• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
• /
• 2014.04a
• /
• pp.215-215
• /
• 2014

현재 가장 많이 사용되고 있는 스프링식 안전밸브는 스프링과 설정치 드리프트, 누설 취약성, 채터링에 의한 시트 파손등의 문제점을 지니고 있다. 안전밸브 디스크에서 발생하는 유체 누설은 안전밸브 설정압력 개방에 영향을 주며, 시트(Seat)면의 이물질 삽입, 균열 및 유체에 의한 침식(Erosion) 등에 의해 밸브 핵심 부품이 쉽게 손상되어 기기 성능 저하를 초래하게 된다. 따라서 유체 누설을 조기에 탐지하고 정량화하여 해당 기기의 상태정보 제공을 통한 누설 감지 기법 연구가 요구된다. 원자력 발전소의 경우 밸브에서 유체가 누설되면 밸브의 오작동 및 운전 안정성 저해 요인이 된다. 따라서 본 연구에서는 음향방출법을 이용하여 안전밸브의 유체 누설을 평가하고, 안전밸브의 음향신호 측정 위치 선정 및 누설량에 따른 음향신호를 분석하고자 한다.

• Journal of the Korea Academia-Industrial cooperation Society
• /
• v.16 no.9
• /
• pp.5763-5768
• /
• 2015

A relief valve is a mechanical element to keep safety by controlling high pressure. Usually, the high pressure is relieved by using the spring force and letting the fluid to flow from another way out of system. When its normal pressure is reached, the relief valve can return to initial state. The relief valve should be designed for smooth operation and should satisfy the structural safety requirement under operating condition. The commercial software ANSYS/WORKBENCH is utilized for flow and structural analysis. Very high pressure may cause structural problem due to severe stress. The study suggests the design satisfying the structural design requirement

• Journal of Energy Engineering
• /
• v.24 no.2
• /
• pp.40-44
• /
• 2015

Sensitivity on the reactor safety was evaluated for the safety margin and time delay applied to the opening pressure of liquid relief valve(LRV) of the primary heat transport system(PHTS) in the pressurized heavy water reactor(PHWR) type nuclear power plant. Since the LRV is the pressure boundary for the PHTS in the safety analysis, the operating of LRV has a significant effect on the safety analysis results. Therefore it is required during the regulatory review of Wolsong Unit 1 safety analysis to find the safety effect of the application of safety margin and time delay to the LRV opening pressure for the safety analysis of PHTS pressurizing events.

• 기계와재료
• /
• v.26 no.1
• /
• pp.50-62
• /
• 2014

원전발전소에 납품되는 원전용 안전밸브의 성능은 ASME나 KEPIC와 같은 기술기준코드에 따라 설정압력, 블로우다운(blowdown), 풀리프트(Full lift), 누설(leakage), 방출용량(discharge flow rate)등과 같은 특성인자로 평가된다. 그 중에서도 방출용량은 ASME SEC III NB 7000 코드에 따라 ASME 용량인증이 요구되지만, 아직 국내에는 국제적으로 공인되니 압력방출장치 용량시험기관이 부재하여 외화유출 및 국내 PRD 기술개발에 많은 어려움이 있어왔으며, 이에 따라 원전 PRD 인증기관 개발을 통하여 세계적인 인프라 구축의 필요성이 부각되고 있다. PRD 인증기관 구축은 국내 원전 핵심기자재의 고급기술 국산화에 이바지 할 수 있고, PRD 성능 및 용량시험지원을 통하여 국내 밸브기술 경쟁력 확보하는 데 기여할 것으로 기대된다.

• Journal of the Korean Institute of Gas
• /
• v.16 no.4
• /
• pp.59-64
• /
• 2012

The dispersion of gas discharged from the vent pipes of pressure relief valves attached LPG (Liquefied Petroleum Gas) storage tank was studied. In general, vent pipes should be positioned so that they discharge vertically upwards in a safe place, and installed so that, in the event of ignition of discharged gas, flame impingement on any vessel, equipment or piping is avoided[1][2]. In Korea, on the other hand, there are various type of the end of vent pipes because there is no rule for discharge directions from the vent pipes. In this paper, we took 4 types of vent directions from the pipes in to account, such as vertically upward, vertically downward, vertically 4-way and horizontally 2-way direction. A software package, FLACS, was adopted to simulate gas dispersion from the vent pipes. We found that vertically downward, vertically 4-way and horizontally 2-way discharge from vent pipes were undesirable to avoid ignition on near ground. Therefore, it was obvious that vertically upward opening of a vent pipe is the best option to discharge in a safe place.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1998.05a
• /
• pp.596-602
• /
• 1998

