원자로냉각재계통 기기 설계를 위한 구조해석 분야는 크게 세가지로 구분할 수 있는데, 첫번째는 원자로 냉각재계통내의 유체의 온도, 압력, 원자로냉각재계통 기기 및 유체의 자중 등을 고려하여 정적해석이 주가되는 정상운전해석, 두번째는 원자력 발전소 수명내에 부지에 발생 가능한 지진을 고려하는 내진설계를 위한 지진해석, 세번째는 원자력발전소를 다른 플랜트보다 한층 안전하게 설계할 수 있도록 원자력 발전소내의 모든 고에너지배관의 파단을 가상하는 가상배관파단해석으로 구분할 수 있다. 1986년 이전까지의 가압경수로발전소의 가상배관파단은 원자로냉각재주배관의 파단을 가상하여 동적구조해석을 수행하므로써, 극히 보수적인 결과를 얻었다. 그러나, 파괴역학의 발전은 파단전누설기법을 정립하였으며, 이에 따라 1987년 미국의 10 CFR Part 50 Appendix A GDC 4에서는 원자력발전소 내의 모든 고에너지배관에 파단전누설기법 적용을 허용하므로써, 이들 배관의 가상배관파단을 배제할 수 있도록 하였다. 한국형 표준원전인 울진원자력 3, 4호기의 참조발전소인 영광원자력 3, 4호기는 개정된 GDC 4를 적용한 최초의 가압경수로발전소로서, 원자로냉각재주배관과 12인치 이상의 일차측 분기관들의 가상배관파단을 배제하였다. 본 보고서에서는 영광원자력 3, 4호기의 참조발전소인 미국 Palo Verde발전소와 한국형 표준원전인 울진원자력 3, 4호기의 가상배관파단에 의한 원자로냉각재계통의 동적구조해석 결과를 서로 비교, 분석하므로써 개정된 GDC 4의 영향을 평가함은 물론 향후 분기관 가상배관파단해석의 방향을 모색하는데 있다.
When a sudden rupture occurs in high energy lines, ejection of inner fluid with high temperature and pressure causes blast wave as well as thrust forces on the ruptured pipe itself. The present study is to examine pipe whip behaviors and blast wave phenomena under postulated pipe break conditions. In this context, typical numerical models were generated by taking a MSL (Main Steam Line) piping, a steam generator and containment building. Subsequently, numerical analyses were carried out by changing break locations; one is pipe whip analyses to assess displacements and stresses of the broken pipe due to the thrust force. The other is blast wave analyses to evaluate the broken pipe due to the blast wave by considering the pipe whip. As a result, the stress value of the steam generator increased by about 7~21% and von Mises stress of steam generator outlet nozzle exceeded the yield strength of the material. In the displacement results, rapid movement of pipe occurred at 0.1 sec due to the blast wave, and the maximum displacement increased by about 2~9%.
탄소성파괴역학의 발달과 함께 원자력 발전소의 설계시 고려해야 하는 고에너지 배관의 양단파단사고와 같은 극한 가정 대신 파단전누설(LBB : Leak Before Break)개념을 배관설계시 고려할 수 있도록 관련 규제 요건이 완화되어 원자력 발전소 고에너지 계통 설계에 새로운 설계 개념으로 적용할 수 있게 되었다. 파단전누설개념 적용시 균열 안정성 평가에 가장 널리 사용되는 방법은 J-T 방법이다. 본 연구에서는 유한요소법 사용시 균열 선단에서 요소의 크기 및 경계 조건 (Boundary Condition)이 변화할 때 Applied J 적분값에 미치는 영향을 ABAQUS 전산 프로그램을 이용하여 조사하였다.
