• 동력기계공학회지
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• 제11권1호
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• pp.39-44
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• 2007

The purpose of this study is to verify availability of the acoustic emission in-situ monitoring method to the internal leak and operating conditions of the major valves at nuclear power plants. In this study, acoustic emission tests are performed when the pressurized temperature water and steam flowed through glove valve(main steam dump valve) and check valve(main steam outlet pump check valve) on the normal size of 12 and 18". The valve internal leak monitoring system for practical field was designed. The acoustic emission method was applied to the valves at the site, and the background noise was measured for the abnormal plant condition. To improve the reliability, a judgment of leak on the system was used various factors which are AE parameters, trend analysis, frequency analysis, voltage analysis and amplitude analysis of acoustic signal emitted from the valve operating condition internal leak.

• 동력기계공학회지
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• 제11권1호
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• pp.45-50
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• 2007

Acoustic emission technology is applied to diagnosis the internal leak and operating conditions of the major valves at nuclear power plants. The purpose of this study is to verify availability of the acoustic emission as in-situ diagnosis method. In this study, acoustic emission tests are performed when the pressurized high temperature steam flowed through gate valve(1st stage reheater valve) and glove valve(main steam dump valve) on the normal size of 4 and 8". The valve internal leak diagnosis system for practical field was designed. The acoustic emission method was applied to the valves at the site, and the background noise was measured for the abnormal plant condition. To improve the reliability, a judgment of leak on the system was used various factors which are AE parameters, trend analysis, signal level analysis and RMS(root mean square) analysis of acoustic signal emitted from the valve operating condition internal leak.

• 에너지공학
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• 제7권2호
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• pp.202-208
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• 1998

원자력 발전소의 증기방출계통에는 상당수의 산업공정에서 보여지는 바와 같이 배관을 통해 응축성 기체를 침수 분사시켜 응축시키는 과정이 포함된다. 본 연구에서는 증기방출계통 파이프와 지지문의 설계에 사용되는 동적 하중을 계산하기 위하여 증기방출 과도현상에 대한 해석을 특성기법을 사용하여 수행하였다. 해석모델은 마찰이 존재하는 균일한 배관을 통해 증기가 수조로 방출되는 경우에 대하여, 증기유량 및 배관 내에 원래 존재하고 있는 공기와 물의 방출유량 등을 고려하였고 압력 및 열원, 밸브, 분지관 등을 포함하였다. 배관의 유동 특성과 동적 하중을 계통 압력, 배관 길이 및 침수 깊이의 변화에 따라 계산하였다. 계산 결과 공기와 물의 경계에서의 배관의 동적 하중, 배관 내의 물 제거 시간 및 물 이동 속도 등은 계통 압력뿐만 아니라 배관 길이 및 침수 깊이의 영향을 받는 것으로 확인되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.369-375
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• 1996

가압경수로의 기동과 냉각시 발생할 수 있는 저온과압사고는 원자로 압력용기의 취성파괴를 유발할 위험이 있다. 따라서 발전소는 저온과압을 방지하기 위해 기술지침서의 온도-압력 곡선을 토대로 운전온도에 따른 압력경계를 제한하고 있으며, 과압방지설비로 가압기 PORV나 잔열제거계통의 방출밸브를 갖추고 있다. 미 NRC에서는 GL90-06을 통해 저온과압사고에 대한 안전성 분석을 권고하고 있으며, 이에 따른 표준 기술 지침서를 제시하였다. 국내 가동 원자력발전소중 영광 3,4호기 이후에는 설계시 이를 반영하였으나, 타 발전소에는 반영되질 않았다. 이 논문에서는 이들 운전중인 가압경수로의 저온과압사고에 대한 안전성 분석을 수행하기 위해 개발한 안전성 평가 방법을 제시하였다.

• 한국군사과학기술학회지
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• 제7권2호
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• pp.41-47
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• 2004

In this paper, simulations of the underwater discharge system with compressed air are performed to predict dynamic characteristics of the system and to find optimal opening trajectories of the expulsion valve. Major components of the system are defined and their governing equations are derived to make up the mathematical model. The compressed air discharge method is affected largely by the discharge depth, and therefore the opening trajectories according to the discharge depth should be found to satisfy the demands of discharge performances. Simulation results are compared with experimental data to confirm the validity of the system model.