한국의 차세대 원자로 (Korean Next Generation Reactor; KNGR)에 처음 적용되는 격납건물내에 설치된 재장전수조 (In-Containment Refueling Water Storage Tank; IRWST)는 기존 재장전수조의 기능외에 주입모드에서 재순환 모드를 전환생략, 일차계통으로 방출된 고온, 고압 냉각수의 응축 및 냉각 격납용기 방사능 오염방지, 원자로 동공층수 등 여러 가지 추가 기능을 가진 한층 진보된 설계개념이다. 발전소 천이사고 시 발생하는 Pipe Clearing, 응축진동 현상(Condensation Oscillations), Chugging 등의 열수력 현상들이 방출증기의 유동 및 가속도와 관련해 항력과 응력, 압력진동 등을 일으켜 IRWST 구조물에 영향을 미칠 수 있기 때문에 IRWST를 처음으로 시도하는 우리 나라로서는 이와 관련된 제반현상에 대한 심도 깊은 연구가 요구된다. 따라서 본 연구에서는 원자력 발전소 과도로 인한 가압기 안전밸브(Pressurizer Safety Valve) 또는 안전감압밸브(Safety Depressurization Valve) 작동시 IRWST로 방출되는 유체로 야기되는 하중 예측 모델을 기존의 BWR의 응축수조(suppression Pool)에서 일어나는 각종 현상을 토대로 이론적으로 체계적으로 유도하여 이를 비교, 분석하였다.

• Proceedings of the KSME Conference
• /
• 2003.04a
• /
• pp.629-636
• /
• 2003

The purpose of this study is localization of safety relief valves for Nuclear Service through technical development with overall design, fabrication, inspection, capacity certification test and functional qualification test of safety relief valves in accordance with ASME Section III and KEPIC Code. Safety relief valve is the important equipment used to protect the pressure vessel, the steam generator and the other pressure facility from overpressure by discharging the operating medium when the pressure of system is reaching the design pressure of the system. But we're depending on technology of the other country up to the present time. Because we don‘ have our own technologies, we have been spent the great time and money on installing and repairing safety relief valve at nuclear power plant. Therefore we have to achieve the development of safety relief valves for Nuclear Service with our own technologies.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
• /
• v.28 no.4
• /
• pp.315-322
• /
• 2008

Valves in power plants are leaking internally by various damages including insertion of foreign objects on seat, seat crack, defects and fatigue crack of stem packing or welds etc. due to severe operating conditions such as high temperature and high pressure for extended period time. Acoustic emission(AE) technology should be applied in order to diagnose precisely and evaluate these valve internal leak. In this paper, results of studies which have accomplished in actual power plant are presented. We have analyzed background noise, AE signal level and frequency spectrum through laboratory tests on the basis of various actual conditions in power plant, and also have considered evaluation methods on the background noise, AE properties and the detectable minimum leak rate according to valve leak conditions through comparing with results of field tests in power plant. As a result of these studies, we conformed that evaluation of internal leak conditions including discrimination of leak or not, and the detectable minimum leak rate is possible, and also it is expected to contribute to safe operation and prevention of energy loss in power plants.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1996.05b
• /
• pp.186-192
• /
• 1996

가압기의 유체 조건이 증기에서 이상유체로 변화하는 완전급수상실사고 경우에 대한 안전감압계통의 가압기 노즐 및 밸브 전단에서의 유량, 밸브 후단에서의 압력 변화 등 RELAP5/MOD1과 RELAP5/MOD3로 계산된 열수력 조건이 유사한 추세를 나타내었다. 또한 RELAP5/MOD1-CALPLOTFIII와 RELAP5/MOD3-CALPLOTFIII 전산체제로 계산된 안전감압계통의 각 배관부위에서의 동하중도 유사한 추세를 나타내었다. 즉, RELAP5/MOD1-CALPLOTFIII와 RELAP5/MOD3-CALPLOTFIII 전산체제를 이용한 안전감압계통의 열수력 과도현상 해석 결과가 유사하여 RELAP5/MOD1 대신에 RELAP5/MOD3가 안전감압계통의 열수력 과도현상 분석에 대체사용될 수 있을 것으로 판단된다. 그러나 본 연구는 안전감압계통에 국한하여 수행되었으며, RELAP5/MOD1과 RELAP5/MOD3를 이용한 가압기안전밸브 방출배관에 대한 기존의 연구 결과에 의하면 RELAP5/MOD3가 만족스러운 곁과를 제공하지 못하는 바, 다른 계통에 RELAP5/MOD1 대신 RELAP5/MOD3를 대체적용하기 위해서는 개별적으로 각 계통에 대한 비교 평가가 선행되어야 할 것으로 판단된다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
• /
• v.35 no.5
• /
• pp.487-494
• /
• 2011

The safety valve used in LNG/LNG-FPSO ships plays an important role in maintaining a fixed level of pressure by emitting LNG gas out of the pipes in the LNG piping system. The discharge coefficient is regarded as the most important factor in the valve performance. To satisfy the ship's classification, the discharge coefficient of the safety valve must usually be over 0.8. Despite the importance of understanding the flow phenomena inside the safety valve, the valve design is usually based on experience and experiments. We carried out a computational fluid dynamics (CFD) investigation using the ANSYS-CFX software. We observed the flow phenomena inside the valve and measured the discharge coefficients according to changes in the valve lift, which is the distance between the exit of the nozzle and the lower part of the disc plate. We verified our CFD results for the discharge coefficients using available experimental data.