• Title/Summary/Keyword: 배관요건

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원자로 냉각재계통 RTD SCOOP내부 유속계산

  • 윤덕주;이창섭
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • 1996.05b
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    • pp.42-47
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    • 1996
  • 기존의 우회배관을 제거하고 원자로냉각재배관에 직접 RTD를 삽입하여 온도를 측정할 경우 취수부내의 유속이 기존에 비해 어떻게 변하는지 고찰하고자 한다. 이는 RTD응답시간 요건을 만족하기 위해서는 RTD SCOOP 내부유속이 3ft/sec이상이 되어야만 하기 때문에 중요하다. 이러한 유속을 계산하기 위해 취수부를 단순화하고 보수적인 가정에 의해 유체역학적으로 계산한 결과 이러한 요건을 만족하는 결과를 얻을 수 있었다. 또한 흡입구와 출구 Hole에서 차압의 대부분이 발생하므로 이부분의 부차계수가 유량계산에 절대적으로 영향을 미치고 있으며 아울러 원자로냉각재유량의 크기에 따라 미치는 영향을 계산한 결과 거의 비례적으로 증가하고 있으며 출구직경을 확대하므로 유량을 3.5 ft/sec까지 증가시킬 수 있다는 결과를 얻었다.

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Investigation on Design Requirements of Feed Water Drain and Hydrogen Vent Systems for the Prototype Generation IV Sodium Cooled Fast Reactor (소듐냉각고속로 원형로 소듐-물 반응 압력완화계통의 급수배출 및 수소방출 설계 요건 연구)

  • Park, Sun Hee;Ye, Huee-Youl;Lee, Tae-Ho
    • Korean Chemical Engineering Research
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    • v.55 no.2
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    • pp.170-179
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    • 2017
  • We investigated design requirements of feed water drain and hydrogen vent systems for the sodium-water reaction pressure relief system (SWRPRS) of the prototype generation IV sodium cooled fast reactor (PGSFR). We evaluated the areas of the gas vent pipe of the water dump tank and the length of the water drain pipe of the steam generator to rapid drain of the water steam inside the steam generator for the normal and refueling operations, respectively. We also calculated the diameter of the gas vent pipe of the sodium dump tank which met its design pressure.

콘크리트 확장형 앵커의 동적검증

  • 김상윤;윤철호;최강룡
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • 1996.05d
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    • pp.339-345
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    • 1996
  • 배관 및 기기 등의 지지부 정착에 사용되는 확장형 앵커는 여러 종류의 진동하중을 받게 되므로 그러한 하중에 대한 동적저항능력이 시험에 의하여 확인되어야 한다. 확장형 앵커의 동적시험 요건이 ASTM E488에 기술되어 있으나 내진시험 입력, 피로전단시험 입력 등 일부 요건이 구체적으로 명시되어 있지 않아 시험기관에 따라 시험조건이 자의적으로 결정될 수 있다. 따라서, 본고에서는 코드 시험요건이 구체적이지 못한 사항을 조사하여 적정 요구수준을 제시하였다. 또한, 국내에서 수행된 동적시험내용 검토결과, 현행 동적설계방안의 일부보완이 필요함을 확인하였다.

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Investigation on Design Requirements of Vent Lines for Sodium-Water Reaction Pressure Relief System of Prototype Generation-IV Sodium-Cooled Fast Reactor (소듐냉각고속로 원형로 소듐-물 반응 압력완화계통의 배출배관 설계요건 연구)

  • Park, Sun Hee;Han, Ji-Woong
    • Korean Chemical Engineering Research
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    • v.56 no.3
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    • pp.388-403
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    • 2018
  • We investigated design requirements of vent lines for Sodium-Water Reaction Pressure Relief System of Prototype Generation-IV Sodium-Cooled Fast Reactor. We developed design requirements of areas of the rupture disks of the steam generator, a diameter of the gas vent line of the sodium dump tank, a diameter of the gas vent line of the water dump tank, a diameter of the water dump line of the steam generator. With the design requirements, we calculated the time to vent fluid inside the steam generator and analyzed the transient pressure behavior, also evaluated the close pressure value of the isolation valve of the water dump line. Our results are expected to be used as basis information to design Sodium-Water Reaction Pressure Relief System of Prototype Generation IV Sodium-Cooled Fast Reactor.