• 에너지공학
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• 제21권1호
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• pp.75-80
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• 2012

본 논문은 원자력발전소의 대형탱크 또는 배관파단에 따른 격실의 침수분석을 수행함에 있어 최적평가방법을 개발하여 원전에 실제로 적용하는 방법에 관한 논문을 작성하는데 목적이 있다. 주급수관파단사고 분석을 위해 RETRAN 전산코드를 사용하였다. 유출수 질량유량을 계산하는데 있어서 주급수제어밸브가 계통설계에 의거 원자로정지 후 5.0초 만에 닫히는 것으로 모델링하여 분석하였다. 출력 70% 운전시 방출유량이 가장 높은 것으로 나타났다. 방출 질량유량을 가지고 침수위를 계산한 결과 주급수관 격실의 최대 침수위는 1.43m로서 이는 안전성기기가 설치된 위치보다 낮아 원전의 안전정지에 미치는 영향이 없는 것으로 나타났다.

• 한국자기학회지
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• 제11권6호
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• pp.272-277
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• 2001

FeMr에 의해 교환 바이어스된 synthetic antiferromagnet(CoFe/Ru/CoFe)을 가진 Top Ta/NiFe/CoFe/Cu/CoFe/Ru/CoFe/FeMn/Ta 스핀 밸브 구조를 마그네트론 스퍼터링법에 의해 증착하였다. 이러한 스핀 밸브에서는 자유층, 구속층등의 두께 및 조성이 층간 결합력의 세기를 비롯한 자성특성에 영향을 미치게 된다 후방산란법은 두께 및 조성에 대한 절대정량이 가능하며 비파괴 분석법이라는 장점을 지니고 있으나, 원자번호가 20번 이상인 주기율표상의 인접원소로 이루어진 자성박막을 분석하는데 있어서 신호의 중첩현상으로 인해 분석이 불가능하였다 본 연구에서는 element-specific 한 분석기술인 양성자 여기 X선 검출법과, 절대 정량이 가능하고 깊이분해능을 현저히 향상시킨 grazing-exit 후방산란법 (RBS : Rutherford Backscattering Spectrometry)을 동시에 사용하여 상호 보완적인 분석을 함으로써 스핀밸브에 대한 성분 및 두께에 대한 정량분석을 수행하였다. 이를 위하여 먼저 spin valve 구조에서 자성층인 NiFe, CoFe, FeMn 단일층이 증착된 시료에 대한 표준화를 수행함으로써 spin valve 구조에서 grazing-exit 후방산란 스펙트럼 상의 중첩된 신호를 Simulation을 통하여 분리가 가능하였으며, 특히 Ru층의 두께는 단위의 정확도로 측정이 가능 하였다

• 한국수자원학회:학술대회논문집
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• 한국수자원학회 2005년도 학술발표회 논문집
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• pp.1011-1015
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• 2005

