부식균열(stress corrosion cracking, SCC)은 미세한 경우 결함의 검출이 어려울 뿐 아니라 생성된 결함의 성장속도가 빠르기 때문에 SG 전열관의 건전성을 위협하는 주요결함 기구중 하나로 분류하고 있다. 본 논문에서는 다양한 결함 깊이 및 길이별로 방전가공(electric discharge machining, EDM)된 축방향 ODSCC에 대해 pancake, +point 및 shielded pancake 코일 등이 탑재된 3 coil형태의 +PT MRPC(motorized rotating pancake coils)를 적용하여 결함의 검출가능 여부 및 크기 측정을 위한 검사를 수행하였으며 본 실험결과를 통해 SG 전열관의 건전성 및 원전 운전의 안전성을 진단하는 공학적 평가 자료로써의 활용 가능성 뿐 아니라 와전류탐상검사의 신뢰도 향상을 도모하고자 하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제37권3호
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• pp.387-395
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• 2013

최근 국외의 원자로 상부헤드 CRDM 관통노즐에 일차수 응력부식균열로 인한 냉각수 누출사고가 발생하였다. 일차수응력부식균열은 부식에 민감한 재료, 인장 잔류 응력 및 부식 환경 등의 3 가지 요인의 상호작용에 의해 발생하는 것으로 알려져 있기 때문에 응력 부식 균열 발생 및 균열 진전을 억제하기 위해서는 용접에 의한 잔류응력에 대한 정확한 예측이 선행되어야 한다. 본 논문에서는 국내 Westinghouse 형 원자로 상부 헤드 관통노즐(CRDM)을 대상으로 노즐의 두께 및 형상 비($r_o/t$)에 따른 노즐 잔류응력 분포 특성에 대해 연구를 수행하였다. 국내에 현존하는 원자로 상부헤드 관통노즐의 실제크기($r_o$=51.6, t=16.9 mm)를 기준으로 노즐의 두께 및 형상 비($r_o/t$=2, 3, 4)의 변수를 정립하였으며 정중앙 및 최외곽에 위치한 노즐을 대상으로 연구를 수행하였다.

• 비파괴검사학회지
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• 제18권6호
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• pp.455-463
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• 1998

경수로형 원자로 제어봉집합체(rod cluster control assembly)의 제어봉선단 봉단마개 부위에 발생할 수 있는 원주방향균열을 검출하기 위한 다중표면 와전류탐촉자를 설계하였으며, 이를 MIZ-30 주파수발생장치에 연 결하여 원주방향균열을 검출하고 원주방향길이를 측정 할 수 있는 와전류검사기술을 개발하였다. $8{\times}1$ 다중표면 와전류탐촉자는 원주방향으로 발생할 수 있는 균열 검사에 적합하도록 탐촉자 내부 원주방향으로 8개 표면코일을 일정간격으로 배치하고 코일 후방에 스프링을 설치하여 주사시 코일 머리부분이 표면에 밀착되므로서 코일과 피복관표면 사이의 lift-off 발생이 최소가 되도록 설계하였다. LCR-meter 및 HP-VEE 프로그램을 사용하여 코일의 전기적 특성을 평가하였으며, 탐촉자의 균열검출 특성은 Miz-30과 Eddynet 프로그램을 사용하여 평가하였다. 교정 standard와 시험편은 $14{\times}14$형 제어봉피복관(SS-304, 외경 : 10.95mm, 두께 : 0.48mm)을 사용하여 축방향과 원주방향으로 깊이와 길이를 달리하여 여러가지 균열성 EDM노치 (폭 0.2mm, 관두께의 15, 25, 40, 50, 60%깊이)를 가공하였으며, 이를 이용하여 탐촉자의 균열검출 및 크기측정 특성을 평가한 결과 제어봉 튜브표면에 발생한 원주균열의 검출 가능 최소길이는 3.5mm이고, 깊이는 ${\pm}5.31%$ RMS 오차 이내로 측정 할 수 있었다. 또한, 제어봉선단 봉단마개 부위에 발생할 수 있는 마모, 스크레치, 축 및 원주방향균열 신호는 신호의 위상과 신호형상을 분석하므로서 구분이 가능하였다.