Seismic Evaluation for Strainer in the Primary Cooling System (일차 냉각계통 스트레이너에 대한 내진 건전성 평가)

  • 정철섭
    • Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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    • v.13 no.3
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    • pp.295-304
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    • 2000
  • To evaluate the structural integrity for the strainer under seismic loading the seismic analysis and design were performed for T-type strainer in accordance with ASME, Section Ⅲ, Class 3(ND). Since there are no specified design requirements for the strainer in ASME Code, the strainer body was analysed according to ND-3500, valve design. Flanged joints connected with PCS piping were designed according to ND-3658.3. And the criteria for the cover flange was governed by the Appendix XI. Both a frequency analysis and an equivalent static seismic analysis of the strainer were carried out using the finite element computer program, ANSYS. The frequency analysis results show the fundamental natural frequency is greater than 33Hz, thus justifying the use of the equivalent static analysis through which membrane and bending stresses are obtained in the critical points near the branch connection area. The results of the seismic evaluation fully satisfied with the structural acceptance criteria of the ASME Code. Accordingly the structural integrity on the strainer body and flanges were proved.

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Development of the ZnS(Ag)/BC-408 phoswich detector for monitoring radioactive contamination inside pipes (배관 내부 방사능 오염도 측정용 ZnS(Ag)/BC-408 phoswich 검출기 개발)

  • Kim, Gye-Hong;Park, Chan-Hee;Jung, Chong-Hun;Lee, Kune-Woo;Seo, Bum-Kyoung
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • v.31 no.3
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    • pp.123-128
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    • 2006
  • A small radiation detection system is necessary for the direct characterization of alpha/beta-ray contamination inside pipes generated during the decommission of a nuclear facility. In this work, the new type phoswich detector consisting of the ZnS(Ag) and plastic scintillator for ${\alpha}/{\beta}$ simultaneous counting was designed as part of a development of a equipment capable of monitoring radiological contamination inside pipes. The optimum counting conditions in dimensions of scintillator and a detection system were experimentally confirmed and a performance of alpha/beta-ray discrimination was evaluated. As a result, optimum conditions of a detector suitable for monitoring radiological contamination inside pipes and a feasibility of application to pipe-inside were confirmed.

Performance Demonstration for Ultrasonic Examination Systems of Nuclear Power Plant Components (원전(原電) 기기(機器)의 초음파탐상검사(超音波探傷檢査) 시스템에 대한 기량(技量) 검증(檢證))

  • Lee, Jong-Po
    • Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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    • v.13 no.2
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    • pp.48-60
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    • 1993
  • 1974년에 유럽에서 시작된 PISC(Program for the Inspection of Steel Components ; PISC-I, II, III) 수행결과나 1980년대초 실시된 미국의 BWR 원전 배관계통의 입계응력부식균열(IGSCC ; Intergranular Stress Corrosion Cracks)검사결과에서 나타난 바와 같이 기존의 규격 요건과 절차에 따른 원자력발전소 기기에 대한 초음파탐상검사는 그 실효성에 많은 문제점이 제기되었다. 따라서, 원전기기의 건전성 및 초음파탐상검사 결과의 신뢰도를 보증하기 위한 각종 연구가 진행되고 여러 방안이 모색되어 왔다. 그 결과, 원전 가동중검사 규격에 "초음파탐상검사자 자격인정 요건"과 "초음파탐상검사 시스템(검사자, 장비 및 절차서)에 대한 기량검증 요건"이 새로이 부가되었다. 본고에서는 초음파탐상검사 결과의 신뢰도 확보에 있어 필수불가결한 요건인 원전기기 초음파 탐상검사 시스템에 대한 기량검증 요건을 자세히 기술한다.

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재료 동적영향을 고려한 주냉각재 배관 LBB 적용시 Dynamic Strain Aging의 영향 분석