본 실험에서는 부력 조건이 달라질 때 단공방류구에서 정체수역으로 수평방류되는 부력제트의 거동을 규명하였다. LIF (Laser Induced Fluorescence) 시스템을 이용하여 수행하였는데, LIF 시스템은 고해상도의 이미지를 취득할 수 있어 데이터의 정확도가 높으며, 동시에 한 평면상의 농도장을 일시에 측정할 수 있는 장점이 있는 기술이다. LIF 시스템은 크게 세부분으로 구성되어 있는데 방출시스템, 포착시스템, 처리시스템이 그것이다. 실험 조건을 고려해서 온수를 이용하여 주변수와의 밀도차를 재현하였으며, LIF 시스템의 추적입자로 형광염료 Rhodamine B를 사용하였다. 또한, 실험 데이터 취득과정에서 필요한 검정과정을 수행하였는데, LIF 시스템에서 검정과정은 레이저 입사광의 강도가 불균등한 분포를 가지는 점과 주변수의 매질에 의한 근의 감쇠가 발생하는 문제를 해결하기 위한 것이다. LIF 시스템은 부력제트의 농도장을 매우 정밀하게 측정할 수 있는데, 방류밀도 Froude 수가 변함에 따라 측정된 순간이미지를 통해 제트의 진화과정을 상세하고 가시적으로 확인할 수 있었다. 검정과정을 거친 농도 종단면에서 중심선의 연장선이 LIF 시스템에 의해 측정된 순간이미지의 중심선 궤적과 거의 일치하는 것도 알 수 있었다. 또한 LIF 시스템을 통해서 취득된 단일수평부력제트의 궤적과 중심선 희석률을 기존의 상용모형인 VISJET과 CORMIX1에 의해 예측된 결과와 비교$\cdot$분석한 결과, 제트 중심선 궤적의 경우, LIF 시스템을 이용한 측정값은 대체로 VISJET 모형의 결과와 일치하는 것으로 밝혀졌다. 중심선 희석률의 경우, LIF 측정값은 대체로 CORMIX1 모형, Cederwall(1968)의 경험식과 일치하는 경향을 보였다.0\%$일 때가 밸브를 $60\%$와 $80\%$ 개폐시켰을 때보다 $0.3kg/cm^2,\;0.29kg/cm^2$ 낮게 나타나 밸브를 전체 개방 했을 때 관로내의 수압이 상수설계기준에 적합한 수압을 유지함을 알 수 있다. 상수관로 설계 기준에서는 관로내 수압을 $1.5\~4.0kg/cm^2$으로 나타내고 있는데 $6kg/cm^2$보다 과수압을 나타내는 경우가 $100\%$로 밸브를 개방하였을 때보다 $60\%,\;80\%$ 개방하였을 때가 더 빈번히 발생하고 있으므로 대상지역의 밸브 개폐는 $100\%$ 개방하는 것이 선계기준에 적합한 것으로 나타났다. 밸브 개폐에 따른 수압 변화를 모의한 결과 밸브 개폐도를 적절히 유지하여 필요수량의 확보 및 누수방지대책에 활용할 수 있을 것으로 판단된다.8R(mm)(r^2=0.84)$로 지수적으로 증가하는 경향을 나타내었다. 유거수량은 토성별로 양토를 1.0으로 기준할 때 사양토가 0.86으로 가장 작았고, 식양토 1.09, 식토 1.15로 평가되어 침투수에 비해 토성별 차이가 크게 나타났다. 이는 토성이 세립질일 수록 유거수의 저항이 작기 때문으로 생각된다. 경사에 따라서는 경사도가 증가할수록 증가하였으며 $10\% 경사일 때를 기준으로 $Ro(mm)=Ro_{10}{\times}0.797{\times}e^{-0.021s(\%)}$로 나타났다.천성 승모판 폐쇄 부전등을 초래하는 심각한 선천성 심질환이다. 그러나 진단 즉시 직접 좌관상동맥-대동맥 이식술로 수술적 교정을 해줌으로써 좋은 성적을 기대할 수 있음을 보여주었다.특히

• 동력기계공학회지
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• 제11권3호
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• pp.35-40
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• 2007

Leak would happen because of the damage of high temperature and high-pressure valve in nuclear power plant. condition based prevention maintenance is essential by using the suitable method based on local condition. Energy loss prevention can prevent from an accurate test, Local actually and ability. The methods of test for high energy fluid leak at present are analysis of ${\Delta}T$, AE(Acoustic Emission) analysis, and thermal image. The result for test of secondary system in nuclear power plant Unit reveals that the AE occurred clearly in leakage situation, but thermal image didn't occur. It is identified that leak is occurred when the orifice located front and back of valve operates. It shows that making a impatient judgment by using the single method if it is leakage is containing uncertainty. So we think that using the Multi-Measuring method is more sound judgment than single-measuring method.

• 한국화재소방학회논문지
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• 제20권3호
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• pp.1-8
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• 2006

본 논문의 목적은 Ethyl Benzene 플랜트의 공정에서 과압 현상이 Column 상부의 반응폭주 및 화재 폭발의 원인이 되기 때문에 안전장치시스템의 신뢰도가 압력방출밸브가 요구하는 안전건전성수준으로 설계되어 있는지를 정량적으로 분석한 것이다. 압력방출밸브의 요구시 실패확률은 일반신뢰도 자료 조사결과를 근거로 하여 안전장치시스템에 대한 안전건전성수준의 목표등급을 SIL3으로 설정하였고, 이에 대한 PFD를 1.00E-3에서 1.00E-4로 결정하였다. 신뢰도 모델의 구축 및 결함수 분석기법을 이용하여 SIS의 요구시 실패확률에 대한 정량화를 수행한 결과 SIS에 대한 PFD는 Benzene Prefractionator Column, Benzene Column, EB Column에 대해 각각 8.97E-04, 5.37E-04, 5.37E-04로 계산되었다. 따라서 SIS의 신뢰도가 SIL3 등급에 요구되는 안전건전성수준으로 설계되어 있다고 판단되며 컨트롤밸브에 대한 6개월 주기의 Partial Stroke Test가 수행될 경우 각 Column의 SIS는 약 $22{\sim}27%$의 신뢰도 향상이 기대된다.