• 한국안전학회지
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• 제37권5호
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• pp.80-88
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• 2022

The Korean nuclear industry had developed the SPACE (Safety and Performance Analysis Code for nuclear power plants) code, which adopts a two-fluid, three-field model that is comprised of gas, continuous liquid and droplet fields and has the capability to simulate three-dimensional models. According to the revised law by the Nuclear Safety and Security Commission (NSSC) in Korea, the multiple failure accidents that must be considered for the accident management plan of a nuclear power plant was determined based on the lessons learned from the Fukushima accident. Generally, to improve the reliability of the calculation results of a safety analysis code, verification is required for the separate and integral effect experiments. Therefore, the goal of this work is to verify the calculation capability of the SPACE code for multiple failure accidents. For this purpose, an experiment was conducted to simulate a Control Element Drive Mechanism (CEDM) break with a safety injection failure using the ATLAS test facility, which is operated by Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI). This experiment focused on the comparison between the experiment results and code calculation results to verify the performance of the SPACE code. The results of the overall system transient response using the SPACE code showed similar trends with the experimental results for parameters such as the system pressure, mass flow rate, and collapsed water level in component. In conclusion, it can be concluded that the SPACE code has sufficient capability to simulate a CEDM break with a safety injection failure accident.

• 대한기계학회논문집A
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• 제36권10호
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• pp.1115-1130
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• 2012

최근 원자로 압력용기 상부헤드 관통노즐 J-groove 용접부 주변에서 균열로 인한 냉각수 누출사고가 발행하고 있다. 이러한 사고의 원인은 용접에 의한 인장잔류응력, 농축된 붕산수 및 응력부식에 민감한 재료로 인한 일차수응력부식균열(PWSCC : primary water stress corrosion cracking)인 것으로 판명되었다. PWSCC 평가는 원자로 건전성 평가의 주요 관심사로서 용접에 의해 발생되는 잔류응력을 정확하게 예측함으로써 가능하다. 본 연구에서는 유한요소해석을 이용하여 국내 원자로의 일반적인 J-groove 용접부의 해석절차를 소개하고, 용접해석 관련 변수의 민감도 해석을 통해 잔류응력 예측기법을 제시하고자 한다. 이를 위해 2 차원 및 3 차원 요한요소해석 방법을 바탕으로 변수 민감도 해석을 수행하였으며, 기존 연구결과와 비교를 통해 해석절차 및 방법의 유용성을 검정하였다.

• 에너지공학
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• 제23권1호
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• pp.90-94
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• 2014

본 논문은 원자력발전소의 내환경기기검증(EQ)을 위한 HVAC 과도분석 방법에 대한 내용을 기술하고 있다. 분석 대상 격실은 비안전관련 HVAC 계통에 의해 공급되는 격실 중에 원자로 안전정지를 담당하는 중요기기가 위치한 구역/격실을 선정하였다. 그리고 해당 HVAC 계통이 공급되는 건물별로 HVAC 과도시 온도조건을 분석하였다. 본 분석을 위해서 GOTHIC 전산코드를 사용하였다. 온도분석 결과는 원자로 보조건물 환기계통(DVN)의 W315/W415 격실에서 $82.2^{\circ}C$로 가장 높은 온도값을 나타내며, 제어봉구동장치 전원공급건물 및 보조급수펌프실(DVG) 계통의 W229 (Auxiliary feedwater pump room) 격실에서 $52.7^{\circ}C$, 기기냉각건물 환기계통(DVI)의 전 격실에서 $42.9^{\circ}C$, 전기건물 주환기 계통(DVL)의 L207 (Hot workshop) 격실에서 $57.3^{\circ}C$를 각각 나타났다. 이러한 온도값은 일반적인 원전의 기기검증 제한값인 $171^{\circ}C$이하이므로 내환경검증 요건을 만족하는 온도이다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제37권3호
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• pp.387-395
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• 2013

최근 국외의 원자로 상부헤드 CRDM 관통노즐에 일차수 응력부식균열로 인한 냉각수 누출사고가 발생하였다. 일차수응력부식균열은 부식에 민감한 재료, 인장 잔류 응력 및 부식 환경 등의 3 가지 요인의 상호작용에 의해 발생하는 것으로 알려져 있기 때문에 응력 부식 균열 발생 및 균열 진전을 억제하기 위해서는 용접에 의한 잔류응력에 대한 정확한 예측이 선행되어야 한다. 본 논문에서는 국내 Westinghouse 형 원자로 상부 헤드 관통노즐(CRDM)을 대상으로 노즐의 두께 및 형상 비($r_o/t$)에 따른 노즐 잔류응력 분포 특성에 대해 연구를 수행하였다. 국내에 현존하는 원자로 상부헤드 관통노즐의 실제크기($r_o$=51.6, t=16.9 mm)를 기준으로 노즐의 두께 및 형상 비($r_o/t$=2, 3, 4)의 변수를 정립하였으며 정중앙 및 최외곽에 위치한 노즐을 대상으로 연구를 수행하였다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제17권12호
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• pp.446-452
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• 2016

최근 해양, 석유화학 플랜트 등에서는 내마모, 내식성, 내열성이 요구되는 초내열 합금이 기본적인 구조재료로 많이 사용되고 있다. 하지만 고가의 초내열 합금 소재로 밸브를 제작할 때 원가 상승과 가격 경쟁력 저하의 원인이 되고 있다. 이에 유체에 흐르는 특정부위만 육성 용접하는 기술이 효과적인 방법으로 사용되고 있다. 하지만 기존의 볼 육성용접의 경우 사람이 직접 수동으로 작업을 진행하기 때문에 많은 시간이 소요되고 정확한 용접하기 어렵다. 이러한 문제를 해결하기 위해 볼 밸브용 볼 육성용접을 균일하게 할 수 있는 로봇자동화 시스템을 개발하였다. 이 시스템은 용접토치를 장착한 용접용 로봇 6축, 포지셔너 회전을 위한 부가 2축, 제어장치 및 로봇경로는 오프라인 프로그램으로 구성되어 있다. CAD 도면 데이터를 오프라인 프로그램에 입력하여 로봇 교시점과 로봇 구동 소스를 얻을 수 있도록 하였고, 볼 육성용접 궤적은 Matlab을 통해 구현하였다. OLP 시스템을 통해 용접층 두께가 균일하게 얻으므로 용가재의 소모량을 약 20% 절약할 수 있었고, 모재와 용접봉 사이의 아크길이를 일정하게 유지하여 육성용접 불량율을 약 50% 정도 감소시켜 품질을 확보하였다. OLP를 활용한 육성용접 자동화 시스템을 통해 작업소요시간이 88시간에서 41시간으로 단축되어 생산성이 2.58배 향상 되었다.