• Proceedings of the Korea Institute of Fire Science and Engineering Conference
• /
• 2011.11a
• /
• pp.87-90
• /
• 2011

본 연구는 수계소화설비 배관계통의 지진시 피해실태 및 내진 성능에 대한 자료를 조사 분석하여 배관계통의 부위별 내진 설계 요구조건을 연구하였다. 수계소화설비 배관계통에 요구되는 내진안전성은 건축물을 사용할 수 있는 상황에서는 기능유지 또는 다소의 손상이 있다고 하더라도 용이하게 복구가 가능한 시스템이어야 한다. 스프링클러설비는 대규모 지진 직후에 있어서도 손상되지 않고 그 기능이 유지되는 것이 요구된다. 수계소화설비 배관계통은 지진에 의한 건축물의 변위 및 배관 본체 등의 과대한 흔들림에 의해 손상을 방지하기위해 건축물의 익스펜션조인트부를 통과하는 배관, 건축물 도입부의 배관, 설비기기와 배관 등의 이음부, 횡주배관, 입상배관, 기기류 등에 내진조치가 요구된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1996.11b
• /
• pp.697-702
• /
• 1996

원전 배관계통에 LBB를 적용하면 배관파단으로 인한 동적영향(dynamic effect)을 고려하지 않아도 되므로 각종 구조물의 설계가 단순해지고, 배관파단에 대비해 설치하였던 각종 지지구조물들을 제거할 수 있으므로 설계비용 절감 등 경제적 이점을 얻을 수 있다. 본 논문의 목적은 차세대원전 안전주입 및 정지냉각계통 배관에 대해 설계초기단계에서 LBB적용 여부를 판단할 수 있는 배관평가선도를 개발하는 것이다. 이를 위해 먼저 배관재료의 응력-변형률곡선을 사용하여 감지가능한 균열길이를 산출하였으며, 3차원 유한요소해석과 배관재료의 파괴저항곡선을 이용한 균열안정성평가를 수행하여 배관평가선도를 개발하였다. 본 연구에서 개발한 배관평가선도를 배관설계초기단계에 사용하면 LBB적용여부로 인한 설계변경과정이 불필요하므로 전체공기를 단축할 수 있으며, 특정한 배관계통이 아닌 일반 배관계통에 적용할 수 있으므로 LBB해석회수를 상당히 줄일 수 있다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1998.05b
• /
• pp.864-869
• /
• 1998

파단전 누수균열을 일으키는 가장 주요한 파손 형태는 피로파손으로 사료되어, 하나로 일차냉각계통 배관의 피로파손 가능성에 대한 정량적인 해석을 수행하였다. 하나로 일차냉각계통 배관은 발전로에 비해 저온, 저압이므로 ASME Class 3 로 분류되어 설계 완료되었지만 Class 3 절차에 의해서는 피로해석을 구체적으로 수행할 수 없어, 본 연구의 피로해석에 서는 Class 1 절차에 따라 피크응력강도의 범위를 보수적으로 계산하여 피로누적계수를 산정하였다. 일차냉각계통 배관 중에서 피로파괴 가능성이 가장 큰 것으로 예상되는 고응력 지점을 배관응력해석 결과로부터 선택하여 피로해석을 수행하였다. 선택된 분기관 연결부, 앵커 지점 및 butt 용접부의 피로누적계수들이 모두 1 보다 훨씬 작았으므로 열평창과 OBE 지진하중으로 인한 일차냉각계통 배관의 피로파손 가능성은 매우 희박한 것으로 나타났다. 따라서 냉각재 상실시 파단전 누수균열 개념을 적용하기 위한 일차냉각계통 배관의 피로파손에 대한 배관의 건전성은 충분히 입증된 것으로 판단된다.

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
• /
• 1995.04a
• /
• pp.318-321
• /
• 1995

원자력 발전소의 안전성 보장 및 신뢰성 향상을 위하여 시운전 단계에서 원자력 발전소내 안전등급에 해당하는 배관계통의 상태 확인을 위하여 각종시험을 하도록 되어있다. 특히 새로운 설계기념, 크기 또는 용량을 갖는 원자로 모델에 대해서는 필수적으로 건전성 평가를 하게 되었다. 이를 위해 발전소 건설기간에 시행하는 고온 기능시험 중에 원자로 주변 주요 시스템인 원자로 냉각재 루프 계통에 대한 건전성 확인을 위해 압전형 고온 가속도 센서를 이용하여 정상운전상태의 진동을 측정하여 시스템 진동거동을 규명하였다. 배관시스템의 일상운전상태는 유체의 흐름과 기기운전이 일정한 정상상태와 펌프의 기동 또는 정지 및 밸브의 급격한 개폐등으로 발생하는 과도상태로 나눌 수 있다. 따라서 두 가지 상태의 진동을 측정해야 한다. 배관계통은 정상운전 상태로 설계수명을 유지할 수 있어야 하므로 정상진도잉 최소화 되어야 한다. 진동 평가기준은 배관재질의 응력(S/N 커브) 곡선을 참조하여 설계수명내에 손상이 일어나지 않도록 재료의 허용응력을 산정하고 이를 진동변위로 환산하여 정한 것이며 이 값에 측정 데이타를 비교하여 1차계통 배관의 건전성을 확인하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1997.10a
• /
• pp.345-350
• /
• 1997

1980년대 이후로 원자로냉각재 온도를 계측하기 위한 RTD우회배관 계통을 제거하고 RCS 배관에 직접삽입식 RTD를 설치하여 온도를 계측하고 있다. 이에 고리 1,2,3,4호기에서도 직접삽입식 RTD를 설치하고자 한다. 이때 고온관 온도층화에 의한 계통측정정확도(PMA)가 설비 개선후 어떻게 변하는지 평가하였다. 평가 결과 RTD우회배관 계통의 PMA는 1.3℉F이고 직접삽입식 RTD 계통은 1.0℉로 계산되어 설비 개선후의 불확실도가 작아짐을 확인하였다.

