• 한국신뢰성학회:학술대회논문집
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• 한국신뢰성학회 2000년도 추계학술대회
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• pp.257-267
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• 2000

원자력발전소 주요기기의 교체에 대한 경제성평가는 대부분 결정론적 방법으로 수행하고 있으나 불확실성을 가진 입력변수에 따라 결과 값이 매우 가변적일 수 있다. 현실세계의 불확실성을 보다 면밀히 고려하기 위해 확률론적 방법을 활용하고 있다. 본 논문에서는 decision analysis를 이용하여 원자력발전소 기기 교체에 대한 경제성평가를 확률론적 방법으로 수행하였다. Decision analysis는 불확실성과 위험에 직면한 선택을 이끄는 기회를 이성적으로 개선하기 위한 방법론이며, 확률론과 통계이론이 복합되어 있다. Decision analysis의 주요요소는 여러 가지 방안 중 선택한 대안, 선택으로부터 결정된 결과, 그리고 다른 대안과 비교해서 상대적인 우선순위이다. 또한, decision analysis는 값, 불확실성, 그리고 위험도를 구조적으로 통합하는 원리를 제공한다. Decision analysis의 중요한 이점은 이러한 불확실성과 위험도에 대한 처리에 있으며, 모델은 influence diagram과 decision tree를 이용하여 작성한다. 본 논문에서는 decision analysis를 이용하여 국내 A형 원자력발전소 증기발생기의 최적교체시기를 결정하여 보았다. 이러한 방법은 향후 원자력발전소 주요기기의 교체에 관한 경제성평가시 적용할 수 있을 것으로 기대된다.

• 한국가스학회지
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• 제17권2호
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• pp.70-77
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• 2013

본 연구는 화력발전소 최종과열기에서 고압터빈 사이 배관과 고압터빈을 지난 곳에 있는 체크밸브와 1차 재열기 사이 배관을 포함한 수증기 배관시스템에서 터빈의 급작스런 사고로 인해 터빈으로 들어가는 수증기를 차단할 때 발생하는 수증기 충격이 배관시스템에 미치는 영향을 분석하는 연구이다. 이를 위해서 수격현상 해석에 많이 사용하는 Flowmaster 소프트웨어로 배관시스템을 모델링하고 시간 변화에 따라 배관 내부의 압력, 질량유량률의 특성을 파악하였다. 이러한 특성으로부터 수증기 충격이 주로 영향을 미치는 곡관에서 수증기 충격에 의한 힘을 도출하였다. 본 연구를 통해서 수증기 충격은 주증기 차단 밸브 직전의 곡관과 체크밸브 이후에 바이패스 배관과 연결되는 곡관에서 수증기 충격에 의한 힘이 가장 크게 나타남을 밝혀냈다. 본 연구에서는 이렇게 도출한 힘의 기본 자료를 이용하여 차후 연구에서 화력발전소 수증기 배관시스템의 수증기 충격 시 곡관과 지지대의 안전성을 진단하는 토대를 구축하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제20권9호
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• pp.2894-2900
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• 1996

The stream generator tubes represent an integral part of a major barrier against the fission product release to the environment. So, the rupture of these tubes could permit flow of reactor coolant into the secondary system and injure the safety of reactor coolant system. Therefore, if the crack was detected during In-Service Inspection of tubes the cracked tube should be evaluated by the pulgging criteria and plugged or not. In this study, the fracture mechanics evaluation is carried out on the thru-wall axial crack due to Primary Water Stress Corrosion Cracking in the roll transition aone of steam generator tube to help the assurence the integrity of tubes and estabilish the plugging criteria. Due to the Inconel which is used as tube material is more ductile than others, the plastic instability repture theory was used to calculate the critical and allowable crack length. Based on Leak Before Break concept the leak rate for the critical crack length and the allowable leak rate are compared and the safety of tubes was given.

