• 비파괴검사학회지
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• 제29권2호
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• pp.98-103
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• 2009

원자력발전소 증기발생기 전열관에 균열이 발생할 경우 해당 전열관을 관막음하여 안전하게 운영하고 있다. 만약 가동중검사시 균열 검출에 실패할 경우 전열관 파단사고와 같은 대형 사고로 이어질 수 있다. 증기발생기 전열관에는 여러 유형의 균열이 발생하고 있는데, 와전류검사로부터 균열이 확인된 경우 균열의 크기를 평가하여 전열관의 건전성을 평가하여야 한다. 그러나 균열의 깊이평가는 평가방법이 난해하여 평가 결과의 정확도 및 평가자 사이의 일관성이 떨어진다. 본 논문에서는 현재 사용되고 있는 균열깊이 평가방법에 대한 정확도 및 일관성을 확인하고, 보다 신뢰성 있는 평가방법의 개발을 위하여 고리 1호기 구증기발생기를 활용하였다. 국내 유자격 평가자들의 round robin test 결과를 통계적으로 분석하여 균열 유형별 최적의 평가방법을 도출하였다. 본 논문에서 제시된 균열깊이 평가기법은 국내 원전의 증기발생기관리프로그램에 활용되어 원전의 신뢰성 향상에 기여할 것으로 기대된다.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제57권1호
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• pp.28-41
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• 2019

본 연구는 소듐냉각고속로 원형로 소듐-물 반응 압력완화계통의 성능 해석을 목적으로 한다. 증기발생기의 전열관 파단에 의한 대규모 물 누출 사고 발생 시, 증기발생기 전열관 내측의 물을 급수덤프탱크로 배출하고 전열관 외측의 소듐 및 반응생성물을 소듐덤프탱크로 배출 할 때 유체의 거동을 해석하여 계통 설계요건의 적절성을 평가하였다. 증기발생기 쉘 측의 액체와 중간열전달계통 내 소듐이 모두 배출되는데 소요되는 시간은 약 50초이고, 증기발생기 전열관 측의 급수가 모두 배출되는데 소요되는 시간은 약 2.5초로 계산되었다. 증기발생기와 중간열전달계통 내 유체가 덤프탱크로 배출되는 동안 전열관 측의 압력은 쉘 측의 압력보다 높게 유지되어 쉘 측의 소듐이 전열관 측으로 역류하는 현상은 없는 것으로 해석되었다. 본 연구의 결과는 SFR 원형로 소듐-물반응압력완화계통의 성능 평가에 대한 기초자료로 활용할 예정이다.

• 에너지공학
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• 제23권2호
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• pp.149-157
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• 2014

원자력발전소의 증기발생기 전열관은 가동 중에 다양한 형태의 부식 손상이 발생한다. 전열관의 외면에 발생하는 응력부식균열은 2차측 응력부식균열이라 불리는데 주로 전열관의 확관천이지역에서 발생한다. 그 원인은 이 지역의 기하학적 특성과 관련된 슬러지의 침적에 의한 불순물의 농축과 증기 발생기 제작과정에서 확관에 의한 잔류응력이다. 특히 잔류응력은 확관방법에 따라 방향성 및 그 크기가 달라지는데 전열관에 발생하는 균열의 방향 및 발생빈도는 이와 관련이 있다. 현장 경험에 따르면, 폭발확관된 전열관은 수압확관된 전열관에 비해 확관천이 부위에서 원주방향 균열이 잘 발생하는 것으로 나타났다. 따라서 본 연구에서는 예민화된 증기발생기 전열관에 대한 응력부식균열 시험을 통해 확관법에 따른 특정방향 균열의 발생빈도 및 균열 크기를 비교하였다. 또한 균열이 발생된 전열관의 파단면 검사를 통해 균열 양상과 수화학 환경 중의 특정 성분의 영향을 관찰하였다.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제56권3호
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• pp.388-403
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• 2018

본 연구는 소듐냉각고속로 원형로 소듐-물 반응 압력완화계통의 소듐, 물, 가스 배출배관 설계에 필요한 요건 도출을 목적으로 한다. 증기발생기의 전열관 파단에 의한 대규모 물 누출 사고 발생 시, 증기발생기 전열관 측의 물과 전열관 외측의 소듐 및 반응생성물을 물배출조와 소듐배출조로 신속하게 배출하기 위해 증기발생기의 소듐 배출배관 파열판 면적, 소듐배출조의 가스 방출배관 직경, 물배출조의 기체 방출배관 직경, 증기발생기의 물 배출배관 직경 등을 설정하기 위한 계산을 수행하였다. 이를 바탕으로 대규모 물 누출 사고 발생 시 증기발생기 내 유체 배출 소요시간 및 압력거동 해석을 수행하였고, 증기발생기 물 배출배관 격리밸브의 차단 설정압력 등의 설계인자를 도출하였다. 본 연구에서 도출된 설계인자들은 소듐냉각고속로 원형로 소듐-물 반응 압력완화계통 설계에 기초자료로 활용할 예정이다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 요약집 춘계학술발표대회
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• pp.150.2-150.2
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• 2004

