• 한국표면공학회:학술대회논문집
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• 한국표면공학회 2017년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.135-135
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• 2017

제염기술은 원자력발전소의 순환계통장치 및 기기류의 방사성 오염물질을 제거하는 기술이다. 현재 국내 원전의 설계 수명 및 유지보수 시기가 도래함에 따라, 작업 전 작업자의 방사선 피사량을 극소화하기 위한 제염 기술이 주목을 받고 있다. 제염 방법에는 크게 기계적 제염과 화학약품을 사용하는 화학제염이 있다. 그 중 화학제염은 복잡한 구조의 제염 대상물에 대한 큰 효과 및 간단한 공정 때문에 주로 사용되고 있다. 제염 시 방사성 산화물과 오염성분을 제거하기 위해 강산 또는 강알칼리의 화학용액이 사용된다. 강한 화학약품을 사용함으로써 큰 제염효과를 얻을 수 있는 반면, 금속 재료의 부식에 대한 구동력도 커지게 된다. 금속 재료의 경우, 강한 부식성 환경에서 공식(pitting corrosion) 및 입계부식(intergranular corrosion)형태의 손상이 크게 발생하기 때문에, 제염공정 시 사용되는 화학용액에 대한 재료의 건전성 검증이 반드시 필요하다. 본 연구에서는 원전기기용 재료인 니켈합금강 Inconel600의 화학제염 시 시험공정 3가지에 대한 부식손상 특성을 규명하였다. 산화공정은 $HMnO_4$ 실험용액을 공통으로 사용하였으며, 산화공정 종료 후 환원공정은 각 시험공정에 따라 환원공정 1은 2000ppm $H_2C_2O_4$, 환원공정 2는 1500ppm $H_2C_2O_4$ + 500ppm $H_8C_6O_7$, 그리고 환원공정 3은 3000ppm $H_2C_2O_4$ 실험용액을 각각 투입하여 수행하였다. 산화, 환원공정을 1Cycle로 하여 온도 $75^{\circ}C$로 유지된 용액에 각 2시간씩 침적하였다. 각 시험공정 별로 총 5Cycle을 실시하였다. 각 시험공정 Cycle종료 후 시험편을 취외하여 무게감량측정, SEM(Scanning electron microscope)분석, 3D현미경분석 그리고 타펠분극 실험을 실시하였다. 각 분석결과를 토대로 하여, 니켈합금 Inconel600에 대한 화학제염 시 시험공정에 따른 부식특성을 규명하였다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제9권1호
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• pp.62-69
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• 2013

A probabilistic assessment code, PRO-LOCA ver. 3.7 which was developed in an international co-operative research program, PARTRIDGE was evaluated by conducting sensitivity analysis. The effect of some variables such as simulation methods (adaptive sampling, iteration numbers, weld residual stress model), crack features(Poisson's arrival rate, maximum numbers of cracks, initial flaw size, fabrication flaws), operating and loading conditions(temperature, primary bending stress, earthquake strength and frequency), and inspection model(inspection intervals, detectable leak rate) on the failure probabilities of a surge line nozzle was investigated. The results of sensitivity analysis shows the remaining problems of the PRO-LOCA code such as the instability of adaptive sampling and unexpected trend of failure probabilities at an early stage.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제9권1호
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• pp.56-61
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• 2013

This paper presents the results of integrity assessment for the cracks happened in reactor vessel upper head penetration nozzles. The crack morphology for a boat sample from crack area was analyzed through microscope. The stress condition including weld residual stress around crack was analyzed using finite element analysis. From the results of crack morphology and stress condition, the crack was concluded as primary water stress corrosion cracking. The integrity of the cracked nozzle was assessed by the methodology provided in ASME Section XI. According to the assessment results, the remaining life of the cracked nozzle was 1.43 yrs. and the plant decided to repair it.

