• Proceedings of the Korean Society of Tribologists and Lubrication Engineers Conference
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• 2001.11a
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• pp.59-62
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• 2001

Flow induced vibration in steam generators has caused dynamic interactions between tubes and contacting materials resulting in fretting wear . Series of experiments have been performed to examine the wear properties of Inconel 690 steam generator tubes in various environmental conditions. For the present study, the test rig was designed to examine the fretting wear and rolling wear properties in high temperature(room temperature - 290。C) water. The test was performed at constant applied load and sliding distance to investigate the effect of test temperature on wear properties of the steam generator tube materials. To investigate the wear mechanism of material, the worn was observed using scanning electron microscopy. The weight loss increase at higher test temperature was caused by the decrease of water viscosity and the mechanical property change of tube material. The mechanical property changes of steam generator tube material, such as decrease of hardness or yield stress in the high temperature tests. From the SEM observation of worn surfaces, the severe wear scars were observed in specimens tested at the higher temperature.

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 1994.05a
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• pp.138-143
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• 1994

A simplified steam generator model has been developed for the simulation of the operational transients of CANDU nuclear power plant. For the analysis of the secondary side, a control volume approach is used and the flow conservation equations are applied for each control volume. The typical steam generator control logic such as the level control and the pressure control are incorporated into the steam generator model with appropriate interface conditions. The steam line including ASDV, CSDV, and governor valve also has been modeled. Test results for typical operational transient case show reasonable transient behavior of steam generator in a real time basis, which is promising for a CANDU engineering simulator.

• Proceedings of the KAIS Fall Conference
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• 2006.05a
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• pp.217-222
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• 2006

This paper describes a development of ultrasonic examination analysis software to analyze steam generator of nuclear power plant. The developed software includes classical analysis method such as A, B, C and D-scan images. This software provides the information of shape, depth, size and position of flaws. To do such, we obtain raw data from specimens and/or real pipeline of power plants and, modify the obtained ultrasonic 1-dimensional data according to prepared software design schedule. The developed analysis software is applied to specimens containing various flaws with known dimensions. The results of applications showed that the developed software provided accurate and enhanced images of flaws on various specimens.

• Proceedings of the Korean Information Science Society Conference
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• 2001.10b
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• pp.238-240
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• 2001

원자력발전소에서는 기기, 배관 및 각종 지지구조물 등 설비에 대하여 시간의 경과에 따른 취약화 정도를 측정하기 위하여 대략 15개월을 주기로 호기별 비파괴검사로 감시 및 평가하는 가동중검사를 실시한다. 증기발생기, 주복수기와 같은 세관으로 구성된 설비는 와전류탐상검사를 수행하여 신호데이터를 취득하고 건전성 여부를 평가한 다음 그 결과를 Optical Disk에 신호데이터와 함께 저장한다. 본 논문에서는 저장된 방대한 양의 검사 결과 파일을 추출하여 데이터베이스로 구축하고, 행열 수량, 모양, 방향 및 열번호 부여방법이 상이한 다양한 배열 형태의 세관 Map을 편집하여 사용자 요구에 따라 검사정보를 색상 Tube로 Mapping 처리하여 세관의 상태, 검사이력, 결함성장률 및 변화추이 분석을 시각적으로 파악할 수 프로그램 구현 사례를 소개한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.580-587
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• 1995

1979. 3.28 미국 TMI-2의 사고를 계기로 개발된 증상기준 비상운전절차서는 고리 3,4/영광 1,2호기의 경우 '92. 2에 개정된 ERG-18를 근거로 하여 각 발전소 운전담당 자들에 의하여 확인 및 검증 (Verification S Validation) 작업을 통하여 금년부터 본격적으로 적용되기에 이르렀다. 그러나 비상운전절차서의 특성상 리 발전소별 특정 설정치의 계산에서 어려움을 겪었으며 아직도 재확인 작업을 통한 최적화 여지가 상 당부분 잔존하고 있다. 여기어서는 고압발전소인 고리-3,4/영장-1,2호기 비상운전절차서에 있어서 증기발생기에 공급되는 정상 밋 비상급수의 전체 상실사고시 노심 노출 방지 및 노심 열 제거를 위해 적응되는 기능회복절차서의 "2차 열제거원 상실시 조치" 중 방출 및 충전 운전의 성공적 시작점을 계산, 개정된 비상운전절차서와 비교하여 특정 발전소의 방출 및 충전 운전 설정치를 제시하였고, 이러한 결과로부터 현재 보수적으로 설정된 값의 완화를 유도하여 방출 및 충전 운전 시작전, 운전원으로 하여금 급수확보를 시도할 수 있는 시간여유의 연장을 도출할 수 있었다.도출할 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05b
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• pp.597-602
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• 1995

