• Corrosion Science and Technology
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• 제22권3호
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• pp.214-219
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• 2023

Considering the case in the United States where most nuclear power plants with an initial design life of 40 years continue to operate until 60 or 80 years after undergoing material soundness evaluation, it is time to plan a more robust long-term operation strategy for nuclear power plants in Korea. There are some reports that SRO/LRO might be formed when Alloy 690 is heat treated for 10,000 hours to 100,000 hours at 360 to 450 ℃. The possibility of LRO formation in Alloy 690 steam generator tubings of Kori nuclear power plant unit 1 (Kori-1) was investigated using existing research papers. The mechanism in which SRO/LRO occurred was also surveyed. Alloy 690 was found to be more likely to cause ordering than Alloy 600 in terms of alloy composition. The ordering could be evaluated through changes in material properties. However, it is difficult to evaluate it from a microstructural point of view. The likelihood of LRO in Alloy 690 of the Kori-1 plant operated at 320 ℃ for 19 years seemed to be low in terms of time and exposure temperature.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제28권2호
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• pp.137-149
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• 1996

본 연구는 불란서 CEA에서 수행한 부분충수 운전 중 잔열제거계통 기능 상실사고 실험인 BETHSY 실험 6.9c를 CATHARE2 코드를 이용하여 분석하였다. BETHSY 6.9c 실험은 잔열제거 계통 기능상 실시 가압기와 중기발생기 출구공동의 Manway를 통해 노심에서 발생한 증기를 제거하여 계통의 가압 정도를 시험한 것이다. 연구의 주요목적은 사고발생시 예상되는 주요 물리적 현상의 이해와 과도기에 영향을 미치는 민감 변수를 확인하고 CATHARE2 코드의 예측능력을 평가하여, 실제원전의 유사사고 해석에 대한 신뢰성을 확보하는 것이다. 연구결과 CATHARE2 코드는 실험을 통해 관측된 주요 물리적 현상들을 타당하게 예측하였으나, 가압기와 밀림관의 DP를 과대 예측하여 원자로 상부공동의 최대압력을 실험보다 약 7kPa 높게 예측하였다. 노심 노출시간도 노심에서 기포율 분포를 비현실적으로 예측하여 실험보다 약 500초 지연되었다. 실험과 코드의 모의결과를 통하여 노심 노출은 중력주입에 의한 냉각수 보충만으로 충분히 회복될 수 있음을 확인하였다. CATHARE2 코드는 비록 상세한 현상들에 대해 다소 불화실성을 내포하였으나, 전반적인 거동분석에는 타당한 것으로 판단된다.

• 비파괴검사학회지
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• 제28권4호
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• pp.339-345
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• 2008

원자력발전소 열교환기 튜브의 대부분은 구리, 티타늄, 인코넬합금 등의 비자성체로 제작되어 있으나 2차 터빈계통의 습분분리재열기(moisture separator & reheater), 급수가열기 등의 튜브는 고압, 고온 등의 열악한 운전조건에서 상대적으로 고온 강도가 우수한 탄소강 또는 페라이트계열 스테인레스강 등의 자성체로 제작되어 있다. 특히 습분분리재열기 튜브와 같은 열교환 매체가 증기인 경우 열전달 능력을 증가시키기 위해서 핀 튜브를 사용한다. 탄소강 또는 페라이트계열 스테인레스강 등의 자성체 튜브는 고온, 고압에서 강도가 우수하지만 운전 중에 증기 커팅, 침식, 기계적 진동 마모, 응력부식균열 등의 사용 중 결함이 발생하여 발전소 정상운전에 지장을 초래할 수 있기 때문에 전열관의 건전성 평가를 위한 주기적인 비파괴검사의 수행이 필요하다. 하지만 자성체 열교환기 튜브는 투자율이 높은 전기적 특성으로 인하여 기존의 와전류검사기술로는 비파괴검사가 어렵기 때문에 원격장검사기술을 적용해야 한다. 따라서 본 연구에서는 원자력발전소 습분분리재열기세관의 현장적용에 필요한 검사기술을 개발하기 위해서 원격장탐촉자, 인공결함 시험편 및 탐촉자 구동장치를 설계하였으며, 이를 활용하여 발전소 현장 검사에 적용하였다.

• 설비공학논문집
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• 제17권11호
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• pp.981-989
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• 2005

In this study, external condensation heat transfer coefficients (HTCs) are measured on a low fin tube and Turbo-C tubes at the saturated vapor temperature of $30^{\circ}C$, $39^{\circ}C$, and $50^{\circ}C$ for R22, R410A, R407C and R134a with the wall subcooled at $3{\~}8^{\circ}C$. The HTCs of all refrigerants decreased as increasing the saturation temperature from $30^{\circ}C$ to $50^{\circ}C$. This trend is due to better thermodynamic properties of the liquid phase at low temperature Beatty and Katz's prediction yielded a $20.0\%$ deviation for the low fin tube data. The heat transfer enhancement factors for the 26 fpi low fin tube and Turbo-C tubes are 4.0${\~}$5.5 and 3.0${\~}$8.1 respectively for the refrigerants tested. Finally the performance of Turbo-C tube is better than that of the low fin tube.

