• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.305-311
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• 1998

최근들어 고려된 LBB(Leak Before Break) 적용요건중 동적파괴시힘 절차에는 울진 3&4호기 이후 파단전누설개념이 적용되는 배관이 탄소강으로 제작될 경우. 이 배관이 Dynamic Strain Aging (DSA)에 의해 파괴저항치가 감소되지 않는다는 것이 정량적으로 입증되지 않는 한, 동 배관의 파괴 물성치 결정시 DSA의 영향이 고려되어야 하며, DSA 영향을 평가하기 위해서는 동적과괴시험이 수행되어야 함을 요건화 하고 있다. 본 연구에서는 DSA 효과에 의한 파괴저항(J-R) 특성의 저하가차세대원전 원자로냉각재배관 파단전누설개넘(LBB) 적용시 설계 안전여유도에 영향을 미치지 않는 정도임을 평가하는데 있다. 따라서 ASME Section III에서 탄소강으로 분류하고 있는 강종별 파괴인성 변화를 고찰하고, 차세대원전 주냉각재배관 재료인 SA508 Class la의 최대 파괴인성 감소치를 예측하여, 울진 3&4호기에서 측정된 엘보우용 SA516-Gr.70 강의 DSA 영향 평가 결과와 비교 분석하여 차세대원전 주냉각재배관의 DSA영향을 평가하였다. 도출된 결론으로는 DSA 영향을 고려한 SA508 Class la의 J 및 dJ/dA 값은 극히 보수적으로 추정할 때 50% 이상 감소하는 것으로 예측된다. 이러한 DSA 영향을 고려하였을 경우 배관재 모재의 파괴인성치는 Weld-SAW의 J/T 값 수준으로 감소하였다. 그러나 현 LRB 해석이 가장 낮은 J/T값을 갖는 Weld-SAW Auto의 균열길이 2a인 J/T선도에 의거하여 수행되고 있다는 점을 고려한다면 비록 DSA가 배관재에 영향을 주는 가장 보수적인 값(J 및 dJ/dA값을 50% 이상)을 사용한다고 하더라도 차세대원전 LBB 적용에 문제가 되지 않음을 알 수 있다. 즉 차세대원자로 주냉각재배관에 LBB를 적용하는데는 DSA 영향은 상대적으로 중요하지 않다는 결론을 얻었다. 표면에 수소화물이 농축되어 있는 hydride layer가 형성됨을 관찰하였으며 ～5,000ppm 이상의 경우에는 수소화물의 방향성이 random하였으며 특히, ZIRLO$^{TM}$ 시편의 경우에서는 원주방향으로 길게 이어진 수소화물과 기계적 성질에 치명적인 반경방향의 수소화물이 평행하게 배열된 것을 관찰하였다.하였을 때는 Li$_2$O의 첨가에 의해 치밀화가 주로 일어났고, 반면에 $N_2$-7vol.%H$_2$ 분위기에서 소결하면 Li$_2$O의 첨가에 의해 작은 기공은 소멸되고 큰 기공이 생성되었다.지나치게 모국어의 영향만 강조하고 다른 요인들에 대해서는 다분히 추상적인 언급으로 끝났지만 이 분석을 통 해서 배경어, 목표어, 특히 중간규칙의 역할이 괄목할 만한 것임을 가시적으로 관찰할 수 있 다. 이와 같은 오류분석 방법은 학습자의 모국어 및 관련 외국어의 음운규칙만 알면 어느 학습대상 외국어에라도 적용할 수 있는 보편성을 지니는 것으로 사료된다.없다. 그렇다면 겹의문사를 [-wh]의리를 지 닌 의문사의 병렬로 분석할 수 없다. 예를 들어 누구누구를 [주구-이-ν가] [누구누구-이- ν가]로부터 생성되었다고 볼 수 없다. 그러므로 [-wh] 겹의문사는 복수 의미를 지닐 수 없 다. 그러면 단수 의미는 어떻게 생성되는가\ulcorner 본 논문에서는 표면적 형태에도 불구하고 [-wh]의미의 겹의문사는 병렬적 관계의 합성어가 아니라 내부구조를 지니지 않은 단순한 단어(minimal $X^{0}$ elements)로 가정한다. 즉, [+wh] 의미의 겹의문사는 동일한 구성요 소를 지닌 병렬적 합성어([$[W1]_{XO-}$ $[W1]_{XO}$ ]$_{XO}$)로