원자력 발전소 증기발생기 전열관 재료인 합금 600의 대체재료로써 설계된 합금 690의 내식성의 향상을 위해서 염소 이온이 다량 포함된 환경에서의 부식 저항성을 크게 향상시킨다고 보고된 Mo을 첨가하여 부식 및 기계적 특성에 미치는 영향을 알아보았다. 미세조직상 Mo를 첨가함에 따라 기지에 미세한 석출물이 석출되어 입자의 미세화를 얻을 수 있었으며 연신율의 감소없이 항복 강도, 인장 강도 및 경도의 향상을 얻을 수 있었다. 공식 저항성은 Mo의 첨가량이 증가함에 따라 부식 속도가 감소하였다. 양극 분극 시험에서도 5$0^{\circ}C$, 3.5wt% NaCl 용액과 0.5N HCl 용액 모두에서 Mo의 함량이 증가할수록 부동태화 전류 밀도 및 임계 부동태화 전류 밀도가 감소하여 전반적으로 현저한 내식성의 향상을 관찰할 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.596-602
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• 1998

한국의 차세대 원자로 (Korean Next Generation Reactor; KNGR)에 처음 적용되는 격납건물내에 설치된 재장전수조 (In-Containment Refueling Water Storage Tank; IRWST)는 기존 재장전수조의 기능외에 주입모드에서 재순환 모드를 전환생략, 일차계통으로 방출된 고온, 고압 냉각수의 응축 및 냉각 격납용기 방사능 오염방지, 원자로 동공층수 등 여러 가지 추가 기능을 가진 한층 진보된 설계개념이다. 발전소 천이사고 시 발생하는 Pipe Clearing, 응축진동 현상(Condensation Oscillations), Chugging 등의 열수력 현상들이 방출증기의 유동 및 가속도와 관련해 항력과 응력, 압력진동 등을 일으켜 IRWST 구조물에 영향을 미칠 수 있기 때문에 IRWST를 처음으로 시도하는 우리 나라로서는 이와 관련된 제반현상에 대한 심도 깊은 연구가 요구된다. 따라서 본 연구에서는 원자력 발전소 과도로 인한 가압기 안전밸브(Pressurizer Safety Valve) 또는 안전감압밸브(Safety Depressurization Valve) 작동시 IRWST로 방출되는 유체로 야기되는 하중 예측 모델을 기존의 BWR의 응축수조(suppression Pool)에서 일어나는 각종 현상을 토대로 이론적으로 체계적으로 유도하여 이를 비교, 분석하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.411-416
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• 1998

출력운전 동안 원자로 냉각재의 정화 없이 운전하는 SMART원자로의 수화학 설계 요건을 정립하기 위하여 핵연료 피복관 및 계통재질의 부식을 최소화하고 부식 생성물의 방사화에 의한 방사선 준위의 상승을 억제하기 위한 수화학 운전 변수에 대한 정성적인 분석을 시도하였다. 원자로냉각재 의 pH 제어 계통을 구성하는 재질의 부식에 따른 건전성, 부식생성물의 거동 및 원자로 냉각재의 방사선 준위 측면에서 수화학 설계 요건이 적절한지의 여부를 살펴보았다 분석 결과, 원자로냉각재의 pH 제어는 암모니아를 이용하므로 높은 pH(= 9.5∼10.6)에서 운전이 가능하며, 계통재질의 부식을 최소화하며 방사선 준위의 상승을 억제할 수 있었다. 또한 SMART 증기발생기 튜브에 사용된 titanium 합금은 주어진 운전 조건하에서 Inconel-600보다 내 부식성이 매우(약 12 배) 우수하였다.

• Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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• v.6 no.2
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• pp.16-19
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• 2010

In this study, the axial ODSCC occurrence of domestic OPR 1000 steam generator tube was caused by the tube weakness and the sludge accumulation in the secondary side of steam generator. Inconel 600 HTMA used as tube material is related to most of tube leakage accidents in the world and also these ODSCCs were detected mainly at the 5th TSP(Tube Support Plate) to the 8th TSP of hot leg side. These elevations(5th TSP to 8th TSP) pave the way for the sludge accumulation. As a result of EC(Eddy Current) Bobbin and RPC data analysis, ODSCCs were occurred at contact points of tube and tube support plate. The more accumulated sludge, the higher occurrence frequency of ODSCC.

• Korean Journal of Air-Conditioning and Refrigeration Engineering
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• v.13 no.9
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• pp.878-887
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• 2001

Experimental investigation has been carried out to examine the operating characteristics of a bubble pump for diffusion absorption refrigerator. The effects of heat input and delivery height on generation rate of refrigerant vapor and circulation rate of solution have been investigated. as a result heat input and delivery height increase, circulation rate of solution increases. And the smaller the tube diameter, the larger the circulation rate of solution. Pumping ratio increases to a critical point and then decrease with the increase of heat input, and it increases with the increase in delivery height. In this paper, Marcus's analytical theory was also examined. It was found that the Marcus\`s analytical theory of a bubble pump was not appropriate for a bubble pump using ammonia aqueous solution as a working fluid.