• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 2014.04a
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• pp.216-216
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• 2014

과거 유체 유발 진동(FIV : Fluid Induced Vibration)은 배관계 설계 하중에 고려되지 않은 설계 하중이었다. 하지만, 원자력 발전소 또는 화력 발전소의 배관형상이 복잡하고 고온수가 배관 내부에서 유동하는 배관계에서 육안으로 관측이 가능한 배관진동이 발생하였다. 이에 배관 진동에 대하여 원인 분석과 배관 구조 건전성 평가에 관심을 가지게 되었다. 배관 진동은 배관 형상에 따라 배관 내부 난류 유동에 대한 압력 변동이 하나의 원인이며, 고온수가 유동하는 배관일수록 압력 변동에 대한 배관 진동이 크게 나타나는 것으로 분석되었다. 배관 내부 난류 유동에 대한 압력 변동을 불규칙 수력하중이라고 한다. 본 연구에서는 배관 내부에서 난류 유동으로 발생하는 불규칙 수력하중을 유동해석을 이용하여 PSD(Power Spectral Density)로 산출하고, PSD 하중을 이용하여 불규칙 구조 응답 해석을 수행하여 배관계 응력 분포에 대하여 연구하였다. 배관 내부 난류 유동에 대한 불규칙 수력하중은 DES 난류 모델을 사용하여 시간에 대한 배관 내부 표면의 유체 속도를 유동 해석으로 산출하였으며, 유체 속도를 동압으로 계산한 후 FFT(Fast Fourier Transform)를 수행하여 PSD 하중으로 산출하였다. 그리고 불규칙 구조 응답 해석에서 배관 내부 유체 영향에 대한 진동 감쇠를 표현하기 위하여 유체 질량을 산출하고, 배관 구조 해석 모델 표면에 질량을 입력하는 방법으로 배관 고유진동수 및 불규칙 구조 응답 해석을 수행하였다.

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 2001.11a
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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)

• Journal of Ocean Engineering and Technology
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• v.16 no.5
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• pp.56-60
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• 2002

본 논문은 고온 고압의 유류 수송용 이중배관의 팽창에 대한 해석적 방법에 대한결과고찰과 해석, 그리고 설계시 응용이 가능한 현상에 대해 논하였다. 고온의 유류수송시 온도를 유지할 목적으로 내부의 수송 배관과 외부의 케이싱 배관사이에 절연체가 쓰여진다.이런 이중배관의 팽창을 조사할 수 있는 간단한 해석적 방법이 개발되었다. 본 논문에서는온도의 분포, 입력, 토질의 저항, 수송배관과 케이싱 배관과의 상호작용 등이 고려되어졌으며, 이 해석적 방법은 심해의 이중배관 해석에 적합하게 개발되었다. 계산의 결과 분석에서고온의 영향이 고압보다 현저한 것이 밝혀졌다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.28 no.2
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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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.864-869
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• 1998

파단전 누수균열을 일으키는 가장 주요한 파손 형태는 피로파손으로 사료되어, 하나로 일차냉각계통 배관의 피로파손 가능성에 대한 정량적인 해석을 수행하였다. 하나로 일차냉각계통 배관은 발전로에 비해 저온, 저압이므로 ASME Class 3 로 분류되어 설계 완료되었지만 Class 3 절차에 의해서는 피로해석을 구체적으로 수행할 수 없어, 본 연구의 피로해석에 서는 Class 1 절차에 따라 피크응력강도의 범위를 보수적으로 계산하여 피로누적계수를 산정하였다. 일차냉각계통 배관 중에서 피로파괴 가능성이 가장 큰 것으로 예상되는 고응력 지점을 배관응력해석 결과로부터 선택하여 피로해석을 수행하였다. 선택된 분기관 연결부, 앵커 지점 및 butt 용접부의 피로누적계수들이 모두 1 보다 훨씬 작았으므로 열평창과 OBE 지진하중으로 인한 일차냉각계통 배관의 피로파손 가능성은 매우 희박한 것으로 나타났다. 따라서 냉각재 상실시 파단전 누수균열 개념을 적용하기 위한 일차냉각계통 배관의 피로파손에 대한 배관의 건전성은 충분히 입증된 것으로 판단된다.

