• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 2000.11a
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• pp.138-144
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• 2000

Degradation occurred at the 6 inch swing check valve in nuclear power plant. Valve replacement and maintenance were carried out during the plant O/H. This report examined the degradation mechanism of the 6 inch check valve by the experimental and theoretical study. Results shows that the degradation was caused by valve chattering which due to the structural and acoustic resonance.

• Proceedings of the Korea Water Resources Association Conference
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• 2015.05a
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• pp.287-291
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• 2015

본 연구에서는 두 지역의 실제 상수관망에 대해서 부정류해석을 수행하였고 각각의 상수관망에 필요한 부정류피해 최소화방안을 제시하였다. 첫 번째 대상지역은 베트남 호치민으로 148개 절점과 162개의 파이프로 이루어진 소블럭 상수관망이며 두 번째 대상지역은 파주시 광탄면으로 512개 절점과 527개의 파이프로 이루어진 세 개의 소블럭 상수관망이다. 두지역의 상수관망은 지형적면이나 규모면에서 다른 모습을 하고 있기 때문에 부정류해석 시 발생가능한 피해유형이 틀린 것으로 나타났다. 호치민의 경우 배수지의 높이가 낮고 도시 내 표고차가 없어서 관망 내 평균수압이 $1kg/cm^2$을 약간 상회하는 수준으로 수압이 낮고 수압차 역시 작다. 따라서 상수관망에서 일어날 수 있는 소요수량의 변화나 소화전 사용과 같은 작은 변화에도 역류발생이 빈번히 일어나는 것으로 나타났으며 역류발생이 잦은 파이프를 선정할 수 있었다. 상당히 많은 파이프에서 단기간 역류가 발생하는 것을 확인할 수 있었다. 짧은 기간에 발생하는 변화에 대한 단기간 역류는 교차연결(Cross-Connection)의 문제를 야기할 수 있다. 따라서 역류발생이 빈번히 일어나는 파이프 주위에 check valve나 역지밸브등의 설치를 통해 역류로 인한 피해를 최소화할 수 있다. 파주시 광탄면 지역의 소블럭 집합으로써 고저차가 많은 지역이다. 배수지 밸브개폐 시 발생 가능한 수충격에 대한 시뮬레이션과 펌프장정지로 인해 발생할 수 있는 수충격에 발생 시뮬레이션을 수행하였고 관망내에서 자주 발생하는 밸브개폐로 인한 시뮬레이션을 수행하였다. 그 결과 광탄의 경우 수충격 발생위험 지점은 배수지 근처로 나타났고 수격압이 최대 $2.5kg/cm^2$에서 $3.0kg/cm^2$까지 발생 가능한 것으로 나타났고 밸브개폐시간이 1-2초 지연되어도 상당히 큰 수격압을 줄일 수 있는 것으로 나타났다. 수충격압이 크게 발생할 수 있는 지역에 수충격피해 최소화를 위해 surge tank와 같은 장치를 설치해야 한다. 또한 발생가능한 수격압의 크기를 통계적기법을 통해 확률밀도함수로 나타낼 수 있었다. 이 결과는 앞으로 상수관망의 설계나 운영에서 수충격피해 방지 장치 및 설비를 시공할 때 장치의 규모나 용량을 결정할 때 유용한 정보가 될 것으로 판단된다.

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 2000.06a
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• pp.1848-1853
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• 2000

Cause and the elimination method for the chattering phenomena were investigated the check valve attached exit of the auxiliary cooling water pump at a korean nuclear powerplant. From the site experiment and numerical calculation the incident angle of the disk was so small that it was not able to produce the lifting force to overcome the component of disk weight. Moreover, it turned out that the installed position was not symmetric for the secondary vortical flow generated inside the elbow, so that the flow structure had strongly unstable flow characteristics. From this technical support, the tapping noise and the chattering phenomena were eliminated exactly by changing the incidence angle of the valve disk and installed position of the check valve.

• Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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• v.11 no.1
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• pp.74-78
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• 2015

Nuclear power plant steam generator that is one of the main component has several thousands of thin tubes. And the steam generator tube is subject to damage because of the severe operation conditions such as the high temperature and pressure. Therefore periodic inspections are conducted to ensure the integrity of steam generator component. Hanul unit 3 also has been inspected in accordance with in-service inspection program and is scheduled to be replaced for exceeding the plugging rate which was recommended by manufacturer. During the steam generator replacement activity, we found several clustered porosity on inner surface of main feed water pipe. Additionally crack-like indications were found at weld interface between base material and weld of main feed water pipe. This paper describes the field experience and visual testing results for inner surface of main feed water pipes. The destructive test result had shown that these indications were porosities which were caused by manufacturing process not by operation service.