• 한국안전학회지
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• 제20권2호
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• pp.32-37
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• 2005

The purpose of this study is for the sensitivity study f9r a Steam Generator Tube Rupture (SGTR) of the System-integrated Modular Advanced ReacTor for a Pilot (SMART-P) plant. The thermal hydraulic analysis of a SGIR for the Limiting Conditions for Operation (LCO) is performed using TASS/SMR code. The TASS/SMR code can calculate the core power, pressure, flow, temperature and other values of the primary and secondary system for the various initiating conditions. The major concern of this sensitivity study is not the minimum Critical Heat Flux Ratio(CHFR) but the maximum leakage amount from the primary to secondary sides at the steam generator. Therefore the break area causing the maximum accumulated break flow is researched for this reason. In the case of a SGIR for the SMART-p, the total integrated break flow is 11,740kg in the worst case scenario, the minimum CHFR is maintained at Over 1.3 and the hottest fuel rod temperature is below 606"I during the transient. It means that the integrity of the fuel rod is guaranteed. The reactor coolant system and the secondary system pressures are maintained below 18.7MPa, which is system design pressure.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제12권1호
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• pp.93-100
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• 2016

Since the sodium-cooled fast reactor is operated in a hostile environment due to the use of liquid sodium as its coolant, advanced techniques for in-service inspection are required to periodically verify the integrity of the reactor. This paper presents the development of in-service inspection techniques for Proto-type Generation IV Sodium-cooled Fast Reactor. First, the 10 m long plate-type ultrasonic waveguide sensor has been developed for in-service inspection of reactor internals, and its feasibility was verified through several under-water and under-sodium experiments. Second, the combined inspection system for in-service inspection of ferromagnetic steam generator tubes has been developed. The remote field eddy current testing and magnetic flux leakage testing can be conducted simultaneously by using the developed inspection system, and the detectability was demonstrated through several damage detection experiments. Finally, the electro-magnetic acoustic transducer which can withstand high temperature and be installable in the remote operated vehicle has been developed for in-service inspection of the reactor vessel, and its detectability was investigated through damage detection experiments.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제11권2호
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• pp.420-425
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• 2010

온간단조(warm forging) 가공은 가공소재(Billet)를 $800^{\circ}C$ 정도로 가열하여 금형의 다이블록 임프레션(impression) 상면(上面)에 위치결정 시켜 단조하고 있는데, 이 단조가공 과정에서 산화스케일의 비산에 따른 작업자의 화상에 대한 위험도와 산화스케일이 다이블록의 임프레이션에 부착 되거나 열처리기술 미흡으로 금형수명(die life)을 단축시키며 다이블록 안에 분무하는 이형제는 유해먼지, 유해증기, 미스트, 퓸, 악취 등을 발생시켜 작업장 환경을 오염시킴으로써 직무기피 직종으로 분리되기 때문에 생산량 목표 달성에 큰 문제점으로 대두 되고 있다. 더욱이 다이블록의 임프레이션 마멸부위를 수리보수하기 위한 재생공법의 미흡으로 납기지연, 금형비 상승의 요인으로 나타나므로 이에 대한 재생공법 개선과 작업장의 공해물 제거장치의 개발이 요망되고 있다. 본 연구에서는 황동제 관 이음쇠의 온간단조가공에서 도출된 빌릿가열시 문제점, 금형재생 보수시 문제점, 제조원가의 상승요인 등을 외국의 기술과 비교하여 온간단조 금형제작방법개선, 금형재생보수공법 개선, 유해가스 제거장치를 도입하여 환경친화형 작업장 개선 등으로 문제점을 해결 하고자 하였다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제5권2호
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• pp.1-6
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• 2009

Nuclear power plants (NPP) using Alloy 600 (Ni 75wt%, Cr 15wt%, Fe 10wt%) as a heat exchanger tube of the steam generator (SG) have experienced various corrosion problems by ageing such as pitting, intergranular attack (IGA) and stress corrosion cracking (SCC). In spite of much effort to reduce the material degradations, SCC is still one of important problems to overcome. Especially lead is known to be one of the most deleterious species in the secondary system that cause SCC of the alloy. Even Alloy 690 (Ni 60wt%, Cr 30wt%, Fe 10wt%) as an alternative of Alloy 600 because of outstanding superiority to SCC is also susceptible to leaded environment. An oxide on SG tubing materials such as Alloy 600 and Alloy 690 is formed and modified expanding to complex sludge throughout hideout return (HOR) of various impurities including Pb. Oxide formation and breakdown is requisite for SCC initiation and propagation. Therefore it is expected that an oxide property such as a passivity of an oxide formed on steam generator tubing materials is deeply related to PbSCC and an inhibitor to hinder oxide modification by lead efficiently can be found. In the present work, the SCC susceptibility obtained by using a slow strain rate test (SSRT) in aqueous solutions with and without lead was discussed in view of the oxide property. The oxides formed on Alloy 600 and Alloy 690 in aqueous solutions with and without lead were examined by using a transmission electron microscopy (TEM), an energy dispersive x-ray spectroscopy (EDXS), an x-ray photoelectron spectroscopy (XPS) and an electrochemical impedance spectroscopy (EIS).