• Journal of the KSME
• /
• v.24 no.3
• /
• pp.188-192
• /
• 1984

다지지 배관계통에 대한 이론적인 내진해석방법을 살펴보고 두 가지의 해석모델에 대하여 단응답스펙트럼에 의한 방법과 다응답스펙트럼에 의한 방법으로 내진해석을 수행하여 그 결과를 비교검토하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• v.28 no.2
• /
• pp.206-215
• /
• 1996

원자로냉각재계통 기기 설계를 위한 구조해석 분야는 크게 세가지로 구분할 수 있는데, 첫번째는 원자로 냉각재계통내의 유체의 온도, 압력, 원자로냉각재계통 기기 및 유체의 자중 등을 고려하여 정적해석이 주가되는 정상운전해석, 두번째는 원자력 발전소 수명내에 부지에 발생 가능한 지진을 고려하는 내진설계를 위한 지진해석, 세번째는 원자력발전소를 다른 플랜트보다 한층 안전하게 설계할 수 있도록 원자력 발전소내의 모든 고에너지배관의 파단을 가상하는 가상배관파단해석으로 구분할 수 있다. 1986년 이전까지의 가압경수로발전소의 가상배관파단은 원자로냉각재주배관의 파단을 가상하여 동적구조해석을 수행하므로써, 극히 보수적인 결과를 얻었다. 그러나, 파괴역학의 발전은 파단전누설기법을 정립하였으며, 이에 따라 1987년 미국의 10 CFR Part 50 Appendix A GDC 4에서는 원자력발전소 내의 모든 고에너지배관에 파단전누설기법 적용을 허용하므로써, 이들 배관의 가상배관파단을 배제할 수 있도록 하였다. 한국형 표준원전인 울진원자력 3, 4호기의 참조발전소인 영광원자력 3, 4호기는 개정된 GDC 4를 적용한 최초의 가압경수로발전소로서, 원자로냉각재주배관과 12인치 이상의 일차측 분기관들의 가상배관파단을 배제하였다. 본 보고서에서는 영광원자력 3, 4호기의 참조발전소인 미국 Palo Verde발전소와 한국형 표준원전인 울진원자력 3, 4호기의 가상배관파단에 의한 원자로냉각재계통의 동적구조해석 결과를 서로 비교, 분석하므로써 개정된 GDC 4의 영향을 평가함은 물론 향후 분기관 가상배관파단해석의 방향을 모색하는데 있다.

• Journal of the KSME
• /
• v.25 no.4
• /
• pp.304-311
• /
• 1985

원자력발전소는 사고시 주변의 인구 및 환경에 미치는 영향의 심각성을 고려하여 가능한 모든 안전조치를 취하여 설계. 건설되도록 하고 있다. 특히 원자로냉각재 계통의 배관이 그러하며 고도의 안전성 및 신뢰성을 확보하기 위하여 지진에 대해서도 구조적인 건전성이 입증되어야 한다. 일반적으로 지진하중에 대한 배관계통의 내진해석에서는 층응답스펙트럼에 의한 모우드 해석 방법이 이용되고 있다. 이 때 내진해석으로 얻어진 응답의 조합에는 신중한 고려가 필요 하다. 즉 배관계통의 특성, 입력지진의 특성, 계산에 고려하는 모우드의 수등을 감안하여 적절한 응답조합이 이루어져야 한다. 본 해설에서는 여러 가지의 응답조합방법과 해석시 고려되는 모 우드의 수를 제한함으로써 발생하는 오차를 보정하기 위한 누락질량효과(missing mass effect)에 대하여 설명하고자 한다. 또 두 가지의 해석모델에 대하여 실제 내진 해석을 수행하여 그 결 과를 비교검토하기로 한다.

• Journal of the Korea institute for structural maintenance and inspection
• /
• v.25 no.2
• /
• pp.35-42
• /
• 2021

In this study, a steel frame that realized the second floor of a structure was fabricated in referring to NFPA 13. In addition, a riser pipe system with groove joints was installed, and a seismic simulation test was performed using static cyclic loading. Cyclic loading tests on the maximum allowable side sway of seismic design standards for buildings in Korea were conducted using actuators to analyze the seismic behavior of the riser pipe system and major piping elements due to the deformation of the steel frame structure or the displacement-dominant behavior caused by the relative displacement between the structural members in the event of a seismic load. Moreover, the deformation angle of the riser pipe system was measured using an image measurement system because it is difficult to measure using the conventional sensors.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1997.05b
• /
• pp.483-488
• /
• 1997

원자력발전소 가압기 밀립배관은 원자로냉각재계통 압력을 제어하는 기능을 가진 가압기와 원자로냉각재계통을 연결하는 ASME 1등급 기기로서 건전성 확보가 필수적이다 그러나 현재 운전중인 국내ㆍ외 원전의 가압기 밀림배관은 설계시 열성층화(Thermal Stratification) 현상발생 뿐만 아니라 동 현상이 배관 건전성에 미치는 영향이 전혀 고려되지 않아 본 연구에서는 국내 운전중인 원전 가압기 밀림배관에서 발생하는 열성층화 정도를 확인하고. ASME 코드에 입각한 평가방법론을 정립 설계조건과 운전조건에 대한 평가를 수행하므로써 건전성에 미치는 영향을 평가하였다.