• Journal of Energy Engineering
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• v.6 no.2
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• pp.170-175
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• 1997

An experimental study was carried out with the Mock-up made for the improved water level control of the steam generator in nuclear power plant and for the confirmation of swell/shrink status of the water level by opening and closing the steam dump valve. We can confirmed the possibility of using the Mock-up by introducing the PI controller and the FUZZY controller. Accordingly, we can confirmed that the practical usability of advanced controllers, which will be developed for the improved water level control of the steam generator in nuclear power plant by using the Mock-up.

• Journal of Energy Engineering
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• v.24 no.2
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• pp.91-102
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• 2015

A thermal-hydraulic design and performance analysis computer code for a once-through steam generator using straight tubes is developed. To benchmark the developed physical models and computer code, an once-through steam generator developed by other designer is simulated and the calculated results are compared with the design data. Also, the same steam generator is analyzed with the best-estimate thermal-hydraulic system code, MARS, for the code-to-code validation. The overall characteristics of heat transfer area, pressure and temperature distributions calculated by the developed code show general agreements with the published design data as well as the analysis results of MARS. It is demonstrated that the developed code can be utilized for diverse purposes, such as, sensitivity analyses and optimum thermal design of a once-through steam generator.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2001.07d
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• pp.2150-2152
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• 2001

본 논문에서는 원전 증기 발생기의 간이 수위 제어기를 제안하고 이를 검증하였다. 제안한 수위 제어 시스템은 범용의 I/O 인터페이스를 내장하고 있으며 임의의 제어 알고리즘의 적용이 가능하도록 설계하였다. 수위 제어 시스템의 성능을 검증하기 위하여 제어기와 동일한 구조의 H/W를 이용하여 원전 증기 발생기를 모사하고 설계한 수위 제어 시스템의 성능을 검증하였다.

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 1995.10a
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• pp.273-279
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• 1995

본 연구에서는 증기발생기 튜브의 마모마손에 대한 평가 방법을 열수력해석, 자유진동해석, 비선형해석, 마모량예측 등의 과정을 통해 증기발생기튜브의 마모량과 수명을 예측하는 방법에 대해 알아보았다. 본 연구를 통해 얻어진 결론은 다음과 같다. 1) 증기발생기 비선형충격해석에서 사용되는 정확한 난류 여기진동가진 가진력의 확보가 정확한 마모치를 예측할 수 있고, 2) 마모치예상을 위한 수식의 사용시 튜브의 미끌림거리 over bar L값이 매우 주요한 변수임을 알 수 있었다. 3) 충격력과 마모치의 연관관계에 대한 정확한 정의가 본 연구에 사용된 Archard의 마모방정식 이외에 여러 가지가 있으나, 아직 이들에 대한 정보부족으로 더 많은 검토가 필요하다.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 2011.11a
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• pp.378-379
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• 2011

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 2002.05a
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• pp.40-45
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• 2002

일반적으로 마모 손상된 원자력 발전소의 증기발생기의 전열관은 소성변형의 불안정에 의하여 파열이 발생된다. 이에 본 연구예서는 증기발생기 전열관에 평면형(flat type), 원주형(circumferential type)의 마모가 존재한다고 가정하고 소성 불안정(plastic instability) 해석에 기초하여 파열압력을 구하였다 또한 실험 결과와 비교하여 본 연구 해석 결과와 잘 일치함을 보였다.(중략)

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.23 no.3
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• pp.299-305
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• 1991

Corrosive environment may be generated within steam generators from condenser cooling water in-leakage. Theoretical analysis of the accumulation of chloride as a sea water impurity is being carried out for the condenser cooling water used at YGN-1,2 nuclear power stations. Calculations have shown that highly concentrated chloride solution would be produced within the steam generators in the case of sea water in-leakage. Maximum allowable design condenser leak rate(0.5 gpm) leads chloride concentration of 2.3 ppm at steam generetor and 0.6 ppm at hotwell with the maximum blowdown rate and condensate purification. Concentration factor at steam generator is dependent only on both blowdoum rate and condensate purification efficiency as follows, Concentration Factor（equation omitted）(B$\neq$O) Blowdown and condensate purification are evaluated as the only effective measures to remove impurities from the secondary systems.

• Proceedings of the KAIS Fall Conference
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• 2008.11a
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• pp.347-349
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• 2008

발전소 물/증기 순환계통의 주요 기기인 증기발생기/보일러는 금속산화물과 각종 불순물이 축적되면 전열관이 손상되므로, 증기발생기/보일러 내부로 최소의 슬러지가 유입되고, 증기발생기 내부에서 금속산화물 입자가 형성되는 것을 억제하기 위해 수질관리를 하고 있으며, 증기발생기 내부에 존재하는 슬러지를 배출하기 위해 Blowdown 및 Sludge Lancing 등의 물리적 방법을 이용하는 기술이 개발되어 있다. 그러나 이러한 관리에도 불구하고 슬러지 성분인 금속산화물 농도는 운전 조건에 따라 매우 다르며(불순물 잠복 및 방출 현상), 아직까지 잠복현상에 대한 기본적인 메커니즘은 완전히 규명되고 있지 않다. 본 연구에서는 물/증기 순환계통 부식생성물의 물성 평가를 하기 위해 순환계통 기기들과 배관 부식생성물의 대부분인 철분이 부식에 가장 큰 영향을 미치기 때문에, 수화학 조건 및 금속합금 종류에 따라 생성되는 부식생성물을 철분을 중심으로 하여 실험하였고, 또한 부식생성물은 온도에 의해서도 영향을 많이 받기 때문에 다양한 온도에서도 부식생성물 생성 실험을 하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05d
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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.

• Proceedings of the KAIS Fall Conference
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• 2004.06a
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• pp.258-260
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• 2004

암모니아 대신 에탄올아민은 원자력 발전소 2차계통수에서 pH를 증가시켜 철 부식을 억제하고, 중기 발생기 전열관의 건전성을 제고하기 위해 사용하고 있다. 에탄올아민은 암모니아와 물리화학적 성질이 다르므로, 증기발생기에 유입되는 부식생성물의 용해와 흡착, 이온성 불순물의 잠복현상에 미치는 영향이 다르다. 본 연구에서는 온도가 증가함에 따라 암모니아와 에탄올아민이 부식생성물에 대한 용해와 흡착, 이온성 불순물의 잠복현상에 미치는 영향을 조사하였다. 2차 계통수의 pH 제어제로서 에탄올 아민은 암모니아보다 증기발생기 슬러지의 철산화물에 많이 흡착되어 철산화물의 용해도를 증가시키므로 퇴적된 슬러지의 양을 감소시키며, 또한 슬러지에 흡착된 불순물의 양을 감소시켜 잠복 현상을 억제할 것으로 판단된다.