• 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.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제13권1호
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• pp.54-60
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• 2017

When a sudden rupture occurs in high energy lines, ejection of inner fluid with high temperature and pressure causes blast wave as well as thrust forces on the ruptured pipe itself. The present study is to examine pipe whip behaviors and blast wave phenomena under postulated pipe break conditions. In this context, typical numerical models were generated by taking a MSL (Main Steam Line) piping, a steam generator and containment building. Subsequently, numerical analyses were carried out by changing break locations; one is pipe whip analyses to assess displacements and stresses of the broken pipe due to the thrust force. The other is blast wave analyses to evaluate the broken pipe due to the blast wave by considering the pipe whip. As a result, the stress value of the steam generator increased by about 7~21% and von Mises stress of steam generator outlet nozzle exceeded the yield strength of the material. In the displacement results, rapid movement of pipe occurred at 0.1 sec due to the blast wave, and the maximum displacement increased by about 2~9%.

• 전산구조공학
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• 제6권4호
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• pp.73-82
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• 1993

원자로내부구조물은 유체속에 잠겨있기 때문에 동적해석시 이의 영향을 고려해야한다. 본 논문에서는 지진 및 배관파단에 대한 원자로내부구조물의 동적해석을 위한 비선형해석모델을 제시하였고 유체-구조물 상호작용의 효과를 고려하는 방법에 대하여 설명하였다. 실제 해석을 통하여 유체-구조물 상호작용이 원자로내부구조물의 응답에 미치는 영향을 조사한 결과 지진해석시에는 유체-구조물 상호작용을 나타내는 hydrodynamic coupling항이 첨가됨으로써 높은 응답이 나왔으나, 배관파단시에는 이와 반대의 결과가 나왔다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
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• pp.148.2-148
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• 2002

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2005년도 창립60주년 기념 추계 학술대회
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• pp.143.2-143.2
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• 2005

• 한국IT서비스학회:학술대회논문집
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• 한국IT서비스학회 2008년도 추계학술대회
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• pp.469-471
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• 2008

원자력발전소에는 매우 복잡하고 긴 배관 시스템이 작동되고 있다. 이 배관은 매우 높은 온도와 압력에 견디게 설계 및 제작 되었으나, 사용연수의 증가에 따라 배관이 깎이는 감육현상이 발생하며, 이로 인한 배관 파단 사고가 발생하고 있다. 이러한 감육현상은 배관의 곡관부에서 자주 발생하는데, 이를 감시하기 위하여 지금까지는 초음파를 이용한 배관 두께 측정을 해오고 있다. 그러나 이 검사 결과의 신뢰성이 없고, 유선 검사 방식을 채택함으로 인한 장비 설치 문제로 극히 일부 배관의 곡관부에 대한 감시만 수행되고 있는 문제가 있다. 본 논문에서는 펄스 와전류 기법과 일체형 소형 무선 센서를 이용하여 이러한 문제를 해결할 수 있는 방안을 제안한다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2003년도 춘계학술발표대회 요약집
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• pp.405.1-405.1
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• 2003

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
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• pp.171.2-171
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• 2002

• 대한기계학회논문집A
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• 제35권6호
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• pp.651-659
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• 2011

최근 열출력이 향상된 신규 원자력발전소의 개발이 증가하고 있으며 배관계에 가해지는 모멘트 및 하중의 크기도 증가하는 경향이므로 배관의 파단전누설(LBB) 적용조건 여유도가 작아질 수 있다. 본 논문에서는 이러한 배관에서 LBB 적용조건을 만족시키기 위한 추가적인 여유도 확보의 한 방법으로써 균열의 비선형과 재료물성치를 고려하는 방법을 제시하였다. 균열 및 재료의 비선형을 고려하기 위하여 유한요소해석과 보(beam) 이론을 병용하였다. 원자력 배관을 모델로 하여 본 논문에서 제안한 방법으로 LBB 균열안정성 해석을 수행하였으며, LBB 여유도가 낮은 위치에서 균열 및 재료 비선형을 고려함으로 써 추가적인 LBB 여유도를 확보할 수 있음을 확인하였다.

• 비파괴검사학회지
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• 제33권2호
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• pp.138-146
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• 2013

본 논문에서는 두꺼운 배관에 존재하는 비 이상화된 원주방향 관통균열의 탄성 응력확대계수 해를 제시하였다. 이를 위해 3차원 탄성 유한요소해석을 수행하였으며, 배관의 형상 및 비 이상화된 원주방향 관통균열의 영향을 고려하기 위해 배관의 두께, 기준균열길이 및 관통균열길이 비를 체계적으로 변화시켰다. 하중 조건으로는 인장하중, 굽힘모멘트 및 내압을 고려하였다. 또한 본 논문에서는 이상화된 원주방향 관통 균열로부터 비 이상화된 원주방향 관통균열의 응력확대계수를 쉽게 계산하기 위해 관통균열 보정계수를 제시하였다. 본 논문의 결과는 실제 균열성장거동을 고려하여 원자력 배관의 배관파단확률을 보다 정확하게 계산하기 위해 적용될 수 있다.