• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
• /
• 2009.04a
• /
• pp.278-279
• /
• 2009

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• v.23 no.3
• /
• pp.175-184
• /
• 1998

In order to calculate dose rates from steam generators to be replaced from Kori unit 1 in 1998, radionuclide inventories inside steam generator were evaluated from smear test results and measured dose rates from S/G tubes withdrawn for the metallographical examination of damaged tubes. Based on the inventories, contact dose rates and dose rates at 1 m from the surface of a steam generator were calculated using the QAD-CG computer code. Contact dose rates ranged from 11.5 mR/hr at the bottom of channel head to 37.7 mR/hr at the middle of shell barrel, and showed no significant difference with dose rates at 1 m from the surface of steam generator. Shielding effects of lead and carbon steel were compared to provide basic shielding data. Lead shield showed excellent shielding effects. Dose rate at 1 m from the middle of S/G shell barrel decreased from 38.6 mR/hr to 15.5 mR/hr with the lead shield of 2 mm thickness. However, carbon steel showed a poor shielding effect even with the thickness of 2.0 cm. This can be explained with the great differences in the attenuation effect and buildup factor between lead and carbon steel for low energy photons.

• Journal of Energy Engineering
• /
• v.24 no.2
• /
• pp.91-102
• /
• 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
• /
• 2009.07a
• /
• pp.790_791
• /
• 2009

본 논문에서는 전자기 유한요소 해석을 통하여 원전 증기 발생기(SG, Steam Generator) 세관의 결함 변화에 따른 배열와전류프로브의 와전류탐상 특성을 해석하였다. 프로브의 전자기적 특성을 위해 맥스웰 방정식을 이용하여 지배방정식을 유도하였고, 이를 3차원 전자기 유한요소법을 이용하여 문제를 해석하였다. 해석을 위한 선정한 결함은 프로브의 특성파악을 위한 표준시험편과 원전 SG세관에 발생 가능한 결함인 Pitting, SCC, Wear, Multi SCC 결함을 선정하였다. 해석 대상으로는 원자력발전소 증기발생기 세관으로 사용되고 있는 Inconel 600 도체관을 사용하였다. 본 논문으로 통하여 결함의 형상, 크기, 시험주파수의 변화에 따른 탐상신호의 변화를 확인할 수 있었다. 본 논문의 결과는 배열와전류프로브의 와전류탐상 신호 평가시 도움이 될 것이다.

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

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

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2004.06a
• /
• pp.230-231
• /
• 2004

경수로형 원자로의 증기 발생기 내부에 방사화 된 침적물을 smear paper로 시료를 채취한여 핵종 분석 및 화학조성을 분석하였다. 상용발전소의 증기 발생기 외부에서 발견된 고 준위 방사성물질의 화학 조성 분석은 극미세 성분분석기(EPMA)를 이용하였다. 본 시험에 사용한 EPMA(Electron Probe Micro Analyzer, SX-50R, CAMECA, Paris, France)는 고 방사능을 띤 조사 핵연료 및 재료 시험을 수행할 수 있도록 기기의 시편 stage 주위를 납과 텅스텐으로 차폐하여 시편의 방사능 세기가 $3.7{\times}10^{10}$ Bq까지 시험 가능한 기기이다.(중략)

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

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
• /
• 2002.11a
• /
• pp.13-18
• /
• 2002

증기 발생기 전열관의 파열 사고는 지난 20년 동안 2년마다 1개씩의 비율로 발생되어왔고 최근 몇 년간은 매년 발생되고 있는 추세이다(3). 전열관의 파열 사고는 응력부식균열, 피로 그리고 마멸 등의 원인에 의해서 발생되고 있는 것으로 알려져 있다. 초기 발전소에서 균열의 발생 및 성장은 축 방향 균열에 국한하여 관심을 가졌었으나 최근 원주 방향 균열에 의한 사고가 발생되면서 원주 방향 균열에 대해 관심을 가지게 되었다.(중략)

• 한국정보통신설비학회:학술대회논문집
• /
• 2008.08a
• /
• pp.509-512
• /
• 2008

본 논문에서는 원전 증기발생기세관 진단을 위한 와전류탐상의 전자기 수치해석을 수행하였다. 전자기적 특성을 해석하기 위하여 맥스웰 방정식을 이용하여 지배방정식을 유도하였고, 3차원 전자기 유한요소 프로그램인 OPERA 3D를 이용하여 전자기 수치 해석을 수행하였다. 신호해석을 위해 사용된 프로브의 종류는 배열와전류프로브이며, FBH 결함의 신호를 해석하였다. 결함의 깊이는 세관 두께의 40[%], 60[%] 및 100[%]로 하였다. 시험주파수는 100[kHz], 300[kHz], 400[kHz]를 사용하였고, 각각의 결함 및 시험주파수에 대한 결과를 비교 분석하였다. 본 논문의 결과는 앞으로 배열와전류프로브를 이용하여 원전 증기발생기세관 진단을 할 경우 신호 해석에 도움이 될 것으로 사료된다.