• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.22 no.4
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• pp.402-410
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• 2002

Recently the necessity of study on optical measuring method using laser to detect the pipeline's defect in nuclear facilities, chemical industries and power plants has been increased. Because laser light can be delivered to a remote area without any difficulties, the application of laser in many industries can solve several difficulties from the limitation of access in danger area and reduce the risks of workers. Therefore, we applied a new experimental technique to the measurement of internal defects in pressure vessels with the combination of shearography and image processing technique and detected the internal cracks of pressure vessels in the former paper. In this paper, we used the same optical system as in the former study and found the optimum shearing magnitude by comparing the real length of specimen with experimental results. A variety of conditions were applied to certify the validity of this method. Actually, several specimens which have different lengths and depths were used in this experiment under the three diverse pressure. Consequently, we have carried out this experiment to determine the limit of measurement ability with analyzing errors.

• Proceedings of the Materials Research Society of Korea Conference
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• 2009.05a
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• pp.42.1-42.1
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• 2009

오스테나이트 스테인리스강은 우수한 내식성 및 기계적 특성으로 인해 구조용 재료로 널리 사용되고 있다. 표준원전 경수로의 경우 가압기 밀림관소재로 Nb 안정화 오스테나이트 스테인리스강인 type 347 스테인리스강이 사용되고 있다. 그러나 원전배관에서는 운전중 배관내 온도편차에 의한 열응역과 하중변화에 의한 기계적하중에 의해 피로손상을 받는다. 일반적으로 범용 오스테나이트 스테인리스강(AISI 304, 316)의 피로균열 성장거동에 대한 연구결과는 국내외적으로 다수 축적되어 있으나 type 347 탄소, 질소 함량에 따른 기계적 특성 및 피로균열성장 연구는 매우 미비하다. 따라서 본 연구에서는 탄소와 질소의 함량에 따른 기계적거동을 평가하고, 이에 따른 피로균열전파속도를 관찰하여 스테인리스강의 정확한 피로균열전파속도 곡선을 제시하고자 한다. 실험에 사용된 시편은 두께 5mm, 폭 25.4mm CT시편을 사용하였으며, 1mm의 예비균열을 주었다. 그리고 실험온도는 상온과 원전가동온도인 $316^{\circ}C$에서 실시하였으며, 주파수는 10Hz를 주었다. 실험결과 각 함량에 따른 type 347의 미세조직 관찰결과 기지내에 압연방향을 따라 조대한 석출물의 흐름이 관찰되었으며, 크기나 분포가 큰 차이를 보였다. C+N 함량이 낮은 시편은 주로 $0.1\;{\mu}m$ 이하의 미세한 입자들이 오스테나이트 기지조직의 입내와 입계에 고르게 분포되어 있었다. 그러나 C+N 함량이 높은 시편의 경우에는 $0.1\;{\mu}m$ 이하의 미세한 입자들과 함께 국부적으로 $1\sim10\;{\mu}m$의 조대한 입자들이 분포하고 있는 것이 관찰되었다. 그리고 질소의 함량이 높아짐에 따라 인장강도는 증가하였으며, 피로시험결과 고온에서 실험한 피로균열성장률 곡선이 상온보다 높게 나타남을 확인할 수 있었다. 그리고 질소가 적게 첨가되고 탄소의 함량이 많을수록 피로균열성장률은 ASME 곡선보다 낮게 나타났다.

• Journal of the Korean Society of Propulsion Engineers
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• v.22 no.4
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• pp.108-116
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• 2018

A firing test of the 75 tonf-class liquid rocket engine to be used as the first and second stage engines of the KSLV-II was carried out at the rocket engine test facility(RETF). Since this engine uses liquid oxygen as the oxidizer, which is a cryogenic fluid, it is essential that the chill down of the supply pipe line and engine proceed for the firing test; thus, the given inlet requirements must be met. Moreover, it is important to understand the chill down characteristics of the facility and the engine and the amount of liquid oxygen consumed in the chill down process for efficient test operation in the future. In this paper, chill down characteristics of the supply pipe and the engine were evaluated through the investigation of the chill down process of the 75 tonf-class liquid rocket engine at each stage before and after run tank pressurization. In addition, the amount of liquid oxygen consumed was also evaluated.

• Journal of Energy Engineering
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• v.26 no.3
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• pp.64-70
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• 2017

The concept of Hybrid Safety Injection Tank (Hybrid SIT) proposed by the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) has been introduced for the purpose of application to the Advanced Power Reactor Plus (APR+). In this study, the SBO situation of the APR+ was analyzed by using the MARS-KS code in order to evaluate whether the operation of the Hybrid SIT has an effect on the cooling performance of the Reactor Coolant System (RCS). According to the analysis, when the actuation valve on the pressure balancing line (PBL) is opened, the Hybrid SIT's pressure rises rapidly, forming equilibrium with the RCS pressure; subsequently, a flow is injected from the Hybrid SIT into the reactor vessel through the direct vessel injection (DVI) line. The analysis showed that it is possible to keep the core temperature below melting temperature during the operation of a Hybrid SIT.

