• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.37 no.9
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• pp.1159-1168
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• 2013

In pressurized water nuclear reactors (PWRs), the reactor pressure vessel (RPV) upper head contains penetration nozzles that use a control rod drive mechanism (CRDM). The penetration nozzle uses J-groove weld geometry. Recently, the occurrence of cracking in alloy 600 CRDM penetration nozzle has increased. This is attributable to primary water stress corrosion cracking (PWSCC). PWSCC is known to be susceptible to the welding residual stress and operational stress. Generally, the tensile residual stress is the main factor contributing to crack growth. Therefore, this study investigates the effect on weld residual stress through different analysis methods for normal operating conditions using finite element analysis. In addition, this study also considers the effect of repeated normal operating condition cycles on the weld residual stress. Based on the analysis result, this paper presents a normal operating condition analysis method.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.35 no.1
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• pp.12-20
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• 2010

In a primary system at nuclear power plants (NPPs), various radionuclides including fission products and corrosion products are generated due to the complex water conditions. Particularly, $^3H,\;^{14}C,\;^{58}Co,\;^{60}Co,\;^{137}Cs,\;and^{131}I$ are important radionuclides in respect of dose assessment for radiation workers and management of radioactive effluents. In this paper, the dominant contributors of radiation exposure for radiation workers and the member of public adjacent to NPPs were reviewed and the process of dose assessment attributable to those contributors were introduced. Furthermore, the analysis for some examples of radiation exposure to radiation workers and the public during the NPP operation was carried out. This analysis included the notable precedents of internal radiation exposure and contamination of demineralized water occurred in Korean NPPs. Particularly, the potential issue about the dose assessment of tritium and carbon-14 was also reviewed in this paper.

• Journal of Energy Engineering
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• v.5 no.1
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• pp.28-33
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• 1996

This study was carried out find out the appropriate tuning method of PID controller for a package type gas engine cogeneration system in terms of stabilizing the engine coolant temperature and system heat balance. In order to acquire the proper parameters of the controller, a system transfer function was set as a first order plus dead time model and thereafter model parameters were determined by using several tuning methods. And, with determined values of parameters and the system transfer functions, optimal turning method was selected by simulating the process using MATLAB. From the experimental results, it was found that obtained PID gains made the system stable in various operating conditions.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.37 no.3
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• pp.387-395
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• 2013

Recently, several circumferential cracks were found in the control rod drive mechanism (CRDM) nozzles of U.S. nuclear power plants. According to the accident analyses, coolant leaks were caused by primary water stress corrosion cracking (PWSCC). The tensile residual stresses caused by welding, corrosion sensitive materials, and boric acid solution cause PWSCC. Therefore, an exact estimation of the residual stress is important for reliable operation. In this study, finite element simulations were conducted to investigate the effects of the tube geometry (thickness and radius) on the residual stresses in a J-groove weld for different CRDM tube locations. Two different tube locations were considered (center-hole and steepest side hill tube), and the tube radius and thickness variables ($r_o/t$=2, 3, 4) included two different reference values ($r_o$=51.6, t=16.9mm).

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.36 no.10
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• pp.1115-1130
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• 2012

In nuclear power plants, the reactor pressure vessel (RPV) upper head control rod drive mechanism (CRDM) penetration nozzles are fabricated using J-groove weld geometry. Recently, the incidences of cracking in Alloy 600 CRDM nozzles and their associated welds have increased significantly. The cracking mechanism has been attributed to primary water stress corrosion cracking (PWSCC), and it has been shown to be driven by welding residual stresses and operational stresses in the weld region. The weld-induced residual stress is the main factor contributing to crack growth. Therefore, an exact estimation of the residual stress is important for ensuring reliable operation. This study presents the residual stress computation performed for an RPV CRDM penetration nozzle in Korea. Based on two and three dimensional finite element analyses, the effect of welding variables on the residual stress variation is estimated for sensitivity analysis.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2012.02a
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• pp.227-227
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• 2012

