• 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.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.186-192
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• 1996

가압기의 유체 조건이 증기에서 이상유체로 변화하는 완전급수상실사고 경우에 대한 안전감압계통의 가압기 노즐 및 밸브 전단에서의 유량, 밸브 후단에서의 압력 변화 등 RELAP5/MOD1과 RELAP5/MOD3로 계산된 열수력 조건이 유사한 추세를 나타내었다. 또한 RELAP5/MOD1-CALPLOTFIII와 RELAP5/MOD3-CALPLOTFIII 전산체제로 계산된 안전감압계통의 각 배관부위에서의 동하중도 유사한 추세를 나타내었다. 즉, RELAP5/MOD1-CALPLOTFIII와 RELAP5/MOD3-CALPLOTFIII 전산체제를 이용한 안전감압계통의 열수력 과도현상 해석 결과가 유사하여 RELAP5/MOD1 대신에 RELAP5/MOD3가 안전감압계통의 열수력 과도현상 분석에 대체사용될 수 있을 것으로 판단된다. 그러나 본 연구는 안전감압계통에 국한하여 수행되었으며, RELAP5/MOD1과 RELAP5/MOD3를 이용한 가압기안전밸브 방출배관에 대한 기존의 연구 결과에 의하면 RELAP5/MOD3가 만족스러운 곁과를 제공하지 못하는 바, 다른 계통에 RELAP5/MOD1 대신 RELAP5/MOD3를 대체적용하기 위해서는 개별적으로 각 계통에 대한 비교 평가가 선행되어야 할 것으로 판단된다.

• 월간 기계설비
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• 통권61호
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• pp.23-29
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• 1995

열원기기와 공조기등을 연결하는 물배관식에는 여러 가지 방식이 있으며, 이는 배관의 기능 및 용도에 따른 각종 설계요소를 비롯하여 에너지 절약 측면 또는 내구성 향상을 위한 배려등에 의하여 결정되어지고 있다. 그러면 강제순환 배관계통에서 장치내의 펌프위치는 어떤 영향이 미치는지 한사례를 통하여 펌프가 열원기기의 전$\cdot$후에 설치되었을때 배관내의 압력분포도를 작성하고, 이에 대한 분석을 통하여 우리가 간과하기 쉬운 펌프 위치선정에 대한 주의점 및 배관내의 압력분포에 대한 유의사항등을 알아 보기로 한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권2호
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• pp.269-279
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• 1995

가압경수로에서 증기발생기와 같은 주기기를 원자로 내부에 위치하도록 설계한 원자로를 일체형 원자로라고 분류하며, 기존 상용원자로와 같이 모든 주기기가 별도의 압력용기로 설계되어 배관계통에 의해 원자로 외부에 순환회로를 갖는 형태의 원자로를 분리형원자로라고 한다. 최근에 개발되고 있는 한 부류의 신형원자로에서는 원자로 및 계통의 단순성 추구와 계통의 높은 신뢰성으로 안전성 향상을 위해 동력원 사용 등의 능동적 안전개념 보다는 자연현상을 이용하는 피동안전개념이 널리 도입되고 있다. 본보고서에서는 이러한 신형원자로의 노형으로서 일체형원자로의 특성을 전통적인 분리형원자로와 비교, 분석, 평가하였다. 일체형원자로의 가장 큰 장점은 모든 주기기가 단일 압력용기 내에 위치하므로 일차계통이 매우 단순하고 대구경 배관이 없기때문에 대형 냉각재 상실사고가 근본적으로 방지되어 안전계통이 매우 단순하다는 것이다. 이 외에도 일체형원자로는 대단히 많은 일차냉각재 용량, 매우 큰 가압기 용량및 긴 운전원 조치시간등의 설계특성을 보유하고 있어 안전성이 탁월하다는 장점을 지니고 있다. 그러나, 일체형원자로는 모든 주기기가 단일 압력용기 내에 설치되므로 대형 원자로 용기가 요구되며, 원자로 압력용기의 제작성 및 운송 능력이 원자로의 용량을 제한하는 주된 요인이 된다. 일체형원자로의 활용으로 열병합 발전, 지역난방 및 선박용 원자로등의 중소형 원자로에 매우 적합하다고 판단되며, 뛰어난 안전성으로 인하여 사회적 수용성 이 강조되는 상용발전로로서도 적합한 노형이 될 수 있을 것으로 분석되었다.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제56권3호
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• pp.388-403
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• 2018

본 연구는 소듐냉각고속로 원형로 소듐-물 반응 압력완화계통의 소듐, 물, 가스 배출배관 설계에 필요한 요건 도출을 목적으로 한다. 증기발생기의 전열관 파단에 의한 대규모 물 누출 사고 발생 시, 증기발생기 전열관 측의 물과 전열관 외측의 소듐 및 반응생성물을 물배출조와 소듐배출조로 신속하게 배출하기 위해 증기발생기의 소듐 배출배관 파열판 면적, 소듐배출조의 가스 방출배관 직경, 물배출조의 기체 방출배관 직경, 증기발생기의 물 배출배관 직경 등을 설정하기 위한 계산을 수행하였다. 이를 바탕으로 대규모 물 누출 사고 발생 시 증기발생기 내 유체 배출 소요시간 및 압력거동 해석을 수행하였고, 증기발생기 물 배출배관 격리밸브의 차단 설정압력 등의 설계인자를 도출하였다. 본 연구에서 도출된 설계인자들은 소듐냉각고속로 원형로 소듐-물 반응 압력완화계통 설계에 기초자료로 활용할 예정이다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.400-405
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• 1997