• 한국소음진동공학회논문집
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• 제15권9호
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• pp.1009-1015
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• 2005

Fluid-elastic instability and turbulence excitation for an under developing steam generator are investigated numerically. The stability ratio and the amplitude of turbulence excitation are obtained by using the $PIAT^{(R)}$ (program for integrity assessment of steam generator tube) code from the information on the thermal-hydraulic data of the steam generator. The aspect ratio, the ratio between the height of U-tube from the upper most tube support Plate (h) and the width of two vertical portion of U-tube (w), is defined for geometric parameter study. Several aspect ratios with relocation of tube support plates are adopted to study the effects on the mode shapes and characteristics of flow-induced vibration. When the aspect ratio exceeds value of 1, most of the mode shapes at low frequency are generated at the top of U-tube. It makes very high value of the stability ratio and the amplitude of turbulent excitation as well. We can consider that the local mode shape at the upper side of U-tube will develop the wear phenomena between the tube and the anti-nitration bars such as vortical, horizontal, and diagonal strips. It turns out that the aspect ratio reveals very important parameter for the design stage of the steam generator. The appropriate value of the aspect ratio should be specified and applied.

• 에너지공학
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• 제2권1호
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• pp.28-37
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• 1993

기술업무의 효율적인 수행과 신뢰성을 확보하기 위하여 우리회사에서는 전산프로그램을 개발하거나 도입하여 설계 및 분석능력의 배양을 통한 조속한 기술자립과 보유 전산프로그램의 활용 극대화로 경제성 증진을 도모하고 있다. 이런 점에서 발전소 운전상황의 변화로 야기되는 중장기 과도현상을 효율적이며 보다 쉽게 수행하기 위해 미국의 EPRI에서 개발한 전산프로그램 MMS를 도입하였다. 본고에서는 MMS를 이용하여 영광 3, 4호 계통과 기기설계값 및 제어개념을 반영한 1,000 MWe 급 원전의 동적성능 분석용 표준모델을 작성하고, 응용기법과 절차를 확립하기 위해 최대 보증정격 운전중 10% 계단 부하 감발운전모드를 사례연구로 수행하여 해석사례와 분석의견을 수록하였다. 작성된 표준모델에는 증기발생기를 포함한 2차측 전체계통의 주요기기와 제어계통이 반영되어 있으므로 계통구성이나 발전출력이 다른 발전소라 하더라도 개발된 모델에 부분적인 수정 및 보완으로 손쉽게 동적성능 분석을 수행할 수 있으리라 판단된다.

• 화약ㆍ발파
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• 제17권4호
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• pp.8-17
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• 1999

Unfortunately leaks occur in heat exchangers periodically, usually at the tube to tubeplate joint. The usual method of repair is to plug off the defective area and isolate the tubes of concern from the circuit. If the leaks continua the thermal capacity of the units is progressively reduced and for this reason the alternative of using an internal bridging sleeve has been examined. This paper discusses the overall development activities that has been found necessary to bring this repair procedure to a successful conclusion for use on the nuclear steam generator. In this work we have investigated optimum explosives and explosive quality, explosive sleeving's thickness, the design of sheath stress relieving heat treatment pull-out load, hydraulic leakage, stress corrosion cracking properties. The results obtain are as follows : (1) The optimum explosives and explosive qualities are PETN and about 15~40 gr/ft of explosive sleeving in nuclear steam generator. (2) Explosive sleeving's thickness is 1.1~l.4mm, If groove of 0.35mm formed in sleeve outside existed, For the hydraulic leakage is go up, explosive sleeving of formed groove are applicate tube and turnplate. (3) If the stress relieving heat treatment are experiment in $750^\circ{C}$, $850^\circ{C}$, 15 minutes Pull-out strength of sleeving 1,500~2,300kg, hydraulic leakage is $250kg/cm^2$.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권1호
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• pp.53-66
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• 1995