• Journal of the KSME
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• v.31 no.3
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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.

• Journal of Energy Engineering
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• v.23 no.3
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• pp.116-124
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• 2014

In the plants operated under high temperature condition, piping system load analysis is often performed to prevent accidents caused by thermal deformation and also to locate inspection prioritity points of the piping system. In this study, piping system stress analysis was performed for a pipe system between the reactors in a process plant. The piping system includes typically installed hangers and expansion joints. In order to evaluate the effects of structural components such as hangers and expansion joints, the case for the expansion joint or the hanger under abnormal operation is considered. By comparison anlaysis results of piping system during normal operation and abnormal operation, the role of each pipe components are studied.

• Nuclear industry
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• v.16 no.8 s.162
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• pp.68-77
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• 1996

한전 전력연구원은 최근 월성 원자력 1호기 주증기관 배관 설비의 안전성 및 운전 신뢰도를 크게 향상시킬 `배관진동 해석기술`을 개발하였다. 이 기술은 소음진동연구팀이 연구에 착수한지 2년만에 성공한 것으로, 10년 이상 진동 문제로 어려움을 겪고 있는 월성 원자력 1호기 주증기 배관의 유체 유동, 구조물의 동적$\cdot$정적 특성을 규명, 진동 감쇠 장치를 설치하게 됨으로써 배관의 최대 진동값이 허용 기준치 이하로 줄어들어 시스템 신뢰성 및 원전 설비의 안전성을 크게 높인 것으로 평가되고 있다. 전력연구원은 앞으로 이 기술을 월성 1호기 나머지 2개 라인 및 타 발전소에까지 적용시켜 대형 배관 구조물의 해석 기술을 선진국 수준으로 향상시킬 계획이다.

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 2014.10a
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• pp.485-485
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• 2014

배관 가동시 여러 지점에서 가속도를 측정, 이를 이용하여 배관의 어느 부위에 stress가 많이 걸리는지 해석적으로 확인하기 위한 연구이다. 먼저, 배관 설계시 사용된 CEASER II의 정보를 기반으로 해석 모델을 만들었다. 해석 모델을 바탕으로 측정 포인트를 산정한 후, 가동 중인 배관의 가속도를 측정하였다. 측정된 가속도 data를 OMA(Operational Modal Analysis) method를 이용하여 Mode shape 및 Frequency를 추출한 후 이를 바탕으로 배관의 FE 모델을 Updating 하였다. Updating 된 배관 FE 모델에 측정된 가속도 data가 나오도록 Force를 가해 배관에 걸리는 stress를 계산하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11b
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• pp.697-702
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• 1996

원전 배관계통에 LBB를 적용하면 배관파단으로 인한 동적영향(dynamic effect)을 고려하지 않아도 되므로 각종 구조물의 설계가 단순해지고, 배관파단에 대비해 설치하였던 각종 지지구조물들을 제거할 수 있으므로 설계비용 절감 등 경제적 이점을 얻을 수 있다. 본 논문의 목적은 차세대원전 안전주입 및 정지냉각계통 배관에 대해 설계초기단계에서 LBB적용 여부를 판단할 수 있는 배관평가선도를 개발하는 것이다. 이를 위해 먼저 배관재료의 응력-변형률곡선을 사용하여 감지가능한 균열길이를 산출하였으며, 3차원 유한요소해석과 배관재료의 파괴저항곡선을 이용한 균열안정성평가를 수행하여 배관평가선도를 개발하였다. 본 연구에서 개발한 배관평가선도를 배관설계초기단계에 사용하면 LBB적용여부로 인한 설계변경과정이 불필요하므로 전체공기를 단축할 수 있으며, 특정한 배관계통이 아닌 일반 배관계통에 적용할 수 있으므로 LBB해석회수를 상당히 줄일 수 있다.