• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.617-622
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• 1998

일체형원자로인 SMART에서는 증기발생기와 주순환펌프가 배관으로 연결되어 있지 않고 주순환펌프를 통과한 냉각수가 압력헤더를 통하여 12개의 증기발생기 카세트로 흐르게 된다. 각 증기발생기 카세트를 통과하는 냉각수 유량분포의 비균일도를 운전모드에 따라 계산하여 이 압력헤더가 각 증기발생기 카세트로 흐르는 냉각수 유동분포에 미치는 영향을 분석하고 SMART 주순환펌프 압력헤더의 설계가 설계기준을 만족시키는 지를 검증하였다. 검증계산 결과 비균일도가 정상운전시는 0.8%. 비정상 운전시는 7.1%로 설계기준을 만족시키는 것을 확인하였다.

• 플랜트 저널
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• 제13권4호
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• pp.38-40
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• 2017

본 연구는 기기냉각수 계통 Water Balance 정상화 방안을 위한 연구로 비용 대비 효과를 고려하여 최적안을 도출한다. Water Balance 검토를 위해 배관망해석프로그램이 사용되며, 프로그램의 신뢰성을 높이기 위해 초음파유량계로 현장 계측을 통해 시뮬레이션 계수 보정을 진행한다. 이를 토대로 다양한 Case Simulation을 통해 최적운전방안에 대해 도출하는 것이 목적이다.

• 동력기계공학회지
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• 제14권5호
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• pp.36-40
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• 2010

The ultrasonic guided wave propagates along with the given structure's wall direction. Because of this specific character, the ultrasonic guided waves arc used in many other fields. Especially, it can be readily utilized for nondestructive inspection of various structures that are made up of gas pipes, heat exchanger tubes, and thin plates. Further, the guided wave technology can be readily utilized when inspecting pipes or thin plates which pose high risk of the accident but for which the nondestructive inspection itself is impossible because it is difficult to get to them since they are coated or buried underground. In the other hand, conventional ultrasonic testing such as thickness gauging uses bulk waves and only tests the region of structure immediately below the transducer. As a result of the application about inlet and outlet cooling water line using guided wave test, we conformed that the overall corrosions were in the lower side of the 304.8 mm inlet valve and these corrosions were engaged in not locally but through the lower side of the valve line. In the near future, we can expect that the detectable defect size is smaller than before along with the development of the sensing technology.

• 월간 기계설비
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• 12호통권209호
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• pp.34-43
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• 2007

환경부는 산하 수처리선진화사업단에서 수돗물 수질개선대책의 일환으로 연구개발한 옥내급수관 진단, 세척 및 갱생기술을 적용, 서울시와 공동으로 시범사업을 실시한다고 밝혔다. 이 사업은 서울 둔촌동 주공아파트 2개동 80세대를 대상으로 약 1억2000만원의 예산을 들여 지난 8월 말부터 시행, 수돗물 녹물발생 방지를 위한 갱생기술의 완성도를 검증·확인한다는 것. 기존 옥내급수관 갱생기술은 평균 관직경 15mm인 소형관에 대한 정밀시공이 어려워 녹이 재발하는 경우가 많았다. 하지만 이번에 개발된 기술은 수도관 내부의 녹 제거 및 관 내부 표면이 균일토록 코팅할 뿐 아니라 시공 후 마이크로 로봇을 이용, 관 내부 촬영 및 절연도 체크를 통해 코팅 완성도를 확인, 녹 재발 가능성을 미연에 방지한다. 이번 기술이 검증되면 환경부는 선박배관, 빌딩, 냉각수배관, 소화용배관, 산업용배관 등에도 확대 적용하고 해외진출을 통해 물산업 육성 아이템으로 발전시킬 계획이다. 한편 환경부는 지난 2005년 수도법을 개정, 건축연면적 6만$m^2$이상 다중이용건축물과 연면적5,000$m^2$이상 국.공립 공공시설은 준공 5년 후부터 매년 수질검사를 실시, 결과에 따라 수도관을 세척·갱생 또는 교체토록 올해 1월부터 의무화 하고 있다.

