• Journal of the Korean Geotechnical Society
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• v.34 no.12
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• pp.115-131
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• 2018

Extension plate attached PHC piles and bolts spliced PHC piles were installed in field test site. Pile integrities were checked during installation with dynamic pile test and the actual pile conditions after installation were compared with integrity index (${\beta}$ index) by PDA test. Theoretically the break in near pile end or pile end (especially extension plate itself) was very difficult to access by integrity index (${\beta}$ index) and also require a high level of knowledge and field experience on PDA test. First actual wave equation of bolts spliced PHC piles due to bolts spliced equipment can be different with welding spliced. Second wave length of the stress wave from installing can be longer than the height of bolts spliced equipment (about 100 mm). Third Beta processing in PDA analysis function is very difficult to access without a high level of knowledge and field experience on wave equation. Above-mentioned three reasons can make conclusion that traditional PDA test in domestic site can not access the integrity of bolts spliced equipment in bolts spliced PHC piles.

• Proceedings of the Korea Water Resources Association Conference
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• 2009.05a
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• pp.371-375
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• 2009

국내에서는 수자원 관리 지표에 관한 연구가 부분적으로 이루어지고 있으나, 지표를 통하여 정책목표를 설정하고 정책의 성과를 평가하는 데까지 이르지 못하고 있다. 본 연구는 우리나라의 이수분야 수자원 정책을 종합적이고 객관적으로 평가할 수 있는 지표를 개발하고 이를 국가단위, 유역단위, 지역단위에서 적용하기 위한 것이다. 이수 분야의 핵심지표를 선정하기 위해서 이수분야의 정책목표를 기준으로 4가지로 구분하고, 이를 정량적으로 제시하고 평가할 수 있는 지표에 대해서 검토하였다. 이수분야의 4가지 영역은 안정성, 효율성, 형평성과 지속가능성으로 구분하였다. 안정성은 강수, 기후변화, 인구, 경제, 사회 등 장래 환경이 불확실한 상황에서도 안정적으로 물 부족에 대응할 수 있는 능력이 확보되는 것을 말한다. 효율성은 물의 사용량과 누수율을 줄이고, 생산성과 재이용률을 제고하며, 물관리의 건전한 재정을 확보하기 위해서 비용회수체계를 개선하는 것 등을 포함한다. 형평성은 도시와 농촌, 지역간 물이용의 격차, 요금의 격차, 지역간 물자급률의 격차 등을 개선하여 사회적 약자나 소외계층의 물이용 능력을 높이는 것을 주요한 내용으로 한다. 지속가능성은 하천환경의 기능을 훼손하지 않는 범위 내에서 수자원을 이용하고, 환경 개선, 생태계 보존, 친수활동 등에 대한 물수요에 대응하는 것이다. 최종적으로 선정된 이수분야의 지표는 가뭄시 물부족량, 물부족 지역 비율, 국가 물자급률, 하천취수율, 환경용량 확보율, 물이용 공평성, 물재정 건전성 등 7개였다. 각 지표별로 지표의 정의와 산정방법 등을 제시하고, 지표를 통하여 이수분야의 수자원 정책을 평가하였다. 평가는 먼저, 국가간 비교를 하였고, 다음으로 국내의 유역간 비교, 지역간 비교의 순으로 진행하였다. 평가 결과 우리나라의 국가 물자급률과 취수율이 보통수준 이하로 매우 취약하고, 물이용의 공평성과 물관리 재정 건전성은 보통보다는 높은 수준으로 평가되었다. 평가 결과를 통해서 중장기 수자원 관리 정책의 목표를 정량적으로 제시하고, 분야별 정책 추진방향을 제안하였다.

• Proceedings of the Korean Institute of Surface Engineering Conference
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• 2014.11a
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• pp.193-194
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• 2014

