• Journal of the Korean Society for Precision Engineering
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• v.22 no.6 s.171
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• pp.83-89
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• 2005

Most domestic fossil power plants have exceeded 100,000 hours of operation with the severe operating condition. Among the critical components of fossil power plant, high temperature steam pipe systems have had a many problems and damage from unstable displacement behavior because of frequent start up and shut down. In order to prevent the serious damage and failure of the critical pipe system in fossil power plants, 3-dimensional displacement measurement system was developed for the on-line monitoring. Displacement measurement system was developed with a use of a LVDT type sensor and two rotary encoder type sensors. This system was installed and operated on the real power plant successfully.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.20 no.1
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• pp.18-26
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• 2000

Boiler high-temperature pipelines such as main steam pipe, header and steam drum in fossil power plants are degraded by creep damage due to severe operating conditions such as high temperature and high pressure for an extended period time. Conventional measurement techniques(replica method, electric resistance method, and hardness test method) for measuring creep damage have such disadvantages as complex preparation and measurement procedures, too many control parameters. And also these techniques have low practicality and applied only to component surfaces with good accessibility. In this paper, artificial creep degradation test and ultrasonic measurement for their creep degraded specimens(Cr-Mo alloy steels) were carried out for the purpose of evaluation for creep damage. Absolute measuring method of quantitative ultrasonic measurement for material degradation was established, and long term creep degradation tests using life prediction formula were carried out. As a result of ultrasonic tests for crept specimens. we conformed that both the sound velocity decreased and attenuation coefficient linearly increased in proportion to the Increase of creep life fraction($\Phi$c).

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.525-530
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• 1995

최적 열수력 전산 코드인 CATHARE2 Vl.3u 코드를 이용하여 영광 3/4호기 midloop 운전중 잔열제거(RHR) 기능 상실사고를 해석하였다. 본 연구의 주된 목적은 사고시 계통에서 발생하는 열수력 현상의 이해 향상 및 증기발생기 열제거 능력 평가에 있다. 사고 복구 절차 관점에서 노심 비등, 노출 시점 및 계통압력 등이 중요한 인자이다. 본 계산 수행시 사용한 가정은 다음과 같다. 가) 초기 계통 수위는 고온관 중간에 위치하며 그 윗 부분은 질소 가스로 차 있다. 나) 3/4 인치 크기의 방출 밸브가 원자로 용기 상부 및 가압기 상부에 각각 설치되어 있으며, RHR 흡입구에 수위지시계가 설치되어 있다. 다) 증기발생기의 이차측은 U-튜브가 잠기도록 물로 차있다. 라) 두 증기발생기의 대기 방출 밸브(ADV)는 항상 열려 있어 사고시 이차측 압력을 대기압으로 유지하기에 충분하다. 사고는 원자로 정지 2일 후 발생하였다고 가정한다. 이와 같은 조건하에서 사고시 주된 계통 열제거 수단은 증기발생기 U-튜브내의 응축 작용이며 이는 전체 열제거량의 94%로 나타났다. 노심 비등 시점온 사고후∼300초 이후이며, 계통압력은 10,800초 이후에 최고 압력인 0.25MPa에 도달한 후 그 값을 계속 유지하고 있다. RHR 배관에 연결된 수위지 시계를 통해 10,200초 이후부터 냉각수가 방출되었다. 2개의 방출밸브 및 수위지시계를 통하여 방출된 유량에 근거하여 원자로 용기 냉각재 수위가 고온관 바닦까지 낮아지는 시점을 계산하면 사고 약 6.4 시간 이후가 된다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.33 no.10
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• pp.1177-1186
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• 2009

High temperature steam pipes of thermal power plant are subject to a severe thermal range and usually operates well into the creep range. Cyclic operation of the plant subjects the piping system to mechanical and thermal fatigue damages. Also, poor or malfunctional supports can impose massive loads or stress onto the piping system. In order to prevent the serious damage and failure of the critical piping system, various inspection methods such as visual inspection, computational analysis and on-line piping displacement monitoring were developed. 3-dimensional piping displacement monitoring system was developed with using the aluminum alloy rod and rotary encoder sensors, this system was installed and operated on the high temperature steam piping of "Y" thermal power plant successfully. It is expected that this study will contribute to the safety of piping system, which could minimize stress and extend the actual life of critical piping.