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(4)
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• pp.188-194
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• 1996

현재 국내에서 관심이 고조되고 있는 원전 연장운전 방안의 일환으로, 주요 기기의 기술적 타당성 검토 대상기기 중 하나인 원자로 냉각재 배관 노즐의 피로수명 평가를 수행하였다. 본 노즐의 피로수명 평가는 원자로 냉각재 계통 노즐의 최종 설계문서에 제시된 응력해석 결과를 참조하여 ASME Code, Sec III의 절차에 따라 수행하였으며, 평가결과 이들 노즐의 설계수명 30년을 향후 40년 또는 그 이상 연장 운전할 경우에도 무리가 없는 것으로 판단된다.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 1995년도 춘계학술대회논문집; 전남대학교, 19 May 1995
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• pp.318-321
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• 1995

원자력 발전소의 안전성 보장 및 신뢰성 향상을 위하여 시운전 단계에서 원자력 발전소내 안전등급에 해당하는 배관계통의 상태 확인을 위하여 각종시험을 하도록 되어있다. 특히 새로운 설계기념, 크기 또는 용량을 갖는 원자로 모델에 대해서는 필수적으로 건전성 평가를 하게 되었다. 이를 위해 발전소 건설기간에 시행하는 고온 기능시험 중에 원자로 주변 주요 시스템인 원자로 냉각재 루프 계통에 대한 건전성 확인을 위해 압전형 고온 가속도 센서를 이용하여 정상운전상태의 진동을 측정하여 시스템 진동거동을 규명하였다. 배관시스템의 일상운전상태는 유체의 흐름과 기기운전이 일정한 정상상태와 펌프의 기동 또는 정지 및 밸브의 급격한 개폐등으로 발생하는 과도상태로 나눌 수 있다. 따라서 두 가지 상태의 진동을 측정해야 한다. 배관계통은 정상운전 상태로 설계수명을 유지할 수 있어야 하므로 정상진도잉 최소화 되어야 한다. 진동 평가기준은 배관재질의 응력(S/N 커브) 곡선을 참조하여 설계수명내에 손상이 일어나지 않도록 재료의 허용응력을 산정하고 이를 진동변위로 환산하여 정한 것이며 이 값에 측정 데이타를 비교하여 1차계통 배관의 건전성을 확인하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(4)
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• pp.327-332
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• 1996

대구경유압식스너버의 잠재적 기능상실은 미국원자력규제위원회(USNRC)에서 인정한 주요안 전성 문제중의 하나이다. 본 보고서는 한국표준형원전의 증기발생기와 원자로냉각재펌프에 설치되어있는 대구경유압식스너버 중 단일 스너버의 기능상실에 대하여 지진과 가상분기관파단의 시간이력해석을 수행하여 구조적영향을 보였다. 지진 입력은 SRP 3.7.1 에 따른 가상적 시간이력이며, 분기관파단 입력은 파단전누설기법(Leak Before Break) 적용에 의하여 배제되지 못한 분기관파 단인 증기발생기 주증기배관과 증기발생기 주급수배관의 가상파단을 이용하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제23권7호
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• pp.1147-1154
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• 1999

The objective of this paper is to evaluate the fracture resistance characteristics of SA508 CL.1a carbon steel, and their associated welds manufactured for primary coolant piping system of nuclear power plants. The effect of various parameters such as pipe size, welding method and chemical composition on the material properties were discussed. Test results showed that the offset of pipe size on tincture toughness was negligible, while the effect of welding method on fracture toughness was significant. In addition, Fracture toughness for carbon steel was influenced by silicon contents due to the different steel refining processes.

