• 에너지공학
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• 제25권4호
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• pp.124-132
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• 2016

노심보충탱크 상부에 설치되는 유동분사기 형상에 따른 냉각수 주입특성 및 탱크 내에서의 열수력 현상 변화를 파악하기 위한 안전주입배관 2인치 파단 소형냉각재상실사고(SBLOCA) 모의시험이 잔열 및 피동잔열제거계통(PRHRS) 모의 없이 수행되었다. 두 가지 형상의 유동분사기를 설치하고 수행한 각각의 시험은 거의 유사한 초기 및 경계조건에서 수행되었으며, 이로 인해 반복시험에 대한 재현성이 충족되었다고 판단된다. 시험결과는 유동분사기의 종류(본 시험에서는 구멍의 개수에 해당)에 관계없이 유사한 열수력학적 거동을 보였으며, 초기 주입유량 관점에서는 구멍의 개수가 2배인 B형이 A형에 비해 좀 더 우수한 주입 성능을 보였다. 노심보충탱크 격리 밸브가 개방된 후 압력평형배관을 통해 유입되는 고온의 원자로냉각재는 상부 헤더에서 상대적으로 저온인 $50^{\circ}C$ 물과 혼합되면서 증기 응축과 같은 상변화에 의한 압력 변동을 동반하는 다차원 열유동 현상을 일으키게 된다. 이로 인해 초반부 노심보충탱크 주입 유량은 상온운전 조건에서 보다는 작게 되고, 일정시간 경과 후에는 유사한 주입유량 특성을 보였다.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2007년도 춘계학술대회논문집
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• pp.41-45
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• 2007

Palo Verde Unit 1 nuclear power station which is located in Arizona, USA had been operating at reduced power levels around 25% since December 25, 2005 due to vibration in one of its shutdown cooling lines. During an outage from March 18, 2006 to July 7, 2006 the necessary work and modifications to remedy the situation were performed. It cost approximately $46million to buy electricity to replace that lost as a result of this event. Therefore in this study, the vibration of shutdown cooling lines in the same nuclear power plant in Korea as Palo Verde Unit 1 should be measured by the operating condition of power plant. And it was evaluated using the expression for allowable velocity in ASME OM-S/G-2003. From the result of this study it is evaluated whether it is safe or not. If not the countermeasure should be considered in this study.

• 에너지공학
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• 제11권1호
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• pp.1-9
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• 2002

우리나라에 보급된 축냉시스템 이용효율 향상과 전력사용 합리화 방안을 제시함으로써 빙축열 시스템의 보급활성화를 통한 하절기 피크부하 경감에 기여코자 빙축열 설비의 성능시험을 실시한 결과 COP주간 3.8, 축열 3.0대비 30% 이상 성능이 감퇴한 주간 2.6∼3.4, 축열 2.1∼3.0정도로 냉동기가 가동되고 있으며, 축열율은 15개 건물 중 3개 건물(21.4%)만이 축열능력 대비 40% 이상의 축열을 실시하고 있는 것으로 분석되었다. 이처럼 운전성능 감퇴를 개선하기 위하여는 축냉(빙축열)설비 운전시 빈번히 발생하는 3-Way 밸브오동작, 냉각능력 감소, 팽창밸브 동작 부적절, 운전모드별 제어설정 오류 등에 의한 축냉능력 감퇴현상을 시정하고, 냉동기의 브라인배관 By-pass, Ice Slurry system운전모드별 배관분리, 냉온수펌프의 회전수제어 등의 배관계통 개선검토가 필요하며, 축냉(비축열) 시스템특징 별로는 Ice on Coil system은 냉방부하 확장성에 제약, Ice Ball system은 축열조의 수밀유지, Ice lens system의 제빙운전시 COP 저하, Ice Slurry system은 주간 운전시 저온운전에 따른 낮은 COP, Ice Harvest system은 Hot Gas 탈빙으로 동력손실증가 등에 대한 개선이 향후 축냉(빙축열)시스템의 운전성능 향상을 위해 필요한 것으로 도출되었다.

• 대한용접접합학회:학술대회논문집
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• 대한용접접합학회 2009년 추계학술발표대회
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• pp.100-100
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• 2009

본 논문에서는 원자력발전소 1차 계통의 스테인리스강 저합금강 이종금속용접부 및 스테인리스강 동종용접부의 잔류응력을 평가하고 스테인리스강 용접부의 응력부식균열 민감성에 대해 고찰하였다. 노즐 안전단의 이종금속용접부 및 안전단 배관의 동종용접부 제작 및 소재가공에 의행 생성되는 잔류응력을 예측하기 위해 열 탄소성 유한요소법 수치해석을 수행하였으며, 용접공정과 함께 표면의 잔류응력에 기여하는 절삭 및 연삭가공과 소재의 담금질 공정을 열 탄소성적으로 모사하였다. 전산해석 결과, 스테인리스주강의 담금질 잔류응력은 무시할 수 없는 상당한 크기이므로 배관 용접잔류응력 평가 시 소재의 담금질 효과를 고려해야 할 것으로 판단된다. 이종금속 용접과 동종금속 용접공정이 보수용접 없이 정상적인 절차(내면에서 외면으로 적층)로 완성된다면, 냉각재 환경에 노출되는 용접부 내면의 잔류응력은 재료의 응력부식균열 민감성에 영향을 주지 않을 것으로 판단된다. 한편, 안전단 배관 동종용접부의 연삭가공에 의해 내면의 잔류응력이 크게 상승하는 것으로 예측되었으므로, 내면의 연삭가공 이후 표면잔류응력 완화처리(예, 버핑)가 필요하다.

