• Journal of the KSME
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• v.31 no.3
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• pp.244-250
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• 1991

본 글에서는 EPFM을 이용한 구조물의 건전성 평가법을 소개하였다. 이러한 방법을 원자력발 전소 NSSS평가에 적용하면 좀 더 정확한 해석결과를 얻을 수 있으며 불필요한 가동중단이나 보수작업을 피할 수 있다. 한편 ASME XI에서 현재 제정중인 EPFM 관련법규도 소개하였는데, 가까운 장래에 결정될 최종안에는 약간의 내용변화가 있으리라 생각된다. 근래에는 건전성평 가를 위한 컴퓨터 소프트웨어가 많이 개발되어 이용되고 있다. 필자들이 아는 바로는 B & W 사에서 개발한 DPFAD, Structural Integrity Associate 사에서 개발한 PC-CRACK, 그리고 LBB 설계용으로 EPRI에서 개발한 FLET등이 있다. 국내에서는 필자들에 의해 개발된 EPIES가 있 는데 자세한 내용은 관련문헌(10,11)을 참고하기 바란다. 본 글에서 소개한 EPEM 평가법은 원 자력 발전소뿐만 아니라 가동온도가 높고 연성재료가 널리 사용되는 화력 발전설비, 석유, 화 학설비 및 제철설비 등에도 공통적으로 적용될 수 있다.

• Journal of the KSME
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• v.31 no.3
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• pp.267-275
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• 1991

LBB 설계법은 오늘날 같이 플랜트의 대형화 및 복잡화함에 따라서, 균열이 발생하였다고 하여도 기기의 점검시 발견하지 못하는 수가 있을 것이다. 이러한 경우에 있어서 LBB 설계법은 fail safe design으로서 만일의 손상이 발생하더라도 플랜트의 안전성 및 경제성 확보를 위하여 매우 중요한 설계법이다. 이 LBB 설계법은 위에서도 설명하였듯이 선진제국에서는 상당히 연구가 진전되어 있으나, 우리나라에서는 이 분야에 연구가 전혀 없는 실정이다. 특히 에너지자원이 부족한 우리나라로서는 LNG, LPG 가스의 수입에 있어서, 이러한 저온가스를 운반할 tanker의 개발에 있어서도 LBB의 확보가 중요한 것이다. 또한 발전에너지원을 석유에만 의존하는 현재의 추세에서, 우라늄 등에 의한 원자력발전으로 대체되어 가고 있는 현재 전 발전능력의 약 50%를 의존하고 있는 실정이다. 이러한 면에서 실제의 구조물이 일시에 파단이 일어나지 않고, 파단 신뢰성이 충분히 높다는 것을 실증하여 둔다는 것은 안전성평가상 지극히 중요한 것이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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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.

• Journal of the Korean Institute of Gas
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• v.11 no.4
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• pp.98-103
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• 2007

Likelihood analysis was used for the revision of release probability/frequency in chlorine Injection facilities used in chlorine process. Typically these facilities consist of pressure cylinder, vaporizer, pipeline, measuring equipment and safety equipment. This paper described the incident scenarios considered, likelihood analysis procedure and the selection and application of basic events and for failure rates of mechanical components. Human errors were also considered. The major objective of this paper is to estimate the likelihood of each determined incident scenarios. We estimated failure rates of mechanical components based on likelihood analysis procedure. Human errors were also considered. It was estimated to have $5.73{\times}10^{-5}$ $Cl_2$ leak per year during the major $Cl_2$ handling process. The probability of failure in scrubber system was$4.11{\times}10^{-2}$/demand.

• Journal of the Society of Naval Architects of Korea
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• v.28 no.2
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• pp.275-284
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• 1991

Fatigure crack growth from surface defects is one of the most important subjects for the evaluation and the assurance of safety in pressure vessels, piping systems, ship hulls and other various structures. This paper attempts to analysis some practical or general problems such as the estimation of crack growth life to penetrate the plate thickness, based on fatigure crack growth from a single surface flaw and the interaction of multiple flaws. An experiment on the coalescence of multiple undercuts was carried out under cyclic tension condition as a attempt to the analysis of multiple crack problems. It is noted that the fracture strength is characterized by the analogy to that in a single crack growth.

• CORROSION AND PROTECTION
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• v.12 no.1
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• pp.24-29
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• 2013

