• 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.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.33 no.5
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• pp.465-471
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• 2013

A steam generator in nuclear power plant is a heatexchager which is used to convert water into steam from heat produced in a nuclear reactor core, and the steam produced in steam generator is delivered to the turbine to generate electricity. Because of damage to steam generator tubing may impair its ability to adequately perform required safety functions in terms of both structural integrity and leakage integrity, eddy current testing is periodically performed to evaluate the integrity of tubes in steam generator. This assessment is normally performed during a reactor refueling outage. Currently, the eddy current testing for steam generator of nuclear power plant in Korea is performed in accordance with KEPIC & ASME Code requirements, the eddy current testing system is consists of remote data acquisition unit and data analysis program to evaluate the acquired data. The KEPIC & ASME Code require that the electrical properties of remote data acquisition unit, such as total harmonic distortion, input & output impedance, amplifier linearity & stability, phase linearity, bandwidth & demodulation filter response, analog-to-digital conversion, and channel crosstalk shall be measured in accordance with the KEPIC & ASME Code requirements. In this paper, the measurement requirements of electrical properties for eddy current testing instrument described in KEPIC & ASME Code are presented, and the measurement results of newly developed eddy current testing instrument by KHNP(Korea Hydro & Nuclear Power Co., LTD) are presented.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.290-297
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• 1996

일체형원자로에 적용될 모듈러 관류형증기발생기의 열적최적설계방법론을 제시하였다. 한국원자력연구소에서 개발된 ONCESG 프로그램을 사용한 scoping계산을 통해, 직관과 나선전열관을 사용하는 관류형 증기발생기의 서로다른 최적화 방법론이 제시되었다. 또한 전체플랜트의 열평형설계와 관류형 증기발생기의 열적최적설계 사이의 상호관계 및 관류형증기발생기의 사용이 일체형원자로의 제어논리설계에 미치는 영향도 연구되었다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers
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• v.16 no.4
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• pp.753-764
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• 1992

The steam generator water level is difficult to control at low power due to its reversed responses to the feedwater flow, which are well known as the shrink and swell phenomena. With regard to this problem a new control scheme has been studied by which the level transients could be kept within permissible ranges at low power. The relations between the various input conditions to steam generator and the level transients have been examined to be expressed in the form of process transfer functions. Analog filters have been incorporated to be expressed in the process with proper control constants. This control scheme allows the prediction of level variation together with the corresponding feedwater rate and results in mider transients with good stabilites.

• 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.

• Korean Chemical Engineering Research
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• v.56 no.3
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• pp.388-403
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• 2018

We investigated design requirements of vent lines for Sodium-Water Reaction Pressure Relief System of Prototype Generation-IV Sodium-Cooled Fast Reactor. We developed design requirements of areas of the rupture disks of the steam generator, a diameter of the gas vent line of the sodium dump tank, a diameter of the gas vent line of the water dump tank, a diameter of the water dump line of the steam generator. With the design requirements, we calculated the time to vent fluid inside the steam generator and analyzed the transient pressure behavior, also evaluated the close pressure value of the isolation valve of the water dump line. Our results are expected to be used as basis information to design Sodium-Water Reaction Pressure Relief System of Prototype Generation IV Sodium-Cooled Fast Reactor.

• 제어로봇시스템학회:학술대회논문집
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• 1997.10a
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• pp.17-19
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• 1997

원자력 발전소용 증기발생기의 수위제어에 기존의 경우 주로 PI제어기를 이용하는데 반해 본 논문에서는 기타의 주급수유량에 대한 주증기 유량의 변화를 2-자유도 PID제어기를 이용해 제어하는 문제를 연구하였다. 2-자유도 PID제어기의 파라메터 .alpha..betha..gamma.를 외란에 대해 가인하도록 하고 설정치변화에 대해서는 기존의 PID 파라메터가 부담하도록 함으로서 외란 및 설정치 모두에 대해 고찰한 결과 기존의 PI제어기에 비해 성능이 우수함을 나타내었다.

• 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.

• 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 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.