• Nuclear Engineering and Technology
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• 제28권2호
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• pp.206-215
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• 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.

• 소음진동
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• 제6권6호
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• pp.827-834
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• 1996

본연구에서는 핵연료집합체의 검증계획의 일환으로 2차측 배관파단의 영향을 조사하였다. 원자로노심의 상세모델을 이용한 동적해석으로 배관파단에 의한 응답을 구하였다. 파단적 누설개념의 적용으로 10인치 이상의 고에너지 배관에 대하여 양단 파단이 설계에서 배제됨에 따라 본 연구에서는 주증기관과 급수관의 파단을 가정 하였다. 핵연료 집합체의 전단력, 굽힘모우멘트, 변위 및 지지격자체의 충격하중에 대하여 자세히 고찰하였고 이들 동적해석 결과를 이용하여 핵연료집합체의 구조적 건전성을 평가하였으며 사고조건에서 2차측 배관파단이 핵연료집합체의 구조적 건전성 에 미치는 영향을 검토하였다.

• 기계저널
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• 제51권12호
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• pp.37-41
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• 2011

이 글에서는 원전배관의 안전설계 개념인 양단순간파단(DEGB: Double Ended Guillotine Break) 및 파단전누설(LBB: Leak Before Break)에 대해 설명하고, 파단전누설 설계를 위한 다양한 실배관 파과저항시험 방법 및 실배관 파괴저항시험의 필요성에 대해 소개하고자 한다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.344-349
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• 1998

고리 1호기 원전의 원자로냉각재 배관의 파단전누설개념 적용성을 평가하기 위하여 일반적인 파단전누설 절차 및 기준을 검토하였다. 파단전누설 타당성을 검토하기 위하여는 한계하중방법 및 J-T 방법을 비교검토 하였다. 그리고 원자로냉각재 배관에 대해서는 탄소강일 경우와 스테인레스강에 대하여 분석하였고, 가압기 밀림관에 대해서는 열응력을 계산하였다. 그리고 원자로 냉각재 배관에 가상의 관통균열의 파괴안전성은 유한요소법을 이용한 탄소성파괴역학을 통하여 분석하였다. 분석결과 한계하중법과 J-T 방법 모두 스테인레스강과 탄소강재질에 대해 적용 가능한 것으로 나타났다.

• 기계저널
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• 제31권3호
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• pp.261-266
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• 1991

원자력발전소 배관에 대한 일반적인 파단전누설(LBB)개념 적용절차 및 해석 방법에 대해 간단히 기술하였다. 그러나 LBB해석방법은 배관의 크기 및 작용하중의 상태에 따라 많은 차이가 있 으므로 보다 많은 배관에 LBB개념을 적용하여 설계하기 위해서는 합리적인 해석방법의 마련, 배관재질의 파괴인성치 향상 및 원자력발전소의 운전조건 개선 등을 위한 계속적인 노력이 필요 하리라고 판단된다.

• 원자력산업
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• 제7권4호통권50호
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• pp.86-87
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• 1987

미국원자력규제위원회(NRC)의 조사에 의하면 배관파단의 원인은 파단부 부근의 배관내면이 심하게 감육하고 있으며 원자로 트?후의 2차계의 압력변동에 견디지 못했기 때문이라고 보여지고 있다.

• 한국지진공학회논문집
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• 제4권1호
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• pp.51-62
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• 2000

핵연료집합체 검증 프로그램의 일환으로 본 연구에서는 지진과 배과파단이 핵연료집합체의 건선성에 미치는 영향을 검토하였다 원자로 노심의 상세 동적해석을 이용하여 지진 및 배과파단시 핵연료 집합체에 발생하는 전단력 굽힘 모우멘트 및 변위를 계산하였고 또한 집합체를 지지하고 있는 지지격자체의 충격력을 검토하였다 이들 하중에 대한 핵연료집합체의 응력해석을 수행하여 사고조건하에서의 구조적 건전성에 대하여 언급하였고 추후 설계시 고려할 사항을 제시하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제34권6호
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• pp.725-730
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• 2010

부정정계 배관의 두께 관통 후 파단전누설 거동과 균열개구변위는 정정계 배관과 비교하여 연구 하였다. 부정정 배관은 균열 발생으로 인한 최대 강도의 감소가 비교적 적었다. 부정정 배관계의 파단 전누설 거동은 정정계 배관보다 더 안전 하였다. 균열개구변위는 미관통균열을 가지는 배관에서 균열 관통 후 평가하기 위하여 제안된 소성힌지를 사용하여 평가하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권2호
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• pp.204-214
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• 1993

본 논문은 원자력발전소의 배관설계에 파단전 누설(leak-before-break : LBB) 개념이 적용됨에 따라 새롭게 해석대상이 된 분기관파단에 의한 노심지지배럴의 쉘응답을 계산한 것이다. 앞으로 직경 10인치 이상의 고에너지 배관에 대해 LBB 개념이 적용될 것으로 예상되는 바, 이 경우 LBB 적용대상에서 제외되는 유일한 1차측 배관인 3인치 가압기 분무관의 파단을 가정하였고 이때 노심 지지배럴에 가해지는 쉘응답을 구하였다. 이들 응답을 직경 10인치 이상인 배관파단시의 응답과 비교한 결과 앞으로 직경 10인치 이상의 배관에 대해 LBB 개념이 적용될 경우 배관파단에 대한 노심지지배럴의 쉘응답은 무시할 수 있음을 보였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.260-267
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• 1996

LSTF의 주증기배관 파단사고 실험(RUN SB-SL-01)에 대한 RELAP5/MOD2 해석결과를 제시하고, LSTF의 RUN SB-SL-01 실험결과 중에서 일차측과 이차측 사이의 열전달률에 촛점을 맞추어 증기발생기 이차측 및 일차계통의 압력, 온도 등과 같은 주요변수를 조사하여 RELAP5/MOD2코드의 성능을 평가하였다. 10% 주증기배관파단사고에 관한 최적 평가에서 주요 매개변수의 전체적 추세가 비교적 잘 예측되었다. 원자로압력용기 상층부에서 기포가 발생하는 기간 동안에는 계통 압력에서 작은 차이가 발생함을 알 수 있었는데, 압력차 발생은 가압기가 비어 있거나 원자로압력용기 상층부에서 기포가 발생하기 때문으로 판단된다.