본 연구는 냉장고의 배출수 응축기 입출구 배관에서의 온도 특성을 알아보고 이를 예측하는 방법을 정립하는 것을 목적으로 하였다. 이를 위해서 빌트인 냉장고를 항온항습챔버에서 운전하면서 배출수 응축기 입출구 배관에서 온도를 측정하였다. 본 연구의 실험을 통하여 측정된 온도는 $37^{\circ}C$에서 $46^{\circ}C$로 변하는데 실제 온도는 측정된 온도 보다 $8^{\circ}C$에서 $22^{\circ}C$ 만큼 크게 차이나는 것을 확인할 수 있었다. 본 연구에서는 이렇게 차이가 나는 원인을 파악하였으며 이는 배출수 응축기 입출구 배관이 냉장고 본체에 부착되어 이를 통한 열손실이 크기 때문임을 알았으며 측정된 온도 결과로부터 입출구 배관의 온도를 예측할 수 있는 방법을 제안하였다. 본 연구의 온도 계산 결과는 실제 냉매온도를 6% 오차범위의 정확도로 예측할 수 있음을 알았다.
본 연구에서는 경인지역 도시가스회사들이 가스공사로부터 도매 매입한 도시가스의 양이 배관내재고 등의 기타 용도를 포함한 도시가스판매량과의 차이에 대해 검토하여 보고자 하였다. 1996년부터 2001년의 자료를 이용하여 가스공사로부터 매입한 물량, 배관길이, 판매자료, 손실, 자가소비, 기타의 항목으로 기존의 자료를 정리하였고, 이를 기초로 하여, 배관내 재고량 변화, 판매 자료에 기초한 추정 미검침 재고량과 그 이월분 등을 확인하였다. 또 이를 통해 우리의 관심의 대상이 되는 오차를 이해할 수 있는 틀을 제공하고, 사실관계의 확인을 실증적인 분석을 통해 제시하고자 하였다. 결과. 각 도시가스회사가 도매 매입한 물량이 미검침 재고량의 이월분, 배관내재고, 검침판매량, 손실, 자가소비, 기타를 합한 량보다 많다라는 통계적 가설을 기각함을 보인다.
원자력 발전소에서는 고에너지배관이 파단되는 가상 배관 휩 현상으로부터 구조물을 보호하기 위하여 많은 종류의 배관 휩 구속장치(Pipe Whip Restraint, PWR)가 설치되어 있다. 이 배관 휩 구속장치를 보다 합당하게 설계하거나 배관 휩 구속장치의 설계타당성을 평가하기 위하여 배관 휩 현상을 자세히 관찰하는 것이 필요하다. 이와 같은 이유로 배관 휩 현상을 해석하는 방법 개발자 개발된 방법의 타당성을 입증하기 위한 다양한 연구 프로그램이 여러나라에서 수행되어 왔다. 본 연구에서는 배관 휩 구속장치에 가해지는 충격하중을 계산하기 위해 범용 유한요소 전산 프로그램인 ANSYS내의 여러 형태의 유한요소들을 이용하여 가상 배관 휩 현상을 모의했으며 계산 결과는 U자형 배관 휩 구속장치를 갖는 배관계통의 배관 휩 모의시험으로부터 구해진 대상 실험 결과와 비교, 검토되었다. 배관 휩 구속장치와 배관 사이의 갭요소나 스프링요소를 갖는 계산모델의 일부는 해당 실험결과와 비교해 볼 때 배관 휩 구속장치에 걸리는 인장력을 사고기간 동안에 잘 모의함을 보여서 배관 휩 구속장치의 설계타당성을 평가하는데 유용 할 것으로 판단된다.
배관시스템은 유체를 장거리로 이송시키는 장비로서 많은 산업군에서 사용되고 있다. 고압의 배관에서는 빠른 유속으로 인하여 소음이 크게 발생하고 있으며, 이러한 소음을 저감 시키기 위한 많은 연구가 수행되고 있다. 이 논문에서는 고온·고압의 배관내 밸브 유동을 원인으로 발생하는 유동유발진동과 음향유발진동을 설계단계에서 예측하고 정량적으로 분석을 위한 배관 소음 해석 기법을 개발하였다. 이를 위하여 배관의 내부 유동 예측을 위한 고정밀 유동 해석기법을 개발하였으며, 파수-주파수 분석법을 이용하여 주파수 대역별 압축성/비압축성 압력의 기여도를 평가하였다. 그리고 유한요소 해석법(Finite Element Method, FEM)을 기반으로 한 저·중 주파수 대역의 진동소음 해석기법을 개발하였으며, 통계적 에너지 분석법(Statistical Energy Analysis, SEA)을 기반으로 한 중·고 주파수 대역에서의 방사소음해석 기법을 개발하였다.