• 한국어업기술학회:학술대회논문집
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• 한국어업기술학회 2000년도 춘계수산관련학회 공동학술대회발표요지집
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• pp.61-62
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• 2000

담수(청수)를 용수 및 냉각수로 사용하는 보일러, 내연기관, 열교환기 및 배관 등은 부식에 의한 손상이 더 빨리 발생하여 누설사고가 심각한 문제점으로 부상하고 있다. 최근, 전반적인 산업발전 및 소득증가에 따라 공업단지, 일반 가정의 폐수 및 농약 등에 의해 하천이나 강의 환경오염화로 산성화되고 있다. 그러나 담수중에는 용존산소 및 산성물질 등이 존재하지 않는다고 가정하면, 철강재의 마그네타이트(magnetite)보호 피막은 안정됨으로써 철강재의 부식은 방지될 것이다.(중략)

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.67-72
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• 1996

수격현상(Waterhammer)으로 인한 과도압력하중은 월성원자력발전소 비상노심냉각계통 (Emergency Core Cooling System : ECCS) 설계의 주요 고려사항이다. 비상노심냉각계통은 특수안전계통으로서 냉각재상실사고(Loss of Coolant Accident : LOCA)후 일차열수송계통을 다시 채워주고 핵연료 손상을 막기위해 노심으로부터 잔열 및 붕괴열을 제거한다. 일차열수송계통으로의 비상냉각수 주입은 고압주입, 중압주입, 저압주입 3 단계로 주입된다. 과도압력이 발생될 것으로 예상되는 고압주입과 중압주입에 대한 6가지 사례들이 ECCS의 배관과 지지대 설계를 위해 고려되었다. 모든 사례에 대한 비상노심냉각계통의 과도압력 현상은 PTRAN 코드에 의해 해석 되었고 해석된 최고과도압력은 설계압력보다 작음을 알게 되었다. 모든 사례의 최고압력과 최고차압은 비상노심냉각계통 배관 및 지지대 설계를 위한 응력해석 자료로서 사용될 것이다.

• 한국응용과학기술학회지
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• 제34권4호
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• pp.908-914
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• 2017

본 연구는 냉동공조용 열교환기 내 스케일 형성으로 열전달 과정에서 열저항으로 작용하여 냉동공조시스템의 냉각성능이 떨어져 이를 해결하기 위해 전기분해 원리를 이용하여 배관 내 스케일을 자동 제거하는 시스템을 개발하여 그 성능을 실험을 통해 확인하고자 한다. 이전까지는 배관 내 스케일을 2~3년에 한번씩 브러시나 분사 노즐에 의해 기계적으로 배관 내를 청소를 하거나 화학약품을 이용하여 세관하였다. 이러한 세관은 시간이 경과하면 또 관이 오염되어 전열성능이 떨어지고 냉각장치의 운전을 정지하여 반복해야 하는 여러 가지 문제점을 안고 있었다. 따라서 시스템의 정지없이 전기분해 원리를 이용하여 만들어진 처리수를 순환시킴으로서 스케일의 원인물질은 Ca, Mg, $SiO_2$를 고형물 형태로 석출시켜 배관계 외부로 배출시킴으로서 배관내 스케일 발생을 차단하고 기 형성된 스케일을 제거하여 배관의 전열 성능을 유지하고자 하는 것이다. 실험한 결과, 새 배관의 열전달율을 100으로 기준할 경우, 스케일이 형성된 배관의 열전달율은 86.66%이었으며, 스케일이 형성된 배관을 1개월 동안 처리수를 가동했을 경우 열전달율은 90.5%의 수준까지 회복되었으며, 2개월간 운전한 경우 97.86%의 수준까지, 3개월 운전했을 경우 98.72%까지 열전달율이 회복되었다. 비교적 짧은 실험기간이지만 배관내 형성된 스케일의 제거효과를 파악하였으며, 전열성능에도 영향을 미치고 있음을 확인하였다.

• 전자공학회논문지 IE
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• 제46권4호
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• pp.25-30
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• 2009

용광로는 외피 부분에 내부 내화물의 온도를 낮추기 위하여 냉각수를 공급하는 냉각판 또는 스테이브를 사용하고 있다. 주변 조업 조건의 열악으로 냉각수를 공급하는 배관의 부식으로 냉각수가 내화물에 침투하여 내화물의 수명을 떨어뜨리고, 노황을 악화시키는 원인이 되고 있다. 이에 본 연구는 용광로 냉각설비장치에 이상 현상이 발생하였을 때 위치를 정확히 확인함에 따라 신속하게 누수된 부위를 파악하여 대처할 수 있는 기능을 갖춘 냉각관 누수 자동감지장치를 개발하였다. 주된 연구는 전자제어 장치인 마이크로프로세서를 응용한 전자변 제어장치를 이용하여 냉각설비의 파손으로 발생되는 누수현상으로 인한 고열과 분진 일산화탄소 등의 산출로 작업환경의 재해를 자동방지 하고자 하였으며, 작업환경이 친환경적이며 작업의 가치를 재창출할 수 있는 방법들이 연구되고 있다. 용광로 분위기의 일산화탄소 자동 감지장치와 그에 따른 출력신호를 자동 전송하는 무선중계기 장치를 개발함으로 용광로 냉각설비 장치의 분위기 작업환경을 수동방식에서 무인자동화방식으로 개선하였다.