원자력 발전소의 설계 수명이 늘어나고 기존의 가동 원전 또한 장기 운전을 목표로함에 따라, 원자로 압력용기, 가압기, 증기발생기, 배관 등의 주요 구조재료의 장기 열화에 따른 재료 건전성을 유지하는 것이 매우 중요하다. 특히, 응력부식균열 현상은 장기 열화에 의해 일어날수 있는 구조재료에서의 심각한 취화 문제들중의 하나로써, 이 현상을 예방하거나 지연시키기 위해서는 현상의 근본원인과 작동기구를 규명하는 것은 원전의 안전성 유지를 위해 매우 중요하다. 이를 위해서 구조재료 표면의 원전 운전 조건에서의 산화막 특성과 그 형성 거동을 분석하는 것은 매우 중요하게 되는데, 원전 운전 조건은 고온고압의 수화학 환경으로 일반 환경에서 사용가능한 다양한 분석 방법들을 적용하기에 많은 제약을 받게 된다. 그러나, 라만 분광법은 가동 원전의 운전 조건인 고온/고압수 환경 하에서도 실시간으로 산화막 분석이 가능한 기법으로, 본 논문에서는 지금까지의 라만 분광법을 이용하여 고온고압수 환경에서의 주요 구조용 금속 및 합금 표면에 생성된 산화막에 대한 분석 연구 결과에 대하여 소개하고, 앞으로 이를 이용한 구조재료의 열화 현상을 분석 및 열화기구 규명을 위한 연구개발 방향을 제시하고자 한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.14 no.4
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• pp.186-195
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• 1982

The steam line break accident for Kori Unit 1 is analyzed by a code SYSRAN which calculates nuclear power and heat flux using the point kinetics equation and the lumped-parameter model and calculates system transient using the mass and energy balance equation with the assumption of uniform reactor coolant system pressure. The 1.4 f $t^2$ steam line break accident is analyzed at EOL (End of Life), hot shutdown condition in which case the accident would be most severe. The steam discharge rate is assumed to follow the Moody critical flow model. The results reveal the peak heat flux of 38% of nominal full power value at 60 second after the accident initiates, which is higher than the FSAR result of 26%. Trends for the transient are in good agreement with FSAR results. A sensitivity study shows that this accident is most sensitive to the moderator density coefficient and the lower plenum mixing factor. The DNBR calculation under the assumption of $F_{{\Delta}H}$=3.66, which is used in the FSAR with all the control and the shutdown assemblies inserted except one B bank assembly and of Fz=1.55 shows that minimum DNBR reaches 1.62 at 60 second, indicating that the fuel failure is not anticipated to occur. The point kinetics equation, the lumped-parameter model and the system transient model which uses the mass and energy balance equation are verified to be effective to follow the system transient phenomena of the nuclear power plants.lear power plants.

• Resources Recycling
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• v.7 no.2
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• pp.16-22
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• 1998

Recently, the new technology for the recycling of waste plastics as an alternative he1 of blast furnace ha been developed. In this shldy, the test of plastics injection into a tuyere af the foundry blast furnace were carried out. The injection rate of plastics far this tcst facility war expressed as follows, ${W}_{s}=0.265\frac{{delta}PA}{U}_{g}$, where. Ws, AP, A and Ug are plastic conveying ratc (kgisec), pressure drop between feed hopper and blaqt pressure (alm), cross sectional area of conveying pipe (mi) and superficial velocity of transport air (mhzc) respcctiuely. From the results of semi-continuous test operation during 96 hours, the replacement raho mned out to be 1.38 according to the injection rate of 6. 4 kg-plasticsit-p. With increasing the rate of plaslics injcchon, the content of hydrogen in top gas became increased and the brick temperahlre at bzlly was also increased due to Lhe changes ot the combustion zone shape.

• Journal of the Korean Institute of Gas
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• v.24 no.5
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• pp.74-81
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• 2020

In general, when manufacturing a semiconductor, a number of hazardous and dangerous substances such as flammability, toxic, and corrosiveness are used. In particular, semiconductors are manufactured using specialty gas in processes such as CVD and etching. The specialty gas is filled in a container in the state of compressed or liquefied gas, and a gas cylinder cabinet is used as a facility for supplying this specialty gas to the semiconductor manufacturing process. When a accident occurs in the gas supply system, gas is released through a pressure release device installed in the gas cylinder to secure the safety of the supply system. In this case, the gas released inside the gas cabinet, there is a risk of leaking to the outside. After that, by analyzing the gas flow in the gas cabinet, it is intended to identify the risk associated with leak and to provide measures to prevent accidents.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.16 no.3
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• pp.389-396
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• 2018

The Kori-1 Nuclear Power Plant (NPP), WH 2-Loop Pressurized Water Reactor (PWR) operated for approximately 40 years in Korea, was permanently ceased on June 18, 2017. To reduce worker exposure to radiation by reducing the dose rate in the system before starting main decommissioning activities, the permanently ceased Kori-1 NPP will be subjected to full system decontamination. Generally, the range of system decontamination includes Reactor Pressure Vessels (RPV), Pressurizer (PZR), Steam Generators (SG), Chemical & Volume Control System (CVCS), Residual Heat Removal System (RHRS), and Reactor Coolant System (RCS) piping. In order to decontaminate these systems and equipment in an effective manner, it is necessary to evaluate the influence of the flow characteristics in the RCS during the decontamination period. There are various methods of providing circulating flow rate to the system decontamination. In this paper, the flow characteristics in Kori-1 NPP reactor coolant according to RHR pump operation were evaluated. The evaluation results showed that system decontamination using an RHR pump was not effective at decontamination due first to impurities deposited in piping and equipment, and second to the extreme flow unbalance in the RCS caused deposition of impurities.