하나로 1차 배관에서 중성자를 측정하고 발생 원인을 분석하였으며, 이를 통하여 중성자 계측 계통을 이용하여 핵연료 파손을 감시할 수 있는 가능성을 검토하였다. 중성자 측정에는 BF$_3$비례 계수관을 이용하였고, 1차 배관의 주 방사선원인 N-16에 의한 감마선 펄스의 영향은 무시 할 정도로 작았다. 중성자의 발생 원인을 규명하기 위해 원자로 정지 전후에 중성자 계수율의 변화를 측정하였다. 편자로의 정상 운전시 1차 배관에서 발생되는 중성자는 물속의 중수소가 고에너지 감마선을 흡수하여 방출하는 광중성자와 핵연료의 표면 오염에 의해 발생된 지발 중성자라고 가정하여 원자로 정지 전후의 발생량 변화를 계산하였다. 계산 결과와 측정값을 비교하여 1차 배관 주변에서 측정된 중성자 가운데 지발 중성자가 약 70 %, N-16에 의한 광중성자가 약 30%임을 확인하였다. 핵연료의 표면 오염 정도로 발생하는 지발 중성자도 민감하게 측정되므로, 이러한 지발 중성자 계측법이 핵연료의 손상 여부를 알아낼 수 있는 유용한 방법임을 확인할 수 있었다.
본연구에서는 핵연료집합체의 검증계획의 일환으로 2차측 배관파단의 영향을 조사하였다. 원자로노심의 상세모델을 이용한 동적해석으로 배관파단에 의한 응답을 구하였다. 파단적 누설개념의 적용으로 10인치 이상의 고에너지 배관에 대하여 양단 파단이 설계에서 배제됨에 따라 본 연구에서는 주증기관과 급수관의 파단을 가정 하였다. 핵연료 집합체의 전단력, 굽힘모우멘트, 변위 및 지지격자체의 충격하중에 대하여 자세히 고찰하였고 이들 동적해석 결과를 이용하여 핵연료집합체의 구조적 건전성을 평가하였으며 사고조건에서 2차측 배관파단이 핵연료집합체의 구조적 건전성 에 미치는 영향을 검토하였다.
산업의 발전에 따른 도시화의 영향으로 대도시에서는 가용공간을 확보하기 위하여 건물의 고층화와 지하공간의 개발이 활발하게 이루어지고 있다. 최근 증가추세에 있는 초고층주상복합건물, 초고층아파트는 건물의 높이가 증가함으로 인하여 건축공사비의 증가는 물론 설비적인 측면에서는 저층부의 수압이 상승 하여 높은 수압과 수격작용(water hammer)에 대한 배관 및 기기의 내압강도와 안전대책이 요구된다. 또한 건물의 초고층화로 인하여 열원에서 공조기까지, 공조기에서 실내기기까지의 수직거리 (vertical distance)가 길어지게 되어 연장된 공조덕트 및 배관 의 길이로 인해 반송동력비의 상승에도 큰 영향을 미치게된다. 이러한 문제점을 해결하기 위하여 기기 및 재료의 선정시 내압을 고려하거나 기기의 적정배치와 조닝(zoning)을 통해 상기의 문제점을 해결하는 방법을 적극 채용하고 있다. 하지만 보다 근본적인 문제해결 방법으로 건물의 층고저감에 의한 건축공사비 및 연 간운전비의 절감을 통한 건물에서의 소비에너지량 감소로 부존자원이 부족한 우리나라의 에너지수급정책에 기여하여야 할 것이다. 본 고에서는 건축물의 층고저감 효과를 얻을 수 있는 공조시스템에 대해 전반적으로 기술하고자 한다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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