• Proceedings of the KWS Conference
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• 2009.11a
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• pp.62-62
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• 2009

석탄화력발전소의 CO2배출량 감소와 고효율, 대용량화로 인해 초초임계압(USC:Ultra Super Critical) 화력발전소의 건설이 증가하고 있다. USC 발전소는 효율향상을 위한 증기온도와 압력의 상승 때문에 보일러 고온고압부에 기존의 소재에 비해 고온강도와 내산화성의 재료물성이 향상된 신소재 적용이 불가피하다. 특히 사용된 신소재 중에서 보일러 본체를 구성하는 수냉벽관(Water wall), 과열기와, 재열기용 튜브 및 후육부인 헤더와 배관재로 기존의 2.25Cr-1Mo강을 개량한 2.25Cr-1.6W계 내열강이 적용되고 있다. 2.25Cr-1.6W강은 SMI와 MHI가 공동개발한 소재로 1995년 튜브제품이, 1999년에 단조, 파이프재, 플레이트제품이 ASME code case로 등재되었고, 2009년 ASME code case 2199-4로 개정되어 사용 중이다. 이 소재는 2.25Cr-1Mo강에 고온강도 개선을 위해 석출강화효과가 있는 V과 Nb을 첨가하였고, 탄화물의 열적안정성과 고용강화효과 증대를 위해 W을 첨가하였다. 그리고 제작성과 용접성 및 재료의 인성 향상을 위해 B첨가와 C함량을 낮추었다. 합금성분의 첨가와 조정에 의해 고온강도는 개선되었지만, 보일러 설치 및 보수를 위한 용접과정에서 용접금속과 CGHAZ(Coarse Grain HAZ)에서 용접균열이 발생하였다. 대부분의 용접균열은 용접결함이나 고온 혹은 저온균열이 아닌 2.25Cr-1.6W계강의 강도 개선을 위해 첨가한 V과 Nb이 용접후열처리 도중 입내에 MX형태의 미세석출로 입내를 강화시킴으로서 발생한 재열균열 민감성 증대에 기인된 것으로 판단된다. 이에 본 연구에서 용접 및 후열처리 과정에서 용접금속과 HAZ에서 발생하는 용접금속의 응력분포를 전산해석을 통해 확인하고 실제 후육파이프 용접부에서 잔류응력을 측정해 비교하였다. 용접부 응력분포는 SYSWELD 프로그램을 사용해 해석을 수행하였고, 발전소 실배관재의 용접부 응력측정은 수평부 측정이 용이하도록 지그를 부착한 Potable 잔류응력측정기를 사용해 Hole Drilling Method(HDM)를 적용하여 잔류응력을 측정하였다. 해석 결과 CGHAZ부위의 잔류응력이 용접금속과 기타 부위에 비해 높은 응력분포를 나타냈으며, 이는 CGHAZ와 용접용융선 부근에서 균열이 발생하는 실제값과 일치하는 결과를 보였다. 실제 배관재 용접부에서 측정한 잔류응력값은 항복응력의 약 50% 이하 응력값을 나타냈다. 배관 구조에 기인한 시스템응력의 영향을 제거하기 위해 배관재 용접부를 중심으로 양끝단을 절단 후 용접부에서 측정한 응력은 항복응력 대비 25%수준의 낮은값을 보였다. 그러나 배관재가 장기간 고온환경에 노출되었고 용접금속 내부의 균열이 발생한 상태에서 측정하였기 때문에 용접잔류응력은 상당부분 해소되어 상대적으로 낮은 응력값이 얻어진 것으로 판단된다.

• KEPCO Journal on Electric Power and Energy
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• v.5 no.4
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• pp.323-330
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• 2019

The 500 MW Korean standard coal-fired power plant is the largest standardized power plant in Korea and has played a pivotal role in domestic power generation for over 20 years. In addition to the aging degradation due to long term operation, the probability of failure of power generation facilities is increasing due to frequent startup and stop caused by the lower utilization rate due to air pollution problem caused by coal-fired power plants. Among them, steam piping plays an important role in transferring high-temperature & pressure steam produced in a boiler to turbine for power generation. In recent years, failure of steam piping of large coal-fired power plant has frequently occurred. Therefore, in this study, failure analysis of high pressure piping weld was conducted. We identify the damage caused by high stress due to abnormal supporting structure of the piping and suggest improved supporting structure to eliminate high stress through microstructure analysis and piping stress analysis to prevent the occurrence of the similar failure of other power plant in the case of repetitive damage to the main steam piping system of the 500 MW Korean standard coal-fired power plant.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2003.11a
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• pp.1198-1205
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• 2003