원전은 고온기능시험 이후 2차계통 내부를 상대습도 40%이하로 관리하여 계통 재질 부식을 최소화하고 있다. 일반적으로 발전소에서는 운전 정지 후 상대습도 40%이하로 낮추는데 15일정도 소요되지만, 발전소 계통 중 일부 곡관부위는 약 60일정도 소요된다. 본 연구는 일부 계통 재료가 상대습도 제한치(<40%) 이상의 환경에서 장기간(최대 60일) 노출시 재료 건전성에 미치는 영향 평가이다. 평가를 위해 시편의 실험 전, 후 무게변화를 이용한 부식률 측정과 표면분석을 위해 광학현미경을 이용하였다. 사용 시편의 재료는 SA516 Gr.70이며 표면상태를 인위적으로 산화피막을 생성 시킨 것(2개)과 산화피막이 없는 것(6개)으로 2종류로 제작하였다. 총 시험기간은 60일이고 시험기간 중 산화피막이 없는 시편은 7일, 21일, 60일에 시편을 2개씩 꺼내어 무게를 측정하여 부식률을 계산하였다. 실험결과, 산화피막이 없는 시편은 노출되는 시간에 따라 부식률이 각각 0.35(7일), 0.21(21일), 0.67(60일) mpy이었고 산화피막이 있는 시편은 0.06(60일) mpy였다. 산화표면 분석결과, 산화피막이 없는 시편은 노출되는 시간에 관계없이 물방울이 맺힌 부분에 pitting을 확인하였다. 하지만, 산화피막이 있는 시편은 pitting의 흔적은 없었다. 산화피막이 없는 시편의 경우 시간에 따라 부식률은 높아지지만 학계에서 통용되는 뛰어난 내부식성 재료의 부식률 기준인 < 1 mpy이하기 때문에 재료 건전성에 미치는 영향은 거의 없을 것으로 판단된다. 또한, 대부분 원전의 경우 고온기능시험 또는 운전기간 동안에 2차계통 구성 재료 표면에 산화막이 생성되었기 때문에 산화피막이 있는 시편의 결과로 판단하면 상대습도 40%이상에 60일 이상 노출되어도 부식은 거의 일어나지 않았을 것으로 사료된다. 실증실험결과를 가지고 종합적으로 평가하면 상대습도 40%이상 환경에서 곡관부위가 60일이상 노출되어도 재료 건전성에 미치는 영향은 거의 없을 것으로 판단된다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2009.07a
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• pp.2045_2046
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• 2009

광역상수도관에 대하여 외면부식직접평가(ECDA)를 실시하였다. ECDA평가는 과거 방식이력 등에 대한 사전검사, CIPS-DCVG-비저항 측정의 3단계 간접검사를 통해서 배관의 부식가능성이 큰 지점을 검출하여 위험성 우선순위를 판정하고 최종적으로 굴착을 통한 직접 검사 우선순위를 선정하였다. 직접 검사후 사후단계로 수집한 모든 데이터를 종합적으로 분석하여 검사구간의 건전성을 종합 평가를 하였다. 이러한 검사기법을 도입함으로써 배관의 부식위험지역을 파악하고 적절한 조치를 취할 수 있는 체계적인 근거를 마련한 것으로 판단하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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• pp.470-475
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• 1996

사용후핵연료 장기 건식저장시 여러가지 저장조건에서 사용후핵연료 피복관 및 사용후핵연료 ($UO_2$)에 대한 장기 건전성을 종합적으로 평가할 수 있는 SIECO 코드를 개발하였다. 건식저장 시스템은 사용후핵연료를 헬륨 및 공기분위기하에서 TN-24P 건식 저장용기에 장기 저장할 경우로 하였으며 피복관의 최대 표면온도는 COBRA-SFS코드를 사용하여 계산하였고, 열유동 해석결과를 바탕으로 SIECO코드를 이용하여 핵연료 연소도 및 냉각기간, 냉각매체에 따른 최대 건식저장 허용온도를 피복관의 열화 및 $UO_2$ 산화의 관점에서 계산하였다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.40 no.9
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• pp.775-782
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• 2016

In this study, elevated temperature design and integrity evaluation have been conducted using two different piping design codes for the high-temperature piping systems of sodium integral effect test loop for safety simulation and assessment(STELLA-2) being developed by KAERI(Korea Atomic Energy Research Institute). The design code of ASME B31.1 for power piping and French nuclear grade piping design guideline, RCC-MRx RD-3600 were applied, and conservatism of those codes was quantified based on the piping integrity evaluation results. The piping system of Model DHRS, Model IHTS and PSLS are to be installed in STELLA-2. The integrity evaluation results for the three piping systems according to the two design codes showed that integrity of the piping system was confirmed. As a code comparison result, ASME B31.1 was shown to be more conservative for sustained loads while RD-3600 was more conservative for thermal loads compared to B31.1.

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 2013.04a
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• pp.589-595
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• 2013

A reactor vessel internals comprehensive vibration assessment program(RVI CVAP) of an advanced power reactor 1400(APR1400) is being verified on the integrity of RVI for the design life of the plant by performing the non-prototype category-2 type on the US Nuclear Regulatory Commission Guide(NRC RG) 1.20, for which consists of a vibration and stress analysis program, a limited vibration measurement program, an inspection program, and the correlation of these programs. The aim of this paper is to describe the plan for the vibration measurement, test and acceptance criteria portion, and documentation and results of the APR1400 RVI CVAP. We will conduct the limited vibration measurement program of the APR1400 RVI CVAP according to the measurement plan and the vibration measurement testing in this paper.

