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붕산 분말의 원자로 용기 직접 주입 방식에 대한 개념 연구
박천태,이준,김영인,윤주현,지성균 한국산학기술학회 2004 한국산학기술학회논문지 Vol.5 No.4
일체형 원자로는 제어봉의 고장으로 인해 제어봉을 이용한 원자로 정지가 불가능한 경우 원자로에 붕산을 주입하여 정지시킨다. 일반적으로 붕산을 주입하는 방식은 붕산 분말을 물에 용해시켜 고농도의 붕산수를 만들어 저장하고 있다가 사 용하는 것이다. 그러나 이와 같은 방식은 구성 기기의 수가 많고 구성이 복잡하므로 비경제적이며 운전과 계측제어 및 유지 보수 측면에서 불리하다. 본 연구에서는 이와 같은 단점을 개선하기 위해 붕산 분말을 원자로에 직접 주입하는 방식을 채택 하였다. 붕산 분말을 원자로에 직접 주입하므로써 기기의 수가 줄어들고 계통의 구성, 운전 및 유지보수가 매우 단순해지고 경제적이다. The integral reactor is tripped by the boron irijection to the reactor when the CEA(Control element assembly) is not available due to its malfunction. In general, the borated water is madeby dissolving the boron powder in the water and is stored in a tank. and then injected. But, this method is disadvantageous from the view point of construction cost, operation and maintenance because it has many components and is complicated. In this study, the boron powder direct vessel injection method is adopted to improve the system. Injecting the boron powder directly to the vessel and decreasing of number of components, the system configuration, operation and maintenance is simplified and the construction cost is reduced.
박천태(Park Cheon Tae),이준(Lee J.),김영인(Kim Young In),윤주현(Yoon Juhyeon),지성균(Zee Sung-Quun) 한국산학기술학회 2004 한국산학기술학회 학술대회 Vol.- No.-
일체형 원자로는 제어봉의 고장으로 인해 제어봉을 이용한 원자로 정지가 불가능한 경우 원자로에 붕산을 주입하여 정지시킨다. 일반적으로 붕산을 주입하는 방식은 붕산 분말올 물에 용해시켜 고농도의 붕산수를 만들어 저장하고 있다가 사용하는 것이다. 그러나 이와 같은 방식은 구성 기기의 수가 많고 구성이 복잡하므로 비경제적이며 운전과 계측제어 및 유지보수 측면에서 불리하다. 본 연구에서는 이와 같은 단점을 개선하기 위해 붕산분말을 원자로에 직접 주입하는 방식올 채택하였다. 붕산분말을 원자로에 직접 주입하므로써 기기의 수가 줄어들고 계통의 구성, 운전 및 유지보수가 매우 단순해지고 경제적이다.
IR CAT Scan 개발을 위한 기하학적 역 열전도 문제의 경계요소 해법
박천태,김태한,최순호,최창용,한기남 韓國非破壞檢査學會 1995 한국비파괴검사학회지 Vol.15 No.1
IR CAT Scan 개발을 위한 기하학적 역 열전도 문제의 해를 경계요소법 및 정규화 과정을 사용하여 구하였다. 이 문제에서는 잉여기술된 온도조건이 적외선 스캐닝에 의해 표면에 주어지며, 이 조건은 다른 조건과 함께 미지경계의 위치를 계산하는데 사용되었다. 문제의 해를 구하기 위해 보조문제가 도입되었고, 이 보조문제의 영역에 대한 가상적인 내부경계를 정의함으로써 공동(cavity)이 영역 내부에 위치하게 되며, 포텐셜 문제의 해를 구하여 그 위치를 결정하였다. 이 문제의 해를 구하기 위해 경계요소법이 정규화 과정과 함께 사용되었으며, 수치해석을 통하여 역 해법에 대한 정규화 효과를 분석하였다. A geometrical inverse heat conduction problem is solved for the development of Infrared Computerized-Axial-Tomography (IR CAT) Scan by using a boundary element method in conjunction with regularization procedure. In this problem, an overspecified temperature condition by infrared scanning is provided on the surface, and is used together with other conditions to solve the position of an unknown boundary (cavity). An auxiliary problem is introduced in the solution of this problem. By defining a hypothetical inner boundary for the auxiliary problem domain, the cavity is located interior to the domain and its position is determined by solving a potential problem. Boundary element method with regularization procedure is used to solve this problem, and the effects of regularization on the inverse solution method are investigated by means of numerical analysis.
플랜트 및 선박의 액체용 유량제어밸브 설계에 관한 연구(I)
최순호,박천태 한국마린엔지니어링학회 1995 한국마린엔지니어링학회지 Vol.19 No.1
The fluid flow for a energy transfer is essential for the design and operation of power plants, petrochemical plants and ships including a process. When the operating conditions of a plant are changed or any transitional event occured, the flow controls of a fluid must be performed to follow the new operating state or mitigate the results of a event. Generally these flow controls to accommodate the new operating state of a plant are made by the use of various valves. The refore the design of valves and the related techniques are very important to the system and component designs. However the system and component design are not familiar with the practical theory of the valve since the derivative procedures of the flow equations in a valve are difficult and it is not easy to found the theoretical foundamentals and informations about the design of a valve from the present references. In this study the flow equations applicable to a valve for liquid are theoretically derived in detail. And the definition of valve reynolds number and its boundary values between the tubulent and laminar flow is described compared with the values of a circular pipe flow.
강한옥,이준,박천태,박근배 한국특허학회 2007 특허학연구 : 한국특허학회지 Vol.9 No.4
안전보호용기, 피동안전주입계통, 피동잔열제거계통으로 구성되는 일체형원자로의 예비안전계통을 구성하고 비교적 단순한 형태의 안전보호용기 성능평가 프로그램을 개발하여 원자로냉각재상실사고가 발생하였을 때 안전보호용기의 성능을 평가하였다. 개발된 프로그램에서 원자로냉각재계통은 초기 짧은 시간을 제외하곤 항상 포화상태를 유지하고 있다고 가정되었으며 원자로, 안전보호용기 대기, 집수조 및 압력억제풀, 그리고 외부환경 사이의 질량 및 에너지 전달과정이 지속적으로 계산되어 각 영역의 상태 재계산에 이용되었다. 50mm 배관파단 사고에 대한 해석 결과는 원자로와 안전보호용기 사이의 압력평형에 의해 원자로부터의 방출유량이 초기에 급격히 감소한다는 것을 보여주었다. 피동잔열제거계통 및 안전보호용기 벽면을 통한 열제거는 원자로의 온도/압력을 지속적으로 감소시켜 원자로냉각재계통과 안전보호용기 사이의 평형 압력을 낮추는 역할을 하였다. A preliminary safety system for integral reactor composed of passive safety injection system, passive residual heat removal system, and the safeguard vessel coupled with pressure suppression pool was first proposed. Then a simplified thermo-hydraulic performance analysis program was developed to evaluate the safeguard vessel performance for the loss of coolant accident in this study. The reactor coolant system is assumed to be in thermodynamically saturated condition except for initial short time. The mass and heat transfers between the reactor coolant system, the safeguard vessel, and the outside environment are continuously evaluated for every time step and resultant values are utilized for the update of state variables of each region. The results for 50 mm pipe break accident shows that the pressure equilibrium between the reactor coolant system and the safeguard vessel lets the discharge flow rate through the break point be nearly zero and even negative value. The heat transfers through the PRHRS and the safeguard vessel wall reduce the temperature and pressure of reactor coolant system, so the equilibrium pressure is achieved at the lower value.