• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2014년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.215-215
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• 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.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제16권9호
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• pp.5763-5768
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• 2015

압력방출밸브는 높은 압력을 조절하여 안정성을 유지하는 기계적 요소로, 압력용기, 증발기, 파이프라인 등 사용되고 있다. 높은 압력이 발생되면 스프링의 탄성력을 사용하여 압력방출밸브의 출구로 유체를 흘려보냄으로써 압력을 낮추게 되고, 정상적인 압력으로 돌아오게 되면 압력방출밸브는 초기상태로 돌아가게 된다. 압력방출밸브는 순조롭게 작동되어지기 위하여 요구되는 구조적 안정성을 만족하도록 설계되어져야한다. 본 연구에서는 상업용 소프트웨어 ANSYS/WORKBENCH를 사용하여 압력방출밸브의 유동해석과 구조해석을 수행한 결과 구조적 문제를 발생시킨다는 것을 알 수 있었다. 따라서 구조적 안전성을 만족하는 설계를 수행하고, 설계변수에 따른 구조적 안전성을 예측해보고자 한다.

• 에너지공학
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• 제24권2호
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• pp.40-44
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• 2015

중수로 일차냉각재계통 액체방출밸브의 개방압력에 대한 안전여유 및 시간지연을 반영하여 열수력코드로 경년열화가 반영된 노심에 대해 민감도를 평가하였다. 과거에는 안전해석을 수행할 때 안전여유와 시간지연을 반영하여 평가하지 않았으나, 월성1호기 안전해석 인허가 심사과정중 반영 평가하였다. 중수로 안전해석에서 압력경계는 일차냉각재계통 액체방출밸브이다. 따라서 액체방출밸브 응동이 안전해석에 직접적인 영향을 주므로 안전여유와 시간지연 부가가 안전해석 결과에 미치는 영향을 파악하고 해석에 반영하기 위해 일차냉각재계통 과압이 걸리는 사고들에 대해 평가하였다.

• 기계와재료
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• 제26권1호
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• pp.50-62
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• 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.

• 한국가스학회지
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• 제16권4호
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• pp.59-64
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• 2012

LPG 저장설비에 부착된 압력방출밸브 방출관으로부터 분출된 가스의 확산에 대해 검토하였다. 통상 방출관은 안전한 장소인 수직 상방향으로 분출되도록 설치되어야 하며, 방출된 가스가 착화되더라도 저장탱크, 장치, 배관에 화염이 닿지 않도록 설치되어야 한다[1][2]. 그러나 우리나라에서는 방출구를 통한 분출방향에 대한 기준이 없이 다양한 방출구 형태가 존재한다. 따라서, 본 연구에서는 4가지 방출방향 즉 수직상방, 수직하방, 수평 2, 수직 4방향에 대해서 고려하였다. 방출구로부터 분출된 가스의 확산 시뮬레이션은 상용소프트웨어인 FLACS를 사용하였다. 이를 통해 수직하방, 수평 2, 수직 4방향으로 분출하도록 방출구를 설치하는 것은 지면에서의 착화를 방지하는 데 불리한 것으로 나타났다. 따라서 안전밸브로부터 분출된 가스를 방출구를 통해 안전하게 분출하기 위해서는 수직상방으로 분출되는 것이 최선임을 알 수 있었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.596-602
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• 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.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2003년도 춘계학술대회
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• pp.629-636
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• 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.

• 비파괴검사학회지
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• 제28권4호
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• pp.315-322
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• 2008

발전소 밸브는 장시간 동안 고온고압하의 기혹한 조건으로 운전됨에 따라 밸브 시트(seat)면의 이물질 삽입, 시트의 균열, 스템(stem) 패킹(parking) 또는 용접부위 결함 및 피로균열 둥에 의해 누설손상이 발생하고 있다. 이러한 밸브 내부누설 상태를 정밀하게 진단하고 평가하기 위해서는 음향방출기술의 적용이 필요하며, 본 논문은 현장적용이 가능한 연구를 수행하고 그 결과를 소개하고자 한다. 또한 실제 발전소에서 운전되는 다양한 밸브 조건을 토대로 실험실 실험에 의해 주변잡음, 밸브누설시의 음향레벨 및 스펙트럼 특성을 분석하고, 발전소 현장실험 결과와의 비교분석을 통하여, 밸브 누설상태에 따른 주변잡음, 음향신호 및 측정 가능한 최소 누설검출량 등의 평가방법에 대해 고찰하였다. 실험실 실험 및 현장적용 연구결과로부터 밸브누설 여부를 포함한 상태 평가와 최소 측정가능 누설검출량 평가가 가능하였으며, 향후 본 연구는 발전설비 안전운전과 밸브누설로 인한 에너지 손실 예방에 크게 기여할 것으로 기대된다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.186-192
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• 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.

• 대한기계학회논문집A
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• 제35권5호
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• pp.487-494
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• 2011

LNG / LNG-FPSO선박에 사용되는 안전밸브는 배관 시스템으로부터 유체를 방출하여 시스템의 압력을 일정하게 유지시키는데 중요한 역할을 한다. 이러한 안전밸브의 기능적 특성으로 인해 유출계수는 밸브의 성능 중 가장 큰 비중을 차지하며, 선급의 인정을 받기 위해서는 0.8이상의 유출계수가 요구되고 있다. 밸브 성능을 향상시키기 위해서 밸브 내부에서 발생하는 유동특성에 대한 정확한 이해가 필요함에도 불구하고 대부분의 밸브 설계의 경우 현장 작업자들의 경험과 실험에 의한 시행착오에 의존하고 있다. 본 논문에서는 안전밸브에 대한 유동해석을 통해 밸브 내부에 발생하는 압축성 유동현상을 고찰하였고, 실험과 해석에 의한 유출계수를 비교하여 유동해석의 타당성을 검증하였으며, 안전밸브를 지나는 공기의 질량유량을 예측하기 위한 유동해석 모델을 확립하였다.