• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
• /
• pp.525-530
• /
• 1995

최적 열수력 전산 코드인 CATHARE2 Vl.3u 코드를 이용하여 영광 3/4호기 midloop 운전중 잔열제거(RHR) 기능 상실사고를 해석하였다. 본 연구의 주된 목적은 사고시 계통에서 발생하는 열수력 현상의 이해 향상 및 증기발생기 열제거 능력 평가에 있다. 사고 복구 절차 관점에서 노심 비등, 노출 시점 및 계통압력 등이 중요한 인자이다. 본 계산 수행시 사용한 가정은 다음과 같다. 가) 초기 계통 수위는 고온관 중간에 위치하며 그 윗 부분은 질소 가스로 차 있다. 나) 3/4 인치 크기의 방출 밸브가 원자로 용기 상부 및 가압기 상부에 각각 설치되어 있으며, RHR 흡입구에 수위지시계가 설치되어 있다. 다) 증기발생기의 이차측은 U-튜브가 잠기도록 물로 차있다. 라) 두 증기발생기의 대기 방출 밸브(ADV)는 항상 열려 있어 사고시 이차측 압력을 대기압으로 유지하기에 충분하다. 사고는 원자로 정지 2일 후 발생하였다고 가정한다. 이와 같은 조건하에서 사고시 주된 계통 열제거 수단은 증기발생기 U-튜브내의 응축 작용이며 이는 전체 열제거량의 94%로 나타났다. 노심 비등 시점온 사고후∼300초 이후이며, 계통압력은 10,800초 이후에 최고 압력인 0.25MPa에 도달한 후 그 값을 계속 유지하고 있다. RHR 배관에 연결된 수위지 시계를 통해 10,200초 이후부터 냉각수가 방출되었다. 2개의 방출밸브 및 수위지시계를 통하여 방출된 유량에 근거하여 원자로 용기 냉각재 수위가 고온관 바닦까지 낮아지는 시점을 계산하면 사고 약 6.4 시간 이후가 된다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
• /
• 대한기계학회 2001년도 춘계학술대회논문집D
• /
• pp.110-114
• /
• 2001

A numerical analysis has been perfonned to estimate the effect of turbulent penetration and thermal stratified flow in the branch lines piping. This phenomenon of thermal stratification are usually observed in the piping lines of the safety related systems and may be identified as the source of fatigue in the piping system due to the thermal stress loading which are associated with plant operating modes. The turbulent penetration length reaches to $1^{st}$ valve in safety injection piping from reactor coolant system (RCS) at normal operation for nuclear power plant when a coolant does not leak out through valve. At the time, therefore, the thermal stratification does not appear in the piping between RCS piping and $1^{st}$ valve of safety injection piping. When a coolant leak out through the $1^{st}$ valve by any damage, however, the thermal stratification can occur in the safety injection piping. At that time, the maximum temperature difference of fluid between top and bottom in the piping is estimated about $50^{\circ}C$.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
• /
• 한국소음진동공학회 2007년도 추계학술대회논문집
• /
• pp.674-678
• /
• 2007

기술수준의 발달로 인해 건물이 대형화 고층화됨에 따라 높은 양정의 펌프를 사용하고 있으며, 배관계통을 대부분 전자식 밸브를 채택하여 입상급수라인의 수충격 현상이 대두되어 수충격 현상제어를 위한 여러 방법들이 시행되고 있다. 본 연구는 수충격 현상을 제어하는 방법 중 수충격 방지기를 이용하여 입상급수라인의 수충격 현상의 제어를 효과적으로 제어할 수 있었다. 향후 본 연구를 계속 진행 시켜나감에 따라 수충격 현상의 제어에 큰 성과를 거둘수 있을 것으로 판단된다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
• /
• 대한기계학회 2003년도 춘계학술대회
• /
• pp.1833-1838
• /
• 2003