산업 현장에서 널리 쓰이는 압축성 유체가 밸브 등을 통하여 원하지 않은 누설이 발생할 경우 그 배관의 외부 온도만을 측정하여 누설량을 개략적으로 구하는 방법을 보였다. 특히 배관라인등 유량 제한 요소가 없는 계통은 Fanno Line 방법을 적용하고 오리피스나 벤추리등 유량 제한 요소가 있을 경우는 노즐 모델링 방법을 적용하면 누설량을 구할수 있고 노즐모델링 방법으로 구한 누설량이 Fanno Line 방법으로 구한 누설량의 약 50%였다.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2009년도 제38회 동계학술대회 초록집
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• pp.330-330
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• 2010

하나로 노심에서 발생하는 열중성자를 감속재인 액체수소층을 통과시켜 냉중성자를 생산 하는 설비인 냉중성자원 시설은 초경량 합금, 신소재 및 DNA 구조연구 등의 첨단기술연구에 유용한 도구로 활용될 계획이며, 현재 원자력연구원에서는 냉중성자원 시설을 개발하여 제작 설치하였고, 이 장치들에 대해 기능시험을 수행하였다. 냉중성자원 시설계통에서 가스블랭킷계통은 수소의 외부누출을 방지하고, 진공용기를 포함한 수조내기기 내부로 공기 및 경수가 유입되지 않도록 하여 냉중성자원을 보호하기 위한 역할을 수행한다. 또한 가스블랭킷계통의 구성은 가스공급장치($N_2$ 및 He 가스 실린더로부터 가스공급 기능), 질소충압탱크, 진공박스, 수소박스, 밸브박스 및 각 구역별 독립 배관 등으로 되어있다. 이동식 진공배기장치는 가스블랭킷계통에서 사용하기 위해 특수하게 제작된 장치로서 진공계통과 수소계통의 초기충진 시 또는 계통배기 시 잔류가스를 제거하거나, 블랭킷가스의 오염검사를 위한 시료채취 기능 등을 수행할 수 있도록 되어있다. 본 논문에서는 냉중성자원장치 내의 수소계통 및 진공계통의 배관과 기기를 외기와 경수로부터 안전하게 격리시키기 위해서 제작설치 적용된 가스블랭킷계통에서 이동식 진공배기장치를 이용하여 잔류가스 제거방법과 각 가스블랭킷 영역으로부터 시료를 채취하여 수행된 산소농도 분석에 대해 기술하였다.

• 한국산업안전학회:학술대회논문집
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• 한국안전학회 2001년도 공동학술대회
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• pp.169-174
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• 2001

원자력발전소 배관계통에 존재하는 균열을 해석하는 방법으로, 이제까지는 균열을 고려하지 않은 상태에서 지진하중을 고려한 탄성 배관해석을 수행하여, 배관에 작용하는 하중을 구한 후, 다음 단계에서 파괴해석 방법으로 균열을 가정한 탄소성 균열해석을 수행하는 2단계의 해석을 통해 균열안정성을 평가해 왔다. 이러한 방법은 전체 배관의 거동과 배관 내에 존재하는 균열의 거동을 서로 독립적인 것으로 고려하고 있으며 재료물성치로는 설계값을 사용하는 등의 보수적인 가정들을 포함하고 있어 배관에 작용하는 하중 또는 응력을 과도하게 계산하는 결과를 초래하고 있다 특히, 지진하중과 같은 반복적인 외부 동적하중이 작용하는 경우, 배관에 국부적인 소성변형이 발생함에도 이를 단지 탄성거동으로 간주하게 되는 것이다. 이러한 몇몇 보수적 가정들을 포함하고 있는 기존의 해석방법은 지나친 보수성을 가질 뿐만 아니라, 균열에 의한 실제 배관의 파단하중과 계산에 의한 파단하중의 비교로서 배관의 안전여유도를 예측하는 방법으로는 적절하지 못하다.(중략)

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.48-53
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• 1998

원자력 발전소 배관계통에 파단전 누설 (LBB) 설계개념의 적용을 위해서는 원자로 가동온도에서의 재료의 파괴저항성 평가가 필수적이다. 본 연구에서는 국내 원자로의 1차 냉각계통배관의 엘보우 소재로 사용되는 SA516-Gr.70 강의 파괴저항성에 미치는 DSA (Dynamic Strain Aging, 동적변형시효) 영향을 고찰하였다. 파괴저항성 평가를 위해 원자로 가동온도를 포함한 상온~50$0^{\circ}C$ 온도영역에서 준정적 하중에서부터 지진 하중 정도의 동적 하중까지 하중속도를 달리하여 직류전위차법 (DCPD) 이용하여 J-R 시험을 행하였다. J-R 시험결과, SA516-Gr.70 강은 특정한 온도와 하중속도의 조합에서 파괴저항성이 크게 떨어지는 양상을 보였으며, 낮은 파괴저항성을 나타내는 온도는 하중속도가 증가함에 따라 높은 온도쪽으로 이동하는 전형적인 DSA 감수성을 보였다. 인장시험을 통해서도 큰 폭의 serration 이 관찰되었으며 SA516-Gr.70 강에서 파괴저항성의 변화와 DSA 현상과의 연관성을 고찰하였다.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2000년도 하계학술대회 논문집 D
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• pp.2501-2503
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• 2000

본 연구는 윈자력발전소 원자로 냉각재 계통의 가압기 밀림배관내에서 서로 다른 온도의 유체가 밀도차에 의해 분리된 채 존재하는 열성층의 온도를 감시할 수 있는 시스템을 개발한다. 개발된 온도 감시 시스템은 국내원자력발전소 중 가장 오래된 고리원자력발전소 1호기의 수명연장과 관련하여 가압기 밀림배관의 열성층 온도를 측정하므로써 열성층화에 따른 배관의 건정성 여부를 평가하는데 사용한다.