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제18권2호
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• pp.37-42
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• 2022

An influence analysis on multiple steam generator tube rupture (mSGTR) followed by an unmitigated station blackout is performed to compare the plant responses according to the number of ruptured u-tubes under the assumption of a total of 10 ruptured u-tubes. In all calculation cases, the transient behaviour of major thermal-hydraulic parameters, such as the discharge flow rate through the ruptured u-tubes, reactor header pressure, and void fraction in the fuel channels is found to be overall similar to that of the base case having a single SG with 10 u-tubes ruptured. Additionally, as the conditions of low-flow coolant with high void fraction in the broken loop continued, causing the degradation of decay heat removal, the peak cladding temperature (PCT) would be expected to exceed the limit criteria for ensuring nuclear fuel integrity. However, despite the same total number of ruptured u-tubes, because of the different connection configuration between the SG and pressurizer, a difference is foud in time between the pressurizer low-level signal and reactor header low-pressure signal, affecting the time to trip the reactor and to reach the PCT limit. The present study is expected to provide the technical basis for the accident management strategy for mSGTR transient conditions of CANDU-6 plants.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제16권1호
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• pp.49-55
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• 2020

Creep rupture data for Alloy 690 steam generator tubes in a pressurized water reactor are essentially needed to demonstrate a severe accident scenario on thermally-induced tube failures caused by hot gases in a damaged reactor core. The rupture data were obtained using the tube specimens under different applied-stress levels at 650℃, 700℃, 750℃, 800℃, and 850℃. Important creep constants were proposed using various creep laws in terms of Norton power law, Monkman-Grant (M-G) relation, damage tolerance factor (λ), and Zener-Hollomon parameter (Z). In addition, a creep activation energy (Q) value for Alloy 690 tube was reasonably determined using experimental data. Creep behaviors such as creep strength, creep rates, rupture elongation showed the results of temperature dependence well. Modified M-G plot improved a correlation of the creep rate and rupture life. Damage tolerance factor for Alloy 690 tubes was found to be λ =2.20 in an average value. Creep activation energy for Alloy 690 tube was optimized for Q=350 (kJ/mol). A plot of Z parameter obeyed a good linearity, and the same creep mechanism was inferred to be operative in the present test conditions.

• 한국표면공학회:학술대회논문집
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• 한국표면공학회 2009년도 추계학술대회 초록집
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• pp.153-154
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• 2009

원자력발전소 증기발생기 전열관 보수 기술의 하나로 니켈 합금 전기 도금이 연구되고 있다. 여러 도금 공정변수 중 peak current density를 달리하여 Ni-P-Fe 전기도금층을 제조한 뒤, 열처리 온도 $325^{\circ}C$에서 10, 30일간 열처리를 한 후, 인장강도와 연신율을 측정하고, 그 파단면을 관찰하였다. 50mA/$cm^2$로 제조된 도금층은 100mA/$cm^2$로 제조된 도금층에 비해 우수한 열적안정성을 가짐을 알 수 있었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.201-206
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• 1997

본 연구에서는 Ni-기 합금인 합금 600과 합금 690, Fe-기 합금인 합금 800 및 초내식성 오스테나이트계 스테인리스강인 SR-50A에 대하여 부식 환경의 변화에 따른 특성 평가를 행하였다. 전기화학적 부식 평가는 양극 분극 시험을 통하여 행하였으며 부식 환경은 NaCl, HCI, NaOH(+$Na_2$SO$_4$) 액이었다. 응력 부식 균열 시험으로는 CERT(Constant Extension Rate Test)를 행하였으며 부식환경은 40%NaOH, 40%OH+12%$Na_2$SO$_4$ 용액이었다. CERT시험 후 그 파면을 SEM관찰하여 파괴 양상을 관찰하였다. 각 합금의 양극 분극 특성을 부식 환경에 따라 평가한 결과, 부식 용액의 증류에 따라 서로 다른 분극 거동을 보이고 있는데 산성과 중성 용액에서는 SR-50A가 가장 큰 저항성을 보이는 반면, 강 알카리용액인 NaOH용액에서는 Ni-기 합금의 저항성이 Fe-기 합금의 저항성보다 우수하게 나타났다. 응력 부식 균열 저항성은 전반적으로 Fe-기 합금보다 Ni-기 합금이 우수하게 나타났다. 파단면을 SEM관찰한 결과 합금 800과 SR-50A(tube)는 용액에 관계없이 입내 파괴 모드를 나타내고 있으며, 합금 600과 SR-50A판재는 입계 파괴 양상을 보이고 있다. 또한 가성 용액 중에 $Na_2$SO$_4$를 첨가할 경우, 부식 속도를 가속화시키고 응력 부식 균열 저항성을 감소시키고 있다.

• 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.