Cryopump는 반도체 임플란타 공정, OLED분야, 신소재 개발, 표면분석 및 처리, 의료분야, 입자가속기, 핵융합 등 다양한 진공분야에 응용되는 고진공용 극저온펌프이다. 특히 향후로의 산업구조는 디스플레이, 반도체, IT 산업분야로 집중 재편될 것이기에, 이에 따른 핵심제조장비인 고진공 펌프의 수요가 급증할 것으로 판단된다. 그리고 이를 위한 핵심부품과 장비들의 국산화가 시급한 실정이다. 기술적인 측면에서 보자면 GVT는 미국의 Varian과 일본Ebara의 Cryopump 제조기술을 원천으로 한 회사로써 현재는 국내 유일의 G-M냉동기와 Cryopump 제조기술을 보유한 업체이다. 그리고 최근 오랫동안 정체되었던 관련 기술을 발전시켜 최적화된 한국형 G-M 냉동기 및 이를 장착한 다양한 사이즈의 고성능 Cryopump를 출시하게 되었다. 가장 큰 수확은 Cryopump의 성능을 크게 향상시켰으며 무엇보다 고객맞춤형으로 디자인할 수 있을 정도의 기술력을 확보하게 되었다는 점이다. Cryopump의 성능은 장착되는 Cryocooler(G-M냉동기)의 성능과 밀접한 관련이 있기 때문에 일차로 Cryocooler의 성능을 개선하고 이차로 이를 장착한 Cryopump의 성능을 개선하였다. 본 연구는 일차로 진행된 HP Series 2단 Cryocooler 4가지 모델 중 가장 범용인 HPM 모델과 HPS모델에 대한 제작과 성능시험에 관한 것이다. 이는 각각 기존의 ICP Series 펌프에 장착되던 Expander 535 모델 및 Expander 855 모델에 대한 설계 최적화의 결과물로써 내용은 Cryocooler에 대한 'Typical Performance Test(1st STG와 2nd STG의 온도가 각각의 Stage에 인가되는 Heat Load에 의해 그물망 형태의 그래프가 되도록 수행하는 시험법)'의 절차를 따라 수행되었다. HPM Cryocooler의 성능은 2nd STG Temp. 20K 와 1st STG Temp. 80K를 Heat Load 기준으로 하였을 경우, 각각 8.2W, 55.0W의 성능을 나타내었고 HPS Cryocooler의 성능은 2nd STG Temp. 20K 와 1st STG Temp. 72K를 Heat Load기준으로 하였을 경우, 각각 14.0W, 90.0W의 성능을 나타내었다. 1st STG Temp.를 72K로 정한 이유는 Power Supply의 용량 한계로 인해 90W이상의 Heat Load를 인가할 수 없었기 때문이다. 만약 성능 그래프의 경향성을 고려하여 1st STG Temp. 80K로 가정한다면, 각각 약 13W, 100W 정도의 성능을 가질 것으로 추정된다. 단, 본 시험에 사용된 Compressor는 GVT의 HC80Plus 모델로 내부에는 Helium용 5HP급 Scroll Type의 Compressor가 장착되어 있으며, 봉입압력 250Psig에 저압 100Psig기준, 65scfm의 유량을 가지는 압축기이다. 압축기와 Cryocooler의 조합은 1:1이었고 시험방법은 Cryocooler에 대한 GVT 자체규정에 따라 진행되었으며 밤과 낮 및 공장전체의 부하변동에 따른 냉각수 온도변화에 따른 펌프의 성능변화는 고려되지 않았다.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2012.02a
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• pp.118-118
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• 2012