• 대한기계학회논문집
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• 제7권3호
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• pp.344-352
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• 1983

격납 용기 내에 비응축성 가스(공기)가 존재하는 경우에 증기의 응축 열전달 계수를 평가하는 방 법을 연구하였다. 유일한 대규모 격납 용기 실험인 CVTR자료를 이용하여 응축 열전달 계수를 계산하여, 현재 원자력 발전소의 냉각재 상실 사고(LOCA) 및 주 증기 배관 파열사고(MSLB)시에 격납 용기의 안전 해석에서 공식적으로 사용되고 있는 Tagami와 Uchida열전달 계수 관계식과 비교해 본 결과 좋은 일치를 보여 주었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.324-329
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• 1998

본 연구는 주증기배관으로 사용되고 있는 SA106. Gr.C의 모재와 용접계에 대해서 파괴인성에 미치는 온도와 하중속도의 영향을 살펴보기 위해서 다양한 온도와 하중속도에서 J-R 시험 및 인장시험을 수행하였다. 두 재료 모두 동적변형시효의 영향을 받고 있는 온도영역에서 약 40% 정도의 파괴인성 감소가 관찰되었으며, 하중속도에 따른 파괴인성 감소영역은 serration과 인장강도 증가 영역의 하중속도 의존성과 일치하였다. 원자력발전소 운전온도에서 모재와 용접재 모두 하중선변위속도가 4.0mm/min 일 때 파괴인성치의 최저를 보였으며, 하중속도가 증가함에 따라 증가하여 동적하중속도(800, 40mm/min)일 때 최대를 보였다. 모재와 용접재를 비교하면 용접재에서 serration이 뚜렸했고, 보다 넓은 온도영역에서 관찰되었다. 또한 인장강도의 증가가 보다 고온에서 형성되었다. 이러한 특성은 용접재가 모재에 비해 냉각률이 크고 미세한 결정입으로 이루어져있으며, 망간의 함량이 높기 때문으로 판단된다.

• 한국소음진동공학회논문집
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• 제25권9호
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• pp.599-605
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• 2015

U.S. Nuclear Regulatory Commission(NRC), Regulatory Guide(RG) 1.20(Rev.3, 2007년)은 원자로 냉각재계통, 주증기, 주급수 및 복수시스템의 주요 배관 및 기기에 대하여 압력변동 및 진동에 의한 잠재적 유해효과에 대한 평가를 요구한다. 그러나 증기발생기와 연결된 주증기, 주급수 및 복수시스템의 주요 배관 전체에 대하여 상세 해석하는 것은 매우 복잡하여 한계가 있다. 이 논문은 APR1400 원전의 종합진동평가(comprehensive vibration assessment program, CVAP)를 수행하기 위하여 증기발생기에 연결된 2차측 주요 배관의 음향공진과 펌프유발진동을 위한 간이평가 방법에 관한 것이다. 이 논문에서는 이러한 배관시스템의 잠재적 진동 원인이 무엇인지, 음향공진과 펌프유발진동의 가능성을 예방하기 위한 간이평가 방법은 무엇인지를 고찰하고자 한다. 이 논문은 APR1400 원전 증기발생기와 연결된 주증기 및 주급수 배관의 유동유발진동 간이평가를 위해 사용될 것으로 판단된다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2005년도 춘계 학술대회
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• pp.110-120
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• 2005