Most domestic fossil power plant have exceeded 100,000 hours of operation with the severe operating condition. Among the critical components of fossil power plant, high temperature steam pipe system have had a many problems and damage from unstable displacement behavior because of frequent start up and shut down. In order to prevent the serious damage and failure of the critical pipe system in fossil power plant, 3-dimensional displacement measurement system were developed for the on-line monitoring system. 3-D Measurement system was developed with using the LVDT type sensor and rotary encoder type sensor, this system was installed and operated on the real power plant successfully. In the future time, network system of on-line diagnosis for critical pipe will be designed.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.14 no.4
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• pp.186-195
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• 1982

The steam line break accident for Kori Unit 1 is analyzed by a code SYSRAN which calculates nuclear power and heat flux using the point kinetics equation and the lumped-parameter model and calculates system transient using the mass and energy balance equation with the assumption of uniform reactor coolant system pressure. The 1.4 f $t^2$ steam line break accident is analyzed at EOL (End of Life), hot shutdown condition in which case the accident would be most severe. The steam discharge rate is assumed to follow the Moody critical flow model. The results reveal the peak heat flux of 38% of nominal full power value at 60 second after the accident initiates, which is higher than the FSAR result of 26%. Trends for the transient are in good agreement with FSAR results. A sensitivity study shows that this accident is most sensitive to the moderator density coefficient and the lower plenum mixing factor. The DNBR calculation under the assumption of $F_{{\Delta}H}$=3.66, which is used in the FSAR with all the control and the shutdown assemblies inserted except one B bank assembly and of Fz=1.55 shows that minimum DNBR reaches 1.62 at 60 second, indicating that the fuel failure is not anticipated to occur. The point kinetics equation, the lumped-parameter model and the system transient model which uses the mass and energy balance equation are verified to be effective to follow the system transient phenomena of the nuclear power plants.lear power plants.

• CORROSION AND PROTECTION
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• v.12 no.1
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• pp.24-29
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• 2013

원자력 발전소의 설계 수명이 늘어나고 기존의 가동 원전 또한 장기 운전을 목표로함에 따라, 원자로 압력용기, 가압기, 증기발생기, 배관 등의 주요 구조재료의 장기 열화에 따른 재료 건전성을 유지하는 것이 매우 중요하다. 특히, 응력부식균열 현상은 장기 열화에 의해 일어날수 있는 구조재료에서의 심각한 취화 문제들중의 하나로써, 이 현상을 예방하거나 지연시키기 위해서는 현상의 근본원인과 작동기구를 규명하는 것은 원전의 안전성 유지를 위해 매우 중요하다. 이를 위해서 구조재료 표면의 원전 운전 조건에서의 산화막 특성과 그 형성 거동을 분석하는 것은 매우 중요하게 되는데, 원전 운전 조건은 고온고압의 수화학 환경으로 일반 환경에서 사용가능한 다양한 분석 방법들을 적용하기에 많은 제약을 받게 된다. 그러나, 라만 분광법은 가동 원전의 운전 조건인 고온/고압수 환경 하에서도 실시간으로 산화막 분석이 가능한 기법으로, 본 논문에서는 지금까지의 라만 분광법을 이용하여 고온고압수 환경에서의 주요 구조용 금속 및 합금 표면에 생성된 산화막에 대한 분석 연구 결과에 대하여 소개하고, 앞으로 이를 이용한 구조재료의 열화 현상을 분석 및 열화기구 규명을 위한 연구개발 방향을 제시하고자 한다.

• Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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• v.16 no.1
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• pp.74-83
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• 2020

A number of so-called 'Type IV' cracking was reported to occur at the welded joints of the P91 steel or P92 steel reheat steam piping systems in Korean supercritical thermal power plants. The reheat steam piping systems are subjected to severe thermal and pressure loading conditions of coolant higher than 570℃ and 4MPa, respectively. In this study, piping analyses and design evaluations were conducted for the piping system of a specific thermal plant in Korea and suggestions were made how structural integrity could be improved so that type IV cracks at the welded joints could be prevented. Integrity evaluations were conducted as per ASME B31.1 code with implicit consideration of creep effects which was used in original design of the piping system and as per nuclear-grade RCC-MRx code with explicit consideration of creep effects. Comparisons were made between the evaluation results from the two design rules. Another approach with modification or reduction of the redundant supports in the piping systems was investigated as a tool to mitigate thermal stresses which should essentially contribute to prevention of Type IV cracking without major modification of the existing piping systems. In addition, a post weld heat treatment method and repair weld method which could improve integrity of the welded joint of P91 steel were investigated.