• 한국안전학회지
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• 제35권4호
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• pp.84-91
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• 2020

The Korean nuclear industry developed the SPACE (Safety and Performance Analysis Code for nuclear power plants) code and this code adpots two-phase flows, two-fluid, three-field models which are comprised of gas, continuous liquid and droplet fields and has a capability to simulate three-dimensional model. According to the revised law by the Nuclear Safety and Security Commission (NSSC) in Korea, the multiple failure accidents that must be considered for accident management plan of 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 work for separate and integral effect experiments is required. In this reason, the goal of this work is to verify calculation capability of SPACE code for multiple failure accident. For this purpose, it was selected the experiment which was conducted to simulate a Multiple Steam Generator Tube Rupture(MSGTR) accident with Passive Auxiliary Feedwater System(PAFS) operation by Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) and focused that the comparison between the experiment results and code calculation results to verify the performance of the SPACE code. The MSGR accident has a unique feature of the penetration of the barrier between the Reactor Coolant System (RCS) and the secondary system resulting from multiple failure of steam generator U-tubes. The PAFS is one of the advanced safety features with passive cooling system to replace a conventional active auxiliary feedwater system. This system is passively capable of condensing steam generated in steam generator and feeding the condensed water to the steam generator by gravity. As the results of overall system transient response using SPACE code showed similar trends with the experimental results such as the system pressure, mass flow rate, and collapsed water level in component. In conclusion, it could be concluded that the SPACE code has sufficient capability to simulate a MSGTR accident.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 1990년도 추계학술대회논문집; 한양대학교, 서울; 24 Nov. 1990
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• pp.173-178
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• 1990

로터-베어링축계는 증기및 가스터빈, 터보 발전기, 압축기등 거의 모든 산업 기계류에서 동력 전달의 기본 도구로써 사용되고 있다. 즉 회전에 의한 동력 의전달은 비교적 간단히 대용량의 동력을 효율적으로 전달할 수 있다. 이에 따라 회전기계류에 대한 연구는 산업 혁명 이후 꾸준히 발전되어 온바, 특히 근래에 들어와 산업기계류의 경쟁이 치열하여짐에 따라 산업기계류의 고정 밀화, 고속화, 고신뢰화 요구가 증대하고 있는 현실을 비추어 볼때, 산업 기 계류의 근간을 이루고 있는 로터-베어링 축계의 안정성을 포함한 진동에 관 한 문제는 회전기계류 설계의 주요 기술로써 연구.개발의 필요성이 매우 높 다 하겠다. 회전축계 진동 관련 연구는 두 분야로 대별될 수 있는데 언밸런 스(Unbalance)에 의한 Synchronous진동과 여러가지 원인에 의해 계의 불안 정성을 유발시키는 Nonsynchronous진동으로 나눌 수 있다. 본 연구에서는 이들 연구의 기본이 되는 회전축-베어링계 동특성 해석 프로그램을 개발하 였다. 여러가지 방법이 있으나 여기서는 Holzer가 비틀림 진동에 적용하고, Mykiestad(2)와 Prohl(3)에 의하여 회전축의 횡 진동에 적용된 이후 Lund(4) 등에 의하여 베어링의 영향등이 첨가된 전달 매트릭스 (Transfer Matrix) 방 법을 이용하여 임계속도(Critical Speed), 모우드 형태(Mode shapes)를 예측 하고 불안정 판정(Instability Criteria)등을 할 수 있는 프로그램을 개발하였 다. 특히 Murphy(1)의 다항식 방법(Polynomial Method)에 기본을 두어 기존 의 전달 매트릭스가 가지고 있던 반복, 수렴 시간 문제와 빠뜨리는 임계속도 예측에 대한 개선을 이루었으며 기존 논문과 실험 결과와의 비교 검토를 통 하여 개발된 프로그램의 신뢰성을 검토하였다. 특히, 각종 회전 기계의 소형 화, 경량화 추세에 따라 지반이나 케이싱이 경량이거나 유연하여 회전축과 동적으로 연성된 경우 회전축-베어링-지반으로 이루어진 2중구조의 회전축 계 동특성을 해석할 수 있는 프로그램을 개발하므로서 회전 기계류의 진동 전반에 걸친 문제점에 대한 그 원인과 현상을 명확히 분석하여 국내의 전기 계류의 보다 신뢰성있는 설계 및 제작자료를 확보하는데 기여할 수 있게 하 였다.