• 방사선산업학회지
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• 제9권4호
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• pp.217-221
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• 2015

When reactor coolant leaks occur due to cracks of a steam generator's tube, radioactive materials contained in the primary cooling water in nuclear power plant are forced out toward the secondary systems. At this time the secondary water purification resin in the ion exchange resin tower of the steam generator blowdown system is contaminated by the radioactivity of the leaked radioactive materials, so we pack this in special containers and store temporarily because we could not dispose it by ourselves. If steam generator tube leakage occurs, it produces contaminated spent resins annually about 5,000~7,000 liters. This may increase the amount of nuclear waste productions, a disposal working cost and a unit price of generating electricity in the plant. For this reasons, it is required to develop a decontamination process technique for reducing the radioactive level of these resins enough to handle by the self-disposal method. In this research, First, Investigated the structure and properties of the ion exchange resin used in a steam generator blowdown system. Second, Checked for a occurrence status of contaminated spent resin and a disposal technology. Third, identified the chemical characteristics of the waste radionuclides of the spent resin, and examined ionic bonding and separation mechanism of radioactive nuclear species and a spent resin. Finally, we carried out the decontamination experiment using chemicals, ultrasound, microbubbles, supercritical carbon dioxide to process these spent resin. In the case of the spent resin decontamination method using chemicals, the higher the concentration of the drug decontamination efficiency was higher. In the ultrasound method, foreign matter of the spent resin was removed and was found that the level of radioactivity is below of the MDA. In the microbubbles method, we found that the concentration of the radioactivity decreased after the experiment, so it can be used to the decontamination process of the spent resin. In supercritical carbon dioxide method, we found that it also had a high decontamination efficiency. According to the results of these experiments, almost all decontamination method had a high efficiency, but considering the amounts of the secondary waste productions and work environment of the nuclear power plant, we judged the ultrasound and supercritical carbon dioxide method are suitable for application to the plant and we established the plant applicable decontamination process system on the basis of these two methods.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권10호
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• pp.3543-3548
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• 2023

Shutdown chemistry evolution is performed in nuclear power plants at each refueling outage (RFO) to establish safe conditions to open system and minimize inventory of corrosion products in the reactor coolant system (RCS). After hydrogen peroxide is added to RCS during shutdown chemistry evolution, corrosion products are released and are removed by filters and ion exchange resins in the chemical volume control system (CVCS). Shutdown chemistry evolution including RCS clean-up time to remove released corrosion products impacts the critical path schedule during RFOs. The estimation of clean-up time prior to RFO can provide more reliable actions for RCS clean-up operations and transients to operators during shutdown chemistry. Electric Power Research Institute (EPRI) shutdown calculator (SDC) enables to provide clean-up time by Co-58 peak activity through operational data from nuclear power plants (NPPs). In this study, we have investigated the results of EPRI SDC by shutdown chemistry data of Co-58 activity using NPP data from previous cycles and modeled the estimated clean-up time by EPRI SDC using average Co-58 activity of the NPP. We selected two RFO data from the NPP to evaluate EPRI SDC results using the purification time to reach to 1.3 mCi/cc of Co-58 after hydrogen peroxide addition. Comparing two RFO data, the similar purification time between actual and computed data by EPRI SDC, 0.92 and 1.74 h respectively, was observed with the deviation of 3.7-7.2%. As the modeling the estimated clean-up time, we calculated average Co-58 peak concentration for normal cycles after cycle 10 and applied two-sigma (2σ, 95.4%) for predicted Co-58 peak concentration as upper and lower values compared to the average data. For the verification of modeling, shutdown chemistry data for RFO 17 was used. Predicted RCS clean-up time with lower and upper values was between 21.05 and 27.58 h, and clean-up time for RFO 17 was 24.75 h, within the predicted time band. Therefore, our calculated modeling band was validated. This approach can be identified that the advantage of the modeling for clean-up time with SDC is that the primary prediction of shutdown chemistry plans can be performed more reliably during shutdown chemistry. This research can contribute to improving the efficiency and safety of shutdown chemistry evolution in nuclear power plants.