Cryopump는 반도체 임플란타 공정, OLED분야, 신소재 개발, 표면분석 및 처리, 의료분야, 입자가속기, 핵융합 등 다양한 진공분야에 응용되는 고진공용 극저온펌프이다. 특히 향후로의 산업구조는 디스플레이, 반도체, IT 산업분야로 집중 재편될 것이기에, 이에 따른 핵심제조장비인 고진공 펌프의 수요가 급증할 것으로 판단된다. 그리고 이를 위한 핵심부품과 장비들의 국산화가 시급한 실정이다. 기술적인 측면에서 보자면 GVT는 미국의 Varian과 일본Ebara의 Cryopump 제조기술을 원천으로 한 회사로써 현재는 국내 유일의 G-M 냉동기와 Cryopump 제조기술을 보유한 업체이다. 그리고 최근 오랫동안 정체되었던 관련 기술을 발전시켜 최적화된 한국형 G-M 냉동기 및 이를 장착한 다양한 사이즈의 고성능 Cryopump를 출시하게 되었다. 가장 큰 수확은 Cryopump의 성능을 크게 향상시켰으며 무엇보다 고객맞춤형으로 디자인할 수 있을 정도의 기술력을 확보하게 되었다는 점이다. Cryopump의 성능은 장착되는 Cryocooler (G-M냉동기)의 성능과 밀접한 관련이 있기 때문에 일차로 Cryocooler의 성능을 개선하고 이차로 이를 장착한 Cryopump의 성능을 개선하였다. 본 연구는 일차로 진행된 HP Series 2단 Cryocooler 4가지 모델 중 가장 범용인 HPM 모델과 HPS모델에 대한 제작과 성능시험에 관한 것이다. 이는 각각 기존의 ICP Series 펌프에 장착되던 Expander 535 모델 및 Expander 855 모델에 대한 설계 최적화의 결과물로써 내용은 Cryocooler에 대한 'Typical Performance Test(1st STG와 2nd STG의 온도가 각각의 Stage에 인가되는 Heat Load에 의해 그물망 형태의 그래프가 되도록 수행하는 시험법)'의 절차를 따라 수행되었다. HPM Cryocooler의 성능은 2nd STG Temp. 20K와 1st STG Temp. 80K를 Heat Load기준으로 하였을 경우, 각각 8.2W, 55.0W의 성능을 나타내었고 HPS Cryocooler의 성능은 2nd STG Temp. 20K 와 1st STG Temp. 72K를 Heat Load기준으로 하였을 경우, 각각 14.0W, 90.0W의 성능을 나타내었다. 1st STG Temp.를 72K로 정한 이유는 Power Supply의 용량 한계로 인해 90W이상의 Heat Load를 인가할 수 없었기 때문이다. 만약 성능 그래프의 경향성을 고려하여 1st STG Temp. 80K로 가정한다면, 각각 약 13W, 100W 정도의 성능을 가질 것으로 추정된다. 단, 본 시험에 사용된 Compressor는 GVT의 HC80Plus 모델로 내부에는 Helium용 5HP급 Scroll Type의 Compressor가 장착되어 있으며, 봉입압력 250Psig에 저압 100Psig기준, 65scfm의 유량을 가지는 압축기이다. 압축기와 Cryocooler의 조합은 1:1이었고 시험방법은 Cryocooler에 대한 GVT 자체규정에 따라 진행되었으며 밤과 낮 및 공장전체의 부하변동에 따른 냉각수 온도변화에 따른 펌프의 성능변화는 고려되지 않았다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.369-376
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• 1998