• 비파괴검사학회지
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• 제24권4호
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• pp.384-389
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• 2004

원자력발전소 운전에 따른 경년열화 등에 의하여 원자력발전소 주요 기기 및 재료 등에 손상 발생 가능성이 있어 원자력법 및 관련 기술기준에서는 비파괴검사 방법을 이용하여 원자력발전소 주요 기기 및 배관의 용접부 등 취약 부위에 대한 건전성을 주기적으로 평가토록하고 있다. 이에 따라, 영광 6호기 가동중검사는 기기, 배관 및 구조물 비파괴검사, 압력용기 자동 초음파탐상검사, 원자로 내부 구조물 육안검사 및 증기발생기 전열관 와전류탐상검사로 구분하여 수행하였다. 원자력발전소 계통의 주요기기에 대한 비파괴검사 결과, 기기, 배관 및 구조물과 원자로 압력용기 용접부에 대해서는 특이 사항 발생 없이 적용 규격에 만족되고 건전한 것으로 최종 평가되었다. 특히, 배관 용접부에 대한 초음파탐상검사는 영광 5호기에서와 마찬가지로 ASME Code Sec. XI 1995년도 판에 따라 기량검증(Performance Demonstration : PD) 방법을 적용함으로써 검사 신뢰도를 확보하였다는데 큰 의미가 있다.

• 비파괴검사학회지
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• 제33권5호
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• pp.465-471
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• 2013

원전 증기발생기는 원자로 냉각재 계통에서 발생한 열에너지를 터빈 계통의 주급수에 전달하여 터빈을 회전시키기 위한 증기를 생산하는 일종의 열교환기이다. 증기발생기 전열관의 손상은 증기발생기의 구조적 및 누설 건전성 유지 능력을 저해시키기 때문에 주기적으로 와전류검사를 수행하여 전열관의 건전성을 평가한다. 증기발생기 전열관의 건전성 평가는 보통 원자로 연료 재장전 기간 중에 수행된다. 현재 국내 증기발생기 전열관에 적용되는 와전류검사는 KEPIC 및 ASME 코드 요건에 따라 수행되며, 와전류검사 수행에 필요한 검사 시스템은 와전류검사 장치와 수집된 신호를 평가하기 위한 평가 프로그램으로 구성된다. 검사에 적용되는 와전류검사 시스템을 구성하는 핵심기기인 와전류검사 장치는 ASME 및 KEPIC 코드에서 총 고조파 왜곡율, 입출력 임피던스, 증폭기 직선성 및 안정성, 위상 직선성, 대역폭 및 복조필터 응답, 디지털 변환, 채널 간섭 등과 같은 전기적 특성을 측정하도록 규정하고 있다. 이에 따라 본 논문에서는 국내 최초로 개발한 원전 증기발생기 와전류검사 장치의 전기적 특성 측정을 위한 ASME 및 KEPIC 코드 요건을 설명하고, 이 요건에 따른 증기발생기 와전류검사 장치의 전기적 특성의 측정 결과를 제시하였다.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 1999년도 추계학술대회 논문집 학회본부 A
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• pp.450-454
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• 1999

In order to evaluate the integrity of nuclear power plants, J-integral calculation is crucial. For this purpose, finite element method is popularly used to obtain J-integral. However, high cost time consuming preprocess should be performed to design the finite element model of a cracked structure. Also, the J-integral should be verified by alternative method since it may differ depending on the calculation method. The objective of this paper is to develop a three-dimensional elastic-plastic J-integral analysis system which is named as EPAS. The EPAS program consists of an automatic mesh generator for a through-wall crack and a surface crack, a solver based on ABAQUS program, and a J-integral calculation program which provides DI(Domain Integral) and EDI(Equivalent Domain Integral) based J-integral calculation. Using the EPAS program, an optimized finite element model for a cracked structure can be generated and corresponding J-integral can be obtained subsequently.