In the nuclear power plant, emergency core coolant system(ECCS) is furnished at reactor coolant system(RCS) in order to cool down high temperature water in case of emergency. However, in this coolant system, thermal stratification phenomenon can be occurred due to coolant leaking in the check valve. The thermal stratification produces excessive thermal stresses at the pipe wall so as to yield thermal fatigue crack(TFC) accident. In the present study, when the turbulence penetration occurs in the branch piping, the maximum temperature differences of fluid at the pipe cross-sections of the T-branch with thermal stratification are examine

• 비파괴검사학회지
• /
• 제13권4호
• /
• pp.42-46
• /
• 1994

원자력발전소(原子力發電所)의 방진기의 역할은 운전중(運轉中) 지진(地震)이나 혹은 수격작용(水擊作用)등 순간적인 동적 하중의 발생으로부터 관련 배관(配管)과 기기(機器)를 보호하는 것이다. 1989년 이후 ASME Sec. XI에서 50kips 이상의 대형 방진기도 ASME/ANSI OM Part 4에 따라 육안검사(肉眼檢査) 및 성능시험(性能試驗)을 할 것을 추가 요구하고 있다. 따라서 본 보고서는 방진기(防震機) 기능, 미국 원전 방진기의 손상 사례, 검사(檢査) 기술기준(技術基準) 및 요구사항(要求事項)을 검토(檢討)하여 검사 및 성능시험을 적절한 제반 기술기준에 의거 수행토록 하며, 수행 결과 수반되는 손상 방진기에 대한 원인규명(原因糾明)과 까다로운 후속조치(後續措置)의 실시로 원전 40여년 수명기간동안 배관계통(配管系統) 및 기기(機器)의 건전성을 확보하는데 기여코자 한다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(4)
• /
• pp.275-282
• /
• 1996

일체형 원자로는 증기발생기 및 가압기를 압력용기 내에 설치한 것으로서 연결배관이 없기 때문에 배관의 파단에 의한 대형 냉각재 상실사고를 근원적으로 배제하고 전체계통을 단순화 시킬 수 있다. 증기발생기는 대부분 관류식으로서 일체식과 모듈식이 사용되고 있다. 본 연구에서는 모듈식 나선형 증기발생기를 사용한 일체형 신형경수로의 예비 개념설계를 수행하였다. 가압기는 원자로 내에 별도의 용기를 설치하는 내장형 자기가압기를 채택하였다. 제어봉 구동장치는 핵분열 반응열을 이용한 원자로 기동을 위하여 반응도를 미세하게 조정하는 것이 가능하고 지진하중과 같은 동하중의 영향을 최소화하기 위하여 원자로용기 외부로의 돌출부분을 최소화하는 설계개념을 채택하였다. 냉각재 펌프는 Canned Motor Pump를 원자로용기 상부에 수직으로 직접 부착하는 개념을 사용하였다.

• 한국압력기기공학회 논문집
• /
• 제13권1호
• /
• pp.16-39
• /
• 2017

This paper reviewed and summarized the experimental studies conducted during last three decades to evaluate the structural integrity and to establish the acceptance criteria for piping system of nuclear power plants (NPPs) under seismic loading condition. These experimental studies contain the results of large-scale piping system tests under excessive seismic loading as well as standard specimen tests, simplified piping specimen tests, and piping components tests under simplified dynamic and cyclic loading. These would be useful as a basis for establishing integrity assessment procedure and acceptance criteria for piping systems of NPPs under beyond design basis earthquake (BDBE) conditions, and also could be used in planing the scope and direction of further related researches.