  • 양준석;박치용;정우태;유기완;김진원
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • 1998.05b
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    • pp.305-311
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    • 1998
  • 최근들어 고려된 LBB(Leak Before Break) 적용요건중 동적파괴시힘 절차에는 울진 3&4호기 이후 파단전누설개념이 적용되는 배관이 탄소강으로 제작될 경우. 이 배관이 Dynamic Strain Aging (DSA)에 의해 파괴저항치가 감소되지 않는다는 것이 정량적으로 입증되지 않는 한, 동 배관의 파괴 물성치 결정시 DSA의 영향이 고려되어야 하며, DSA 영향을 평가하기 위해서는 동적과괴시험이 수행되어야 함을 요건화 하고 있다. 본 연구에서는 DSA 효과에 의한 파괴저항(J-R) 특성의 저하가차세대원전 원자로냉각재배관 파단전누설개넘(LBB) 적용시 설계 안전여유도에 영향을 미치지 않는 정도임을 평가하는데 있다. 따라서 ASME Section III에서 탄소강으로 분류하고 있는 강종별 파괴인성 변화를 고찰하고, 차세대원전 주냉각재배관 재료인 SA508 Class la의 최대 파괴인성 감소치를 예측하여, 울진 3&4호기에서 측정된 엘보우용 SA516-Gr.70 강의 DSA 영향 평가 결과와 비교 분석하여 차세대원전 주냉각재배관의 DSA영향을 평가하였다. 도출된 결론으로는 DSA 영향을 고려한 SA508 Class la의 J 및 dJ/dA 값은 극히 보수적으로 추정할 때 50% 이상 감소하는 것으로 예측된다. 이러한 DSA 영향을 고려하였을 경우 배관재 모재의 파괴인성치는 Weld-SAW의 J/T 값 수준으로 감소하였다. 그러나 현 LRB 해석이 가장 낮은 J/T값을 갖는 Weld-SAW Auto의 균열길이 2a인 J/T선도에 의거하여 수행되고 있다는 점을 고려한다면 비록 DSA가 배관재에 영향을 주는 가장 보수적인 값(J 및 dJ/dA값을 50% 이상)을 사용한다고 하더라도 차세대원전 LBB 적용에 문제가 되지 않음을 알 수 있다. 즉 차세대원자로 주냉각재배관에 LBB를 적용하는데는 DSA 영향은 상대적으로 중요하지 않다는 결론을 얻었다. 표면에 수소화물이 농축되어 있는 hydride layer가 형성됨을 관찰하였으며 ~5,000ppm 이상의 경우에는 수소화물의 방향성이 random하였으며 특히, ZIRLO$^{TM}$ 시편의 경우에서는 원주방향으로 길게 이어진 수소화물과 기계적 성질에 치명적인 반경방향의 수소화물이 평행하게 배열된 것을 관찰하였다.하였을 때는 Li$_2$O의 첨가에 의해 치밀화가 주로 일어났고, 반면에 $N_2$-7vol.%H$_2$ 분위기에서 소결하면 Li$_2$O의 첨가에 의해 작은 기공은 소멸되고 큰 기공이 생성되었다.지나치게 모국어의 영향만 강조하고 다른 요인들에 대해서는 다분히 추상적인 언급으로 끝났지만 이 분석을 통 해서 배경어, 목표어, 특히 중간규칙의 역할이 괄목할 만한 것임을 가시적으로 관찰할 수 있 다. 이와 같은 오류분석 방법은 학습자의 모국어 및 관련 외국어의 음운규칙만 알면 어느 학습대상 외국어에라도 적용할 수 있는 보편성을 지니는 것으로 사료된다.없다. 그렇다면 겹의문사를 [-wh]의리를 지 닌 의문사의 병렬로 분석할 수 없다. 예를 들어 누구누구를 [주구-이-ν가] [누구누구-이- ν가]로부터 생성되었다고 볼 수 없다. 그러므로 [-wh] 겹의문사는 복수 의미를 지닐 수 없 다. 그러면 단수 의미는 어떻게 생성되는가\ulcorner 본 논문에서는 표면적 형태에도 불구하고 [-wh]의미의 겹의문사는 병렬적 관계의 합성어가 아니라 내부구조를 지니지 않은 단순한 단어(minimal $X^{0}$ elements)로 가정한다. 즉, [+wh] 의미의 겹의문사는 동일한 구성요 소를 지닌 병렬적 합성어([$[W1]_{XO-}$ $[W1]_{XO}$ ]$_{XO}$)로

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유한요소의 형태 및 경계 조건이 Applied J 적분값에 미치는 영향

  • 라인식;조인득;지계광
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • 1996.05c
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    • pp.123-130
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    • 1996
  • 탄소성파괴역학의 발달과 함께 원자력 발전소의 설계시 고려해야 하는 고에너지 배관의 양단파단사고와 같은 극한 가정 대신 파단전누설(LBB : Leak Before Break)개념을 배관설계시 고려할 수 있도록 관련 규제 요건이 완화되어 원자력 발전소 고에너지 계통 설계에 새로운 설계 개념으로 적용할 수 있게 되었다. 파단전누설개념 적용시 균열 안정성 평가에 가장 널리 사용되는 방법은 J-T 방법이다. 본 연구에서는 유한요소법 사용시 균열 선단에서 요소의 크기 및 경계 조건 (Boundary Condition)이 변화할 때 Applied J 적분값에 미치는 영향을 ABAQUS 전산 프로그램을 이용하여 조사하였다.

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