• Proceedings of the Korean Society of Propulsion Engineers Conference
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• 2007.11a
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• pp.35-38
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• 2007

Aiming at time-dependent performance prediction of Liquid Rocket Engine(LRE) system, Modular Program for Conceptual Design of LRE is reviewed, and a modeling and dynamic analysis of rocket engine system with reference to Rocket Engine Dynamic Simulator(REDS) is outlined. Component modeling is based on classical thermodynamic and inviscid theories, and were formulated mathematically in terms of essential parameters. Essential design parameters are addressed. The rocket engine is modeled as a system of pipes with various hydraulic elements, and then the operate characteristic of that elements are simulated by solving conservation equation sequentially.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2003.11a
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• pp.1062-1067
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• 2003

In this study, corrosion fatigue characteristics of CF8M and CF8A steel were investigated on the simulated PWR condition(Temp.:$316^{\circ}C$, Pres.: 15:MPa). To make the simulated PWR condition. the special test machine consisted of INSTRON, Autoclave, LOOP and Measurement system was developed. As ${\Delta}K$ is ranged from 11 to $20MPa{\sqrt{m}}$, Crack growth rate of PWR condition is faster than air condition. Above $20MPa{\sqrt{m}}$, the crack growth rate of PWR and air condition is similar. Corrosion fatigue characteristics regardless of the ferrite contents($10{\sim}25wt.%$) is not different. After the test, the fracture surface of specimens was examined. It was difficult to verify the fracture modes such as striation, intergranular crack and cleavage and so on. As the ferrite content of CF8M is increased, the more particles covered fracture surface were peeled.

• 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.

• The Bulletin of The Korean Astronomical Society
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• v.37 no.2
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• pp.151.1-151.1
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• 2012

우주발사체와 발사지원설비를 연결하여 추진제 공급과 전기신호 송수신 등을 가능하게 하는 메커니즘을 엄브리칼 장치라고 한다. 국내 우주발사체의 경우 액체산소와 케로신을 추진제로 사용하며, 질소, 공기 및 헬륨 등의 가스를 밸브구동, 공간 퍼지, 추진제 가압에 이용한다. 본 논문에서는 우주센터의 발사대설비에 적용된 엄브리칼 장치 중 추진제 및 고압가스 공급을 위한 자동체결장치(auto coupling device)의 구성, 기능 및 발사 준비를 위한 프로세스에 대해 기술하고 있다. 자동체결장치는 발사체 하부 두 곳에 연결되며, 산화제 공급측의 체결장치(coupling device 1)와 연료 공급측의 체결장치(CD 2)로 구성된다. 이 장치는 발사체와의 접촉면에서 기밀을 확보한 상태에서 내부의 탱크, 밸브, 인터스테이지 등에 추진제 및 각종 가스를 공급하는 통로역할을 하며, 발사준비가 완료된 후에는 발사체 이륙 전 또는 이륙과 동시에 발사체로부터 자동으로 분리된다. 각각의 체결장치 구성품으로는 발사체 이륙시 발생하는 고온의 화염으로부터 장치를 보호하는 PD(protective device), 접촉면에 기밀을 제공하고 추진제 누출을 방지는 MCP(multi-channel plate), 접촉면을 보호하기 위한 덮게, 각종 연결 배관의 전진과 후진을 위한 캐리지, 발사체와의 체결을 지지하는 그립 등이 있다. 발사 준비를 위해서 사전에 장치의 독립운용시험을 통해 각 구성품의 상태와 기능을 점검하고 장치의 작동성을 검증한다. 이후 발사체를 모사하는 기체 및 관제설비와 종합적으로 연계 시험과 모사시험을 수행하여 최종적으로 발사준비상태를 확인하게 된다. 이러한 자동체결장치의 운용 경험은 한국형발사체의 지상지원설비 개발에 활용할 수 있을 것이다.

• 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.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.35 no.4
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• pp.268-274
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• 2015

Weld overlay was first used in power plants in the US in the early 1980s as an interim method of repairing the welds of flawed piping joints. Weld overlaid piping joints in nuclear power plants must be examined periodically using ultrasonic examination technology. Portable phased array ultrasonic technology has recently become available. Currently, the application of preemptive weld overlays as a mitigation technique and/as a method to improve the examination surface condition for more complex configurations is becoming more common. These complex geometries may require several focused conventional transducers for adequate inspection of the overlay, the original weld, and the base material. Alternatively, Phased array ultrasonic probes can be used to generate several inspection angles simultaneously at various focal depths to provide better and faster coverage than that possible by conventional methods. Thus, this technology can increase the speed of examinations, save costs, and reduce radiation exposure. In this paper, we explain the general sequence of the inspection of weld overlay and the results of signal analysis for some PAUT (phased array ultrasonic testing) signals detected in on-site inspections.