원자로 압력용기는 원자력발전소의 일차 압력경계를 구성하는 핵심 부품으로 이의 건전성은 원전의 안전성과 수명관리에 결정적인 영향을 미친다. 탄소강으로 구성된 압력용기는 노심에 근접하게 위치하여 운전중 계속되는 고속중성자 조사로 인하여 인성이 감소한다. 운전중 비상노심 냉각수가 주입되어 압력용기가 급격하게 냉각되면서 압력이 높게 유지되거나 재가압이 되는 가압열충격 현상이 발생하는 경우 조사취화된 압력용기가 적절한 안전여유를 가지지 못할 수도 있다. USNRC에서는 이에 대한 종합적인 연구결과를 바탕으로 가압열충격 규정을 제정하여 가압열충격 기준온도(RT$_{PTS}$)의 계산 방법과 심사기준온도를 제시하였다. 가압열충격 심사기준온도의 결정근거가 기술되어 있는 SECY 82-465에 의하면 축방향 용접부에 대한 위험도를 평가하여 270℉를 심사기준온도로 정하고 원주방향 용접부에 대해서는 30℉를 더하여 300℉를 심사기준온도로 제시하였다. 이 연구에서는 이렇게 제정된 원주방향 용접부에 대한 심사기준온도의 적정성을 평가하기 위하여 균열방향에 따른 가압열충격 위험도를 VISA-II 코드로 평가하였다. 우선 가압열충격 기준온도 제정 시 사용된 방법과 결과들을 검토하고 NRC의 계산결과를 재현하였다. 이를 바탕으로 원주방향 용접부에 대한 위험도를 평가한 결과 균열방향의 차이를 고려하기 위해 적용된 기술적 여유도인 30℉는 과도한 보수성을 내포하고 있음을 알 수 있었다. 원주방향 용접부가 축방향 용접부와 동일한 수준의 가압열충격 위험도를 가지기 위한 심사기준온도 차이는 50℉ 이상인 것으로 평가되었다.을 수 있었다.ngineering because this field has large uncertainties on predicting the effect of earthquake on structures. This paper is based on the presented paper at the Bertero Symposium held in January 31an4 February 1 at Berkeley, California, USA which was entitled "Needs to Evaluate Real Seismic Performance of Buildings-Lessons from 1995 Hyogoken-Nambu Earthquake-". The lessons for buildings from the damage due to the Hyogoken-Nambu Earthquake are necessity to develop more rational seismic design codes based upon a performance-based design concept, and to evaluate seismic performance of existing buildings. In my keynote lecture at the Korean Association for Computational Structural Engineering, the history of seismic design and use of structural analysis in Japan, the lessons for buildings from

• Analytical Science and Technology
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• v.13 no.4
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• pp.474-483
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• 2000

An inductively coupled plasma atomic emission spectrometer/shielding system was specially designed and built for the analysis of radioactive materials. Both of an inductively coupled plasma source and a sample transfer system to be contacted with radioactive materials was installed in a stainless steel glove box. In terms of analytical capability and radiation safety, characteristic feature of the system was investigated. Its applicability to the determination of fission products and corrosion products in the radioactive materials such as spent fuel dissolver solution and the primary coolant of nuclear power reactors was evaluated. In the concentration range $0.01-0.1mgL^{-1}$, the relative standard deviation was found to be less than 5%.

• Journal of the Korean Vacuum Society
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• v.18 no.4
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• pp.318-330
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• 2009

A high heat flux test facility using a graphite heating panel was constructed and is presently in operation at Korea Atomic Energy Research Institute, which is called KoHLT-1. Its major purpose is to carry out a thermal cycle test to verify the integrity of a HIP (hot isostatic pressing) bonded Be mockups which were fabricated for developing HIP joining technology to bond different metals, i.e., Be-to-CuCrZr and CuCrZr-to-SS316L, for the ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) first wall. The KoHLT-1 consists of a graphite heating panel, a box-type test chamber with water-cooling jackets, an electrical DC power supply, a water-cooling system, an evacuation system, an He gas system, and some diagnostics, which are equipped in an authorized laboratory with a special ventilation system for the Be treatment. The graphite heater is placed between two mockups, and the gap distance between the heater and the mockup is adjusted to $2{\sim}3\;mm$. We designed and fabricated several graphite heating panels to have various heating areas depending on the tested mockups, and to have the electrical resistances of $0.2{\sim}0.5$ ohms during high temperature operation. The heater is connected to an electrical DC power supply of 100 V/400 A. The heat flux is easily controlled by the pre-programmed control system which consists of a personal computer and a multi function module. The heat fluxes on the two mockups are deduced from the flow rate and the coolant inlet/out temperatures by a calorimetric method. We have carried out the thermal cycle tests of various Be mockups, and the reliability of the KoHLT-1 for long time operation at a high heat flux was verified, and its broad applicability is promising.