• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
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• pp.401.1-401
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• 2002

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 추계학술발표회요약집
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• pp.359.2-359
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• 1999

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 추계학술발표회요약집
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• pp.228.2-228
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• 1999

• 비파괴검사학회지
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• 제33권5호
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• pp.422-429
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• 2013

배관에서 발생한 문제는 비단 배관의 손상뿐만 아니라, 배관과 연결된 주요기기 혹은 시스템 전체의 작동에도 영향을 주기 때문에 이상 유무에 대한 감시가 필요하다. 특히, 원전 2차계통의 배관들은 안전상의 이유로 넓은 실내 공간 내에 복잡하게 배치되어 있다. 넓은 영역에 배치되어 있는 전체 배관의 누출 상태 감시를 하기 위해서는 센서 배열을 이용한 원격지에서의 누출 감시 방법이 효율적인데, 닫힌 공간 내에 있기 때문에 발생하는 반사파의 영향을 고려하여야 한다. 따라서 복잡한 실내 공간에서 발생하는 반사파의 특성과 빔형성법에의 영향을 수학적으로 살펴보았다. 그리고 반사파의 영향을 줄이는 공간평균방법을 적용한 빔형성법을 사용하여 광역배관의 구조 건전성 감시가 가능한 방법에 대해 제안하고, 이를 모사한 전산 모의실험과 누출 배관의 축소 모형 장치를 이용한 실험을 통하여 그 적용성을 검증하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제14권4호
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• pp.186-195
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• 1982

SYSRAN code를 사용하여 고리 1호기의 중기배관파열사고를 분석하였다. SYSRAN code는 중성자출력과 열선속계산은 각각 점근사 중성자 운동방정식과 집중정수 모형을 이용하고 냉각수 계통 과도현상에 대해서는 전 계통을 균일한 압력으로 취급하여 질량 및 에너지 평형방정식을 이용하여 계산한다. 사고 결과를 심각하게 만드는 노심상태로 부냉각재 온도계수가 커지는 노심말기와 증기발생기의 유체함량이 가장 많은 고온 정지상태를 호기조건으로 하여, 격납용기외부의 가장 큰 배관면적인 1.4f $t^2$ 크기의 증기배관이 파열되었을때 Moody critical flow model에 따라 증기가 방출된다고 가정하여 분석하였다. 그 결과 노심의 최대 열선속은 사고후 60초에 정상상대의 38%로서 FSAR의 26%에 비해 높은 값을 나타냈으나 모든 과도현상의 경향은 FSAR의 결과와 잘 일치하였다. 민감도 조사결과 이 사고는 냉각재밀도 계수와 노심 하부공간혼합인자에 가장 민감한 것으로 나타났다. B bank중 한 개의 RCCA가 완전인출 상태에서 노심에 삽입되지 않았다고 가정했을 경우의 FSAR 분석결과인 $F_{$\Delta$H}$를 3.66으로 Fz를 1.55로 하여 DNBR을 계산해 본 결과, 최소 DNBR은 1.62가 되어 핵연료의 손상은 예상되지 않았다. 점근사중성자 운동방정식, 집중 정수모형 및 질량과 에너지평형 방정식을 이용한 계통 과도 현상모델은 발전소 전 계통의 과도 현상의 경향을 연구하는데 적합한 것으로 밝혀졌다.구하는데 적합한 것으로 밝혀졌다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제40권3호
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• pp.165-172
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• 2016

노심보충탱크(Core Makeup Tank, CMT), 안전주입탱크(SafetyInjection Tank, SIT)와 자동감압계통(Auto Depressurization System, ADS)로 구성된 1 계열의 SMART 피동안전주입계통의 주입특성을 파악하기 위한 소형냉각재상실사고(SBLOCA) 모의에 대한 실험적 연구가 수행되었다. SBLOCA의시험은 0.4 인치 안전주입수 배관파단에 대해 수행되었으며, 정상상태 조건은 실험요건서에 제시된 시험 초기 조건을 만족시키도록 746초 동안 운전되었다. 노심 출력 및 안전주입 유량 등의 경계 조건도 적절히 모의되었으며, 안전주입계통 배관에서의 파단, 히터 트립 및 잔열곡선 인가, 원자로냉각재펌프 관성서행(Coastdown), 급수 중단, CMT 및 SIT의 주입, ADS #1 개방이 SBLOCA 시나리오에 따라 적절히 모의되었다. 노심지지원통 내부의 액체환산수위는 파단 초반에 감소하다가 CMT와 SIT가 주입되면서 서서히 회복되었으며, 피동안전주입계통의 주입유량이 노심 수위를 회복하기에 충분한 것으로 판단할 수 있다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권3호
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• pp.389-396
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• 2018