• 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.

• 에너지공학
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• 제16권3호
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• pp.103-112
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• 2007

국내 1970년대에 설계 및 건설된 원자력발전소에 대해 침수분석을 수행한 결과 기기냉각수펌프 및 열교환기 건물, 주/보조건물, 중간건물 주증기 헤더 격실, 중간건물 주급수관 지역 및 하부층 등이 침수사고에 매우 취약하며 발전소 안전정지능력을 저해할 정도로 침수 영향이 심각한 것으로 판명되었다. 이들 지역에서의 침수원은 주급수관 파단이다. 현재 원자력발전소 내환경기기검증에서 주급수관 파단 방출량 계산은 수계산(Hand calculation)방법으로 Henry-Fauske 임계유량 모델 사용하고 있다. 이 방법은 배관파단 위치에서의 차압으로 계산되며, 실제 원자력발전소의 각종 제어로직에 의한 격리신호를 반영하지 못하므로 지나치게 보수적으로 파단 방출유량이 계산된다. 이러한 문제점을 개선하기 위해 원자력발전소 열수력계통 해석 전산코드인 RETRAN을 사용하여 원자력발전소 일/이차측 계통과 제어로직을 모사하고, 주급수관 파단 방출량 분석을 위한 입력가정과 해석방법을 개발하였다. 침수위 분석은 웨스팅하우스형 원자력발전소 격납건물 외부 하부격실에 대해 적용하였다. 전산코드 해석에서 각종 제어계통과 로직을 고려하였으며, 가장 제한적 사고조건을 계산하기 위해 노심출력, 파단형태, 면적, 위치 등의 조합으로 구성된 18개 사고 사례를 분석하였다. 그 결과 가장 제한적 사례 분석에서는 기존 수계산 분석에서보다 파단 방출유량이 크게 줄었고, 하부격실의 침수위도 상당히 낮아졌다.

• Corrosion Science and Technology
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• 제15권3호
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• pp.135-140
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• 2016

Piping and equipment are degraded by flow-accelerated corrosion (FAC) in nuclear power plants. FAC causes numerous problems and nuclear utilities maintain programs to control FAC. The key parameters influencing FAC are hydrodynamic conditions, water chemistry, and effect of materials. Recently, a nuclear utility has planned slight power uprates in Korea. Operating conditions need to be changed in the secondary system according to power uprates. This study analyzed the effect of wall-thinning caused by power uprates. The change of operation data in the secondary cycle is reviewed, and wall-thinning rates are analyzed in the main lines. As a result, two phase (mixture of water and steam) lines have a greater impact than a water line under power uprate conditions. Also, the quality of steam is the most important factor for FAC in two phase lines.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2001년도 춘계학술대회논문집D
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• pp.807-812
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• 2001

This paper represents the wall thinning analysis results for secondary side piping of two types of domestic nuclear power plants based on the DB establishment and F AC analysis study for NPP secondary system piping. CHECWORKS code utilized in this study has been applied world widely to wall thinning analyses for secondary side piping and its reliability has also been proved. The predicted wear rates for several piping systems of a pressurized water reactor NPP are compared with those of a pressurized heavy water reactor NPP and with the measured wear rates. On the basis of comparison results of the predicted and measured wear rates, the analysis results can be effectively applied to the development of a standard thinned pipe management program targeted all domestic nuclear power plants.

• 대한기계학회논문집
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• 제19권6호
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• pp.1460-1468
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• 1995

The objective of this paper is to evaluate the material properties of SA106 Gr. C carbon steel and its associated weld manufactured for main steam system of Yonggwang 3,4 nuclear generating stations. A total of 43 tensile and 35 fracture toughness tests were performed and the effects of various parameters such as pipe size, crack plane orientation, test temperature, welding on material properties were discussed. Test results show that the effects of crack plane orientation, test temperature, and welding on fracture toughness were significant while the effects of pipe size, specimen orientation and test temperature on tensile properties were negligible. Especially the dependence of J-R curves on the crack plane orientation appears to be the characteristics of carbon steel.

• 대한기계학회논문집
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• 제19권6호
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• pp.1451-1459
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• 1995

The objective of this paper is to evaluate the material properties of SA312 TP316 and SA312 TP304 stainless steels and their associated welds manufactured for safety injection system of Yonggwang 3,4 nuclear generating stations. A total of 62 tensile tests and 46 fracture toughness tests were conducted and the effects of various parameters such as pipe size, crack plane orientation, tests were conducted and the effects of various parameters such as pipe size, crack plane orientation, test temperature, welding on material properties were discussed. Test results show that the effect of test temperature on fracture toughness was significant while the effects of pipe size and crack plane orientation on fracture toughness were negligible. Fracture toughness of the weld metal was in general higher than that of the base metal.