중${\cdot}$저준위 고체폐기물의 유리고화처리 적용연구를 위하여, 현대모비스는 원자력환경기술원 및 프랑스 SGN사와 공동으로 99년 10월에 유리화 실증설비를 건설한 바 있다. 실증설비를 활용하여 모의핵종(Co, Cs)을 포함한 비방사성 이온교환수지, 잡고체 등에 대한 70여 회 이상의 실증시험 수행을 통하여, 대상폐기물을 안전하고 효과적으로 처리할 수 있음을 확인하였다. 그러나 처리공정 중 고온세라믹필터계통(High Temperature Filter : HTF)에서 발생하는 분진의 처리가 문제점으로 도출되었다. 또한 저온용융로(Cold Crucible Melter : CCM)와 HTF를 연결하는 냉각파이프는 장기간 운전시 CCM으로부터 발생한 분진이 침적되어 배관막힘의 우려가 있다. 이와 관련, 기 개발한 유리화공정에 추가하여 HTF에서 발생한 분진을 재순환하는 장치와 냉각파이프 내 침적분진을 제거하는 장치를 개발하였다. 유리화공정 중 HTF에서 발생하는 분진의 처리는 유리화설비의 감용비, 처분비용 및 유리용탕의 조절 측면에서 특히 중요하다. 분진재순환장치(Dust Recycling System : DRS)의 개념은, HTF 하단부에서 발생분진을 수거, 물과 섞어 슬러리 형태로 제조, 이송하여 CCM 내로 다시 투입함으로써 분진을 처리할 수 있도록 하였다. DRS의 주 기능은 분진 내의 모의핵종 및 주요 유리성분을 다시 CCM으로 재순환 처리하는 것이며, 이에 따라 유리용탕의 성분을 일정하게 유지하고 또한 유리배출을 용이하게 하는 데 기여한다. 또한 시멘트 고화설비 등과 같은 별도의 분진처리설비를 고려할 필요가 없다. 제진장치는 주기적으로 운전 중 가동할 경우, 냉각파이프 내의 분진침적에 의한 막힘 방지와 함께 배관 내 침적된 분진을 CCM 내로 다시 처리하는 효과를 기대할 수 있다. 유리화실증시험을 통하여 DRS와 제진장치에 대한 전체적인 성능평가를 성공적으로 수행하였으며, 운전결과 및 경험은 향후 상용설비를 위한 기본자료로 활용할 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권2호
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• pp.269-279
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• 1995

가압경수로에서 증기발생기와 같은 주기기를 원자로 내부에 위치하도록 설계한 원자로를 일체형 원자로라고 분류하며, 기존 상용원자로와 같이 모든 주기기가 별도의 압력용기로 설계되어 배관계통에 의해 원자로 외부에 순환회로를 갖는 형태의 원자로를 분리형원자로라고 한다. 최근에 개발되고 있는 한 부류의 신형원자로에서는 원자로 및 계통의 단순성 추구와 계통의 높은 신뢰성으로 안전성 향상을 위해 동력원 사용 등의 능동적 안전개념 보다는 자연현상을 이용하는 피동안전개념이 널리 도입되고 있다. 본보고서에서는 이러한 신형원자로의 노형으로서 일체형원자로의 특성을 전통적인 분리형원자로와 비교, 분석, 평가하였다. 일체형원자로의 가장 큰 장점은 모든 주기기가 단일 압력용기 내에 위치하므로 일차계통이 매우 단순하고 대구경 배관이 없기때문에 대형 냉각재 상실사고가 근본적으로 방지되어 안전계통이 매우 단순하다는 것이다. 이 외에도 일체형원자로는 대단히 많은 일차냉각재 용량, 매우 큰 가압기 용량및 긴 운전원 조치시간등의 설계특성을 보유하고 있어 안전성이 탁월하다는 장점을 지니고 있다. 그러나, 일체형원자로는 모든 주기기가 단일 압력용기 내에 설치되므로 대형 원자로 용기가 요구되며, 원자로 압력용기의 제작성 및 운송 능력이 원자로의 용량을 제한하는 주된 요인이 된다. 일체형원자로의 활용으로 열병합 발전, 지역난방 및 선박용 원자로등의 중소형 원자로에 매우 적합하다고 판단되며, 뛰어난 안전성으로 인하여 사회적 수용성 이 강조되는 상용발전로로서도 적합한 노형이 될 수 있을 것으로 분석되었다.