• 한국정보과학회:학술대회논문집
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• 한국정보과학회 2001년도 가을 학술발표논문집 Vol.28 No.2 (2)
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• pp.238-240
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• 2001

원자력발전소에서는 기기, 배관 및 각종 지지구조물 등 설비에 대하여 시간의 경과에 따른 취약화 정도를 측정하기 위하여 대략 15개월을 주기로 호기별 비파괴검사로 감시 및 평가하는 가동중검사를 실시한다. 증기발생기, 주복수기와 같은 세관으로 구성된 설비는 와전류탐상검사를 수행하여 신호데이터를 취득하고 건전성 여부를 평가한 다음 그 결과를 Optical Disk에 신호데이터와 함께 저장한다. 본 논문에서는 저장된 방대한 양의 검사 결과 파일을 추출하여 데이터베이스로 구축하고, 행열 수량, 모양, 방향 및 열번호 부여방법이 상이한 다양한 배열 형태의 세관 Map을 편집하여 사용자 요구에 따라 검사정보를 색상 Tube로 Mapping 처리하여 세관의 상태, 검사이력, 결함성장률 및 변화추이 분석을 시각적으로 파악할 수 프로그램 구현 사례를 소개한다.

• 한국정보처리학회:학술대회논문집
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• 한국정보처리학회 2013년도 추계학술발표대회
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• pp.1493-1494
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• 2013

파이프 로봇은 검사원이 접근하기 어려운 높은 지역에 설치되어 있는 파이프 및 기기의 건전성을 검사하기 위해 사용된다. 높은 지역의 파이프를 이동할 경우 지상에서 파이프 로봇을 조종하는 방법으로는 파이프를 잡기 힘들다. 그러므로 파이프 로봇의 카메라 영상을 이용하여 파이프 로봇의 파이프 잡기가 필요하다. 본 논문에서는 카메라 영상을 이용하여 파이프 로봇이 파이프를 잡기 위한 영상처리 알고리즘을 제시한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권5호
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• pp.687-700
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• 1995

제안된 CANDU-9 원자로의 열수력 과도변화상태가 해석되었으며 주요한 몇개의 과도변화가 열수송 계통의 설계요건을 만족시키는지에 대해 평가되었다. 열수송계통의 과도변화시 핵연료의 건전성과 계통압력상승의 제한 측면에서 분석된 본 해석결과에 따라서 제안된 열수송계통형상과 열수송계통기기의 예비 크기가 확정 및 검증되었다. AECB R-77 요구조건에 대한 CANDU-9 원자로의 만족여부를 평가하였다. 해석결과, 각 과도변화시 원자로 모관의 고압첨두치가 ASME코드의 요구조건에 따른 허용범주내에 있었으며 핵연료의 건전성이 확인되었다. 원자로 가동운전시 제안된 CANDU-9 원자로의 고유적인 핵연료채널을 통한 역류현상을 규명하기 위하여 한개의 펌프가 시동될때의 과도변화현상을 해석하였다.

• 에너지공학
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• 제20권4호
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• pp.259-266
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• 2011

원자로 정지냉각계통은 원자로 정지 시 핵연료 잔열 제거를 위하여 냉각수가 충분히 공급하고 원자로기기들을 보호할 수 있는 냉각율을 유지할 수 있도록 설계되어야 한다. 경수로 정지냉각계통을 분석하기 위한 KDESCENT코드를 중수로 정지냉각계통에 적용하여 보았으며 기존의 중수로형 해석코드인 SOPHT, SDCS 코드 결과와 비교분석하였다. 정지냉각펌프 모드와 열수송펌프 모드에서 정상냉각 운전상태는 계통의 설계 요건을 만족시켰으며 정지냉각 열교환기를 열제거원으로 사용하였을 때 냉각률은 설계요건에서 규정하고 있는 제한치인 $2.8^{\circ}C/min$ 이하의 값을 얻었다. 전반적인 냉각능력 분석 결과 월성 2, 3, 4호기 정지냉각계통은 핵연료로부터 핵분열 생성물의 방출을 충분히 제한하고 핵연료채널의 건전성을 유지시키기 위한 충분한 냉각을 핵연료에 제공하였다.