국내 가동원전 중 2-루프 가압경수로인 고리1호기는 약 40년 운전한 후, 2017년 6월 18일 영구정지되었다. 영구정지된 고리 1호기는 주요 해체작업을 수행하기전에 계통내 선량률을 저감시켜 작업자피폭을 최소화하기 위한 계통제염을 수행할 예정이다. 일반적으로, 계통제염 범위는 원자로압력용기, 가압기, 증기발생기, 화학 및 체적제어계통, 잔열제거계통 및 원자로 냉각재계통 주요배관을 포함한다. 이러한 계통 및 기기 등을 효율적으로 제염하기 위해서는 제염과정에서 원자로냉각재계통내 유동특성을 평가할 필요가 있다. 계통제염을 위해 순환유량을 제공하는 방법은 다양하나, 본 논문에서는 잔열제거펌프 운전에 따른 고리1호기 원자로냉각재계통내 유동특성을 평가하였다. 잔열제거펌프를 이용한 계통제염은 원자로냉각재 내 유량의 불균형을 초래하여 계통내 기기 및 배관 등에 불순물을 침적시켜 제염이 효율적이지 않다는 것으로 평가되었다.

• 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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• 제25권1호
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• pp.112-119
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• 2021

지진하중으로 인한 배관계통의 파괴모드는 라체트를 동반하는 저주기 피로파괴이며 비선형 거동이 집중되고 파손이 발생하는 요소는 엘보인 것으로 나타났다. 본 연구에서는 저주기 피로에 의한 SCH 40 3인치 탄소강관엘보의 파괴기준을 정량적으로 표현하기 위하여 한계상태를 누수로 정의하고 면내반복가력실험을 수행하였다. 배관계통에서 지진하중에 취약한 요소인 탄소강관엘보에 대하여 모멘트-변형각의 관계를 이용한 손상지수를 나타내었으며 힘-변위의 관계를 이용하여 산정된 손상지수와 비교-분석하였다. 탄소강관엘보에 대하여 반복되는 외력에 의한 소산에너지에 기반을 둔 손상지수로서 누수가 발생한 한계상태를 정량적으로 표현하였다.

• 에너지공학
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• 제11권1호
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• pp.18-25
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• 2002

침부식 (FAC, Flow-Accelerated Corrosion)에 의한 감육 문제는 원자력 발전소 배관관리에 있어서 매우 중요하다. 특히 FAC는 배관 내부 유체의 pH, 용존산소 농도, 유체 온도, 유속 및 습증기 분율 등과 배관의 형상 및 재료 등의 특정 조건에서만 발생하므로, FAC 문제를 관리하기 위해서는 체계적인 접근이 필요하다. 본 연구에서는 국내 특정 CANDU원전의 2차계통 배관을 대상으로 관련 데이터베이스 구축, 구축된 데이터베이스를 이용한 FAC감육율의 예측 및 배관 잔여수명의 평가 등을 수행하였다. 또한 FAC 발생기구 및 FAC에 영향을 주는 요인에 대해서도 조사하였다. 습분분리기와 플래시탱크 사이 배관 라인의 해석 예로부터 FAC 문제를 관리하는 방안을 제시하였다. 제시된 방안은 국내 다른 원자력발전소의 배관 관리에도 활용될 수 있을 것이다.

• 한국가스학회지
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• 제10권3호
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• pp.7-12
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• 2006

본 논문은 배관에 대한 유동해석과 구조해석을 연계하여 감육부 최심점에서의 국부응력변화를 평가하기 위한 새로운 방법을 제시하였다. 이를 위해 배관 크기, 감육깊이 및 길이 등 3가지 변수를 고려한 해석모델을 적용하고, 침부식 또는 유동가속부식에 취약한 배관계통에서의 2가지 대표적 유체유동을 적용시켜 배관에 미치는 영향을 분석하였다. 또한 유체의 흐름은 정상상태 비압축성 유동으로 가정하였고, 그 결과값을 감육배관 최심점에서의 국부응력을 구하기 위해 수행한 유한요소해석의 초기조건으로 적용하였다. 이러한 방법으로 구한 감육부에서의 압력분포와 기존의 단순 내압만을 고려한 경우와 상이하며, 그 결과를 비교하여 나타내었다. 향후 본 논문은 발전소설비나 가스설비의 배관건전성 평가에 참고자료로 적용 가능할 것으로 사료된다.