현재 사용중인 Non-LOCA 해석용 인허가 코드들은 특정한 형태의 가압경수로에 맞게 짜여진 것들이어서 모든 형태의 가압 경수로에 적용할 수 있는 범용 코드의 개발이 필요한 실정이다. 이를 위하여 한국원자력연구소에서는 웨스팅하우스 및 CE형 발전소에 공히 적용할 수 있는 과도현상 해석 코드인 TASS 로드를 개발하고있다. 이 TASS 코드는 실시 간 보다 빠르게 핵증기계통에 대한 모의 계산을 수행하며 대화식의 입출력을 통하여 사용자가 원하는 과도현상을 정확히 모사할 수 있다. 본 논문에서는 웨스팅하우스형 발전소에 대하여 TASS 코드를 적용하여 Non-LOCA 인허가 해석을 하기 위한 검증을 위해, 교류 전원 상실사고와 부하상실사고에 대하여 발전소 실측자료와의 비교계산을 수행하였고 주급수관 파단사고, 펌프축 고착사고, 증기발생기 세관 파열사고 및 주증기관 파단사고들에 대하여 대형코드인 RELAP5 /MOD3 코드와의 비교계산을 수행하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권3호
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• pp.281-291
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• 1995

이 연구의 목적은 수동형 격납용기 냉각계통의 용기 바깥표면이 건조 및 습한 조건일때 격납용기 내, 외벽에서 일어나는 열전달과정에 대한 실험적 자료를 얻는데 있다. 시험모델은 AP 600구조에 근거하여 격납용기의 둘레중 60$^{\circ}$부분만을 취하였다. 시험모델의 주요치수는 원형의 값을 대략 10분의 1로 축소한 것이다. 붕괴열을 모의하기 위하여 전기적으로 가열되는 증기발생기를 시험모델내에 설치하였다. 최대열유속은 8.91 kW/$m^2$ 이었다. 두 가지 형식의 시험이 수행되었다. 하나는 수막유동없이 공기만의 자연대류에 관한 시험이고 다른 하나는 수막유동과 공기의 자연대류가 동반된 증발열전달 시험이다. 시험결과 수막유동이 없는 경우 공기만의 자연대류 열전달 능력은 약 1.48 kW/$m^2$ 열유속에서 제한되고 있음을 알게 되었다 또한 수막유동과 공기의 자연대류가 동시에 일어나는 시험에서 열제거 능력은 현저히 향상됨을 알게 되었다 이들 열전달 측정치들을 기존 관계식들과 비교하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제29권10호
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• pp.1361-1368
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• 2005

The structural and leakage integrity of steam generator tubes should be sustained all postulated loads with appropriate margin even if a crack is present. During the past three decades, for effective integrity evaluation, several limit load solutions have been used world-widely. However, to predict accurately load carrying capacities of specific components under different conditions, the solutions have to be modified by using lots of experimental data. The purpose of this paper is to propose a new burst pressure estimation scheme based on fracture mechanics analyses for steam generator tube with an axial or circumferential through-wall crack. A series of three dimensional elastic-plastic finite element analyses were carried out and, then, closed-form estimation equations with respect to both J-integral and crack opening displacement were derived through reference stress method. The developed engineering equations were utilized for structural integrity evaluation and the resulting data were compared to the corresponding ones fiom experiments as well as limit load solutions. Thereafter, since the effectiveness was proven by promising results, it is believed that the proposed estimation scheme can be used as an efficient tool for integrity evaluation of cracked steam generator tubes.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제7권3호
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• pp.61-66
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• 2011

The integrity of the SG(Steam Generator) tubes has been challenged by numerous factors such as flaws, operation, atmosphere, inherently degraded materials, loose parts and even human errors. Of the factors, loose parts(or foreign materials) on the secondary side of the tubes can bring about volumetric defects and even leakage from the primary to the secondary side in a short period of time. More serious concerns about the loose parts are their unknown influx path and rapid growth rate of the defects affected by the loose parts. Therefore it is imperative to detect and characterize the foreign materials and the defects. As a part of the measures for loose part detection, TTS(Top of Tubesheet) MRPC(Motorized Rotating Pancake Coils) ECT has been carried out especially to the restricted high probability area of the loose part. However, in the presence of loose parts in the other areas, wide range loose part detection techniques are required. In this study, loose part standard tube was presented as a way to accurately detect and characterize loose part signals. And the SG tube ECT bobbin coil and MRPC ISI(In-service Inspection) data of domestic OPR-1000 and Westinghouse Model F(W_F) were reviewed and consequently, comprehensive loose part detection technique is derived especially by applying bobbin coil signals