• 한국표면공학회:학술대회논문집
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• 한국표면공학회 1998년도 춘계학술발표회 초록집
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• pp.22-22
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• 1998

304 는 BWR(boiling water reactor)의 reactor 구조용 재료로 사용되고 있고, 합금 600 은 PWR(pressurized water reator) 의 증기 발생기 세관으로 쓰이고 있으며 모두 약 $280{\;}^{\circ}C$ 이상 의 원자로 냉각수에 노출되어 있다. 원자로 냉각수 분위기에서 두 합금의 공통적인 특정은 입계응력부식균열(IGSCC)에 민감한것과 IGSCC가 예민화(sensitization)와 관련이 있는 것이 다. 두 합금에서 일어나는 IGSCC는 원자력발전소의 부식피해중 가장 빈도가 높고 발생시 방사능 누출로 인하여 원전의 신뢰성을 저하시키고, 가동중단으로 인한 경제적 손실을 초 래하여 지난 20 년 동안 가장 심도있게 연구된 주제다. 304 은 크롬 탄화물의 업계 석출로 언하여 예민화된경우 IGSCC 에 민감한 반면 600 은 예민화된 경우 뿐만 아니라 용체화처리된 상태에서도 IGSCC에 민감하다. 오히려 600은 용 체화처리 후 700 C에서 15~20시간 시효처리를 하여 크롬탄화물을 업계에 석출 시커었을 때 IGSCC 저항성이 향상된다. 두 합금의 IGSCC 특정 중 큰 차이는 304는 임계균열전위 ( (critical cracking potential) 이 존재하여 부식전위(corrosion potential) 가 엄계균열전위보다 낮 은 경우 IGSCC 가 일어나지 않지만 그 반대인 경우 IGSCC 에 민감하게된다. 반면에 600 은 뚜렷한 임계균열전위가 존재하지 않고 양극 분극(anodic polarization) 뿐만 아니라 음극분극 시에도 IGSCC 가 일어난다. 이련 이유로 600의 IGSCC 가구로 피막파괴-양극용해(film rupture-anodic dissolution)외에 수소취성(hydrogen embrittlement)기구도 제안되고 었다. 원전의 냉각수는 고 순도의 물이지만 수 처리 과정과 웅축기 배관의 누수로 인한 산소, $Cu^{2+},{\;}S_xO_6{\;}^{2-}(x=3~6)$ 등이 유입되어 오염되는데 이려한 오염물질들이 수 ppm정도 소량 포함된 경우 응 력부식민감도는 상당히 증가된다. 산성분위기 흑은 산소, $Cu^{2+}$, 등이 소량 포합된 산화성 분위기 그리고 sufur oxyanion 에 오염된 고온의 물에서 600 의 IGSCC 민감도는 예민화도가 증가할 수록 민감하여 304 의 IGSCC 와 매우 유사한 거동을 보인다. 본 강연에서는 304 와 600 의 고온 물에서 일어나는 IGSCC 민감도에 미치는 환경, 예민화처리, 합금원소의 영향을 고찰하고 이에 대한 최근의 연구 동향과 방식 방법을 다룬다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.276-282
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• 1996

일체형원자로는 노심, 증기발생기, 가압기, 펌프 등 1차측 주기기들을 하나의 압력용기안에 모두 포함하고 있고, 또 1차측 냉각재가 원자로 안에서만 순환하므로 기존의 분리형원자로에 비해 구조특성상 대용량 원자로 냉각재 상실사고(LBLOCA)의 발생 가능성을 원천적으로 제거할 수 있다. 반면 원자로 냉각재의 보충 등을 위한 소형 배관의 파단 가능성은 역시 존재하므로 소용량 원자로 냉각재 상실 사고(SBLOCA)는 여전히 존재한다. 따라서 현재 한국원자력연구소에서 연구 개발중인 중소규모 전력생산 및 열 활용 목적의 일체형 원자로에는, 원자로 압력용기 외부에 별도의 압력용기(안전용기)를 설치하여 SBLOCA시 원자로 압력용기로부터 방출되는 냉각수를 안전 용기내에 보관하도록 함으로써 사고시 외부로의 방사성 물질 유출 가능성을 획기적으로 줄 일수 있는 설계 개념을 도입하고 있다. 본 논문에서는 안전용기의 설계시 효율적인 냉각방식에 대한 열유체 해석적 접근을 시도하였고, 예비개념설계된 일체형 열병합원자로의 설계상의 특징들 및 안전용기 설계시 앞으로의 연구방향 등도 간략히 소개하였다.