• 대한전기학회:학술대회논문집
• /
• 대한전기학회 2008년도 심포지엄 논문집 정보 및 제어부문
• /
• pp.189-190
• /
• 2008

원자력발전소의 탈기기 계통(Gas Stripper System)은 약 $25^{\circ}C$의 순수를 1.2기압, $105^{\circ}C$ 상태를 거쳐서 가스가 없는 상태(탈기)로 만들어 주는 계통이다. 탈기 상태를 유지하면서 지속적으로 순수를 만들기 위해서 본 계통에는 수위와 압력 제어루프가 있다. 탈기 상태에서는 탈기기 탱크내의 유체 상태가 이상(Two Phase)이기 차가운 급수를 사용한 수위와 압력 제어가 어렵다. 본 논문에서는 모델 기반으로 제어 최적화를 하기 위하여 제어 구성 요소들에 대한 제어 모델링 및 검증 과정을 기술한다. 제어모델링은 일반적으로 Parameter Identification 기법을 적용하지만, 유체역학 수식 모델, 운전 데이터, 탱크와 배관의 설계 자료 등을 이용한 경험적 방법을 적용하였으며 운전 데이터를 사용하여 검증하였다.

• 대한기계학회논문집A
• /
• 제39권4호
• /
• pp.405-413
• /
• 2015

최근 미국에서는 가동기간이 오래된 원전 매설배관에서 부식 및 침식에 의해 삼중수소 누설로 지하수가 오염되는 사례가 급증하고 있다. 따라서, 현재 원전 안전등급 매설배관으로 사용되고 있는 금속재료의 배관을 대신해서 부식 및 침식 등의 열화 손상에 대한 저항성이 우수한 고밀도 폴리에틸렌(HDPE) 배관을 ASME Code Class 3 안전계통 배관으로 사용하기 위한 연구가 수행되고 있다. 본 연구에서는 발전소 가동 중 매설배관에 가해질 수 있는 하중과 온도 범위를 바탕으로 HDPE 배관 융착부에 대한 인장 시험과 저속균열성장 (SCG) 시험을 수행하였다. 시험 결과로 얻은 SCG 시험편의 파단면을 분석하여 HDPE 재료의 파손 기구를 파악하였다. 이를 바탕으로 3D 유한요소 해석을 이용하여 균열이 있는 HDPE 재료가 버틸 수 있는 한계하중에 대한 검증을 수행하였다.

• 에너지공학
• /
• 제26권2호
• /
• pp.1-11
• /
• 2017

최근 합성천연가스(synthetic natural gas, SNG)의 사용과 합성천연가스를 생산하는 플랜트의 실증 운영이 증가하고 있다. SNG 플랜트는 다양하게 개발된 여러 합성 공정 기술이 적용되고 있으며, 이러한 공정의 특성상 고온, 고압의 운전 조건을 가진다. 기존 여러 연구들은 주로 합성천연가스 생산을 위한 화학적 합성 공정의 변수와 공정 최적화에 대한 연구에 집중되어 왔다. 이에 비해, 기존 산업 플랜트와는 다소 차별되는, 공정 특성으로 인한 SNG 플랜트의 기계적 손상과 유지보수 기법에 대한 연구는 많지 않다. 본 연구에서는 SNG플랜트의 주요 배관계통에 대해 ASME B31.3에 의거한 배관 시스템 응력 해석을 수행하였다. 또한 특이 부위에 대해 상세 국부 응력 해석을 수행하였다. 해석 결과로부터 배관 주요부위 중 파손 리스크가 높은 취약부의 위치를 선정하였다. 이 위치들은 배관 위험도 관리 대상으로 활용할 수 있다. 배관 시스템 응력 해석은 설계 운전조건과 실제 운전조건을 고려하여 수행되었다. 배관 시스템 응력 해석을 통해 도출된 주요 부위에 대해서는 국부적 상세 응력 해석을 위해 유한 요소 해석이 수행되었다. 발생되는 상세 응력 값은 가스화 반응기 및 하부 곡관부 대한 ASME B31.3 코드 표준을 만족하였다. 하부 곡관부의 경우 수직 변위를 제한하는 것이 구조적으로 안전 향상에 좋을 것으로 파악되었다. 수행된 해석결과는 향후 위험도 기반 유지 보수 검사 및 안전 운영에 대해 기반 정보로 사용될 수 있을 것으로 판단된다.