• Proceedings of the Korean Institute of Surface Engineering Conference
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• 2014.11a
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• pp.118-119
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• 2014

원전 운전 중 2차계통 구성재료가 부식되어 철 산화물이 증기발생기 내부로 유입된다. 유입된 철산화물은 고온고압의 환경에서 침적되어 슬러지가 된다. 침적된 슬러지는 증기발생기 전열관 재료에 응력부식균열(SCC)을 일으키는 주원인으로 원전에서는 철 산화물의 유입을 최소화하기 위해 기동전 2차계통을 순환 세정하고 있다. 해외 원전에서는 고분자 아크릴산(Polyacrylic Acid)을 순환세정시 주입함으로써 2차계통 철 산화물 제거 효율을 높인 사례가 있었다. 이에 우리 원전에서도 기동전 순환세정시 고분자 아크릴산을 주입 적용하였다. 고분자 아크릴산 주입 전 필수적으로 이뤄져야할 연구는 고분자 아크릴산이 재료에 미치는 영향평가이다. 본 연구에서는 고분자 아크릴산 농도(1, 10, 100 ppm)에 따라 2차계통 구성재료인 SA106 Gr.B와 Alloy 690의 건전성에 미치는 영향를 수행하였다. 평가방법으로는 전기화학 분극실험, 시편을 침지시켜 실험 전, 후 무게 감량을 이용한 부식률 측정, 표면 상태분석등을 이용하여 종합적으로 평가하였다. 전기화학 분극실험과 부식률 측정결과, 고분자 아크릴산 농도가 높을수록 부식은 증가하였고 고분자 아크릴산 농도 100 ppm일 때 최대 부식률이 0.037 mils로 계산되었다. 이는 부식허용 기준치(5.8 mils)보다는 100배이상 낮았으며 표면분석 결과 고분자 아크릴산으로 인한 pitting 부식은 발생하지 않았다. 이와 같은 결과로 기동시 환경에서 고분자 아크릴산 농도 100 ppm까지는 재료 건전성에 미치는 영향은 거의 없는 것으로 판단된다.

• Proceedings of the Korean Information Science Society Conference
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• 2002.10c
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• pp.271-273
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• 2002

증기발생기(SG : Steam Generator)는 다수의 세관으로 구성되어 원자로에서 발생한 열을 이용하여 발전기 터빈을 구동시키는 원동력인 증기를 생성해 주는 기능을 하는 원자력발전소의 핵심 설비이다. 증기발생기 세관의 건전성을 확보하기 위해 매주기 계획예방정비, 즉 가동중 검사마다 정기적인 와전류 검사를 수행하고, 검사결과에 따라 전열관 보수 등과 같은 제반 조치를 취하고 있다. 현재 검사데이터 DB 구축은 일부 발전소에 개발되어 운영 중에 있고, 세관 DB와는 별도로 통계정보만을 관리하는 증기발생기 성능관리시스템이 운영되고 있으며, 또한 각 발전소마다 수질을 계측하여 수화학 성분을 감시하는 수질관리시스템이 운용되고 있다. 이러한 이원화된 DB 및 시스템을 통합하고 연계하여 전 원전의 증기발생기를 종합적으로 관리 할 수 있는 시스템의 필요성이 대두되었다. 따라서 본 논문에서는 현장에 보관되어 있는 모든 세관 검사데이터를 취득하여 대용량 데이터베이스를 설계 및 구축하고 이기종의 분산된 수질관리시스템 DB를 연계하여, 증기발생기의 설계/제작부터 검사결과 Mapping, 추이 분석을 통한 수명 평가에 이르는 전 과정을 통합 관리할 수 있는 시스템을 설계하고 그 구현방안을 제시한다.

• Transactions of the KSME C: Technology and Education
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• v.5 no.2
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• pp.127-134
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• 2017

The reactor internals shall be secured in safety and structural integrity under various vibrational loading conditions. Thus, U.S. NRC, Regulatory Guide 1.20 requires the evaluation for the reactor internals due to acoustic induced vibration including the response to the reactor coolant pump pressure pulsation. This paper suggests a methodology to develop an analytical model of the core support barrel accounting for the fluid around the structure and to analyze the responses to the pump pulsation loads using acoustic structure interaction analysis. The analysis results were compared with those of US Palo Verde 1 CVAP and showed a good agreement. Thus, it is expected that the suggested methodology could be an efficient way to evaluate the response of the core support barrel to the pump pulsation loads.