• Proceedings of the KAIS Fall Conference
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• 2002.05a
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• pp.264-266
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• 2002

원자력 발전소의 2차계통수에는 pH를 조절하여 부식을 억제하기 위해 pH제어제로 약염기성 화학물질을 첨가하고 있다. pH 제어제로 암모니아를 사용하였으나 pH가 낮아 부식생성물이 생성되어 증기발생기의 전열관에 슬러지의 퇴적으로 전열관의 부식이 촉진되므로 pH 제어제를 에탄올아민으로 바꿈으로 슬러지의 생성 및 이동을 억제하고 있다. 그러나 에탄올아민은 암모니아와 물리화학적 성질이 다르므로, 증기발생기에 유입되는 부식생성물의 용해와 흡착, 이온성 불순물의 잠복현상에 미치는 영향이 다르다. 본 연구는 암모니아와 에탄올아민이 온도가 점차 높아짐에 따라 부식생성물에 대찬 용해와 흡착, 이온성불순물의 잠복현상에 미치는 영향을 조사하였다. 이 실험의 결과로 2차 계통수의 pH 제어제는 ETA가 암모니아보다 증기발생기 슬러지의 철산화물에 더 흡착되어 더 많이 용해되어 퇴적된 슬러지 양을 감소시키므로, 슬러지에 흡착된 불순물의 양을 감소시저 잠복 현상을 억제할 것으로 조사되었다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 1998.07g
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• pp.2433-2435
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• 1998

원자력발전소의 증기발생기는 기능상으로도 중요한 역할을 하지만 증기발생기 내의 전열관 손상이나 누설은 바로 방사능 누출의 원인이 되므로 원자력 발전소의 안전성 측면에서 보면 매우 중요한 설비이다. 따라서, 증기발생기 전열관은 정기보수시 마다 전열관 각각에 대해 비파괴검사의 일종인 와전류검사(Eddy Current Testing, ECT)를 통해 건전성을 평가하고 있다. 현재는 신호를 취득하고 평가하는 업무가 별개의 기관에서 수행하고 있으며 이를 위해 현장에 관련 인력과 장비가 이동되어야 한다. 그러나, 취득한 신호를 평가자가 on-line으로 받을 수 있고 그 결과를 이용하여 즉시 피드백이 가능하다면 평가기관의 인력은 현장에 있지 않더라도 평가가 가능하다. 그러므로, 원격 평가 환경을 구축한다는 것은 평가자가 굳이 현장에 가지 않더라도 지역에 상관없이 LAN을 활용하여 전국 어디서든 평가가 가능하도록 하고자 함에 있다.

• Journal of Energy Engineering
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• v.21 no.4
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• pp.362-372
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• 2012

The steam generator tubes of nuclear power plants are pressure boundaries, and if tubes are leaked, the coolant with the radioactive materials was flowed out from the primary system to the secondary system and polluted the plant and the air. Recently most crack defects of tubes are stress corrosion cracks and these defects are located in expansion transition area, sludge pile-up region, and U-bend area. The most effective one of crack initiation factors in expansion transition area and U-bend area is the residual stress. According to the experiences of Korea standard nuclear plants(Optimized Power Reactor-1000), they had the stress corrosion cracks at the tube expansion transition area in early operating stage and especially lots of circumferential cracks were occurred. Therefore in this study, the distributions and conditions of residual stresses by tube expansion methods were compared and the dominant reason of a specific direction was examined.

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 1999.11a
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• pp.165-170
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• 1999

기계적 증기재압축(Mechanical Vapor Recompression) 시스템은 증기를 압축하여 압력을 올리면 온도가 상승하는 원리를 이용한 것으로서 시스템의 최종 증발관에서 발생한 저온의 증발증기를 전량 증기압축기로 압축ㆍ승온하여 자신의 최초 증발관의 가열 열원으로 재사용 하는 방식이다. 따라서 이 사이클에 필요한 보충열원은 가열측과 증발측과의 온도상승분 만큼만 증기의 포화온도를 올리면 되므로 에너지절약 효과가 매우 크다.(중략)

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2005.11a
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• pp.102.2-102.2
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• 2005

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.120-125
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• 1996

영광 3,4호기 시운전시 저출력에서 증기발생기 수위 자동 조절이 어려웠던점을 바탕으로 급수 조절밸브의 용량을 검토하여 급수조절밸브의 최적 용량 계산을 하였다. 급수조절밸브의 성능을 모사하기 위해 계통성능해석 전산코드인 LTC 코드를 이용하였다. 급수조절밸브의 최적 용량 계산 결과 기존의 경우보다 용량이 증가되었으며 LTC 코드로 성능을 모사하여 분석한 결과 기존의 저출력 운전시 발생하였던 문제점들이 해결될 수 있을 것으로 판단되었다.

• Proceedings of the KIPE Conference
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• 2000.07a
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• pp.476-479
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• 2000

한국전력연구원은 로봇제어기술과 가상현실기술을 접목하는 과정의 일환으로 로봇작업을 3D 그래픽으로 가시화(Visualization) 하는 연구를 수행하고 있다 본 논문에서는 원자력발전소 증기발생기 내부에 발생하는 슬러지를 제거하기 위한 로봇시스템과 그 작업내용의 3차원 Visualization 시스템 개발에 관한 내용을 다룬다. 본 시스템은 Microsoft사의 제작툴인 DirectX를 그래픽엔진으로 사용하였으며 C++로 작성되어있어 매우 개방적인 구조를 가지고 있어 타 분야로의 적용이 용이하다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.633-638
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• 1997

중소형 일체형 원자로의 자연대류 실험 및 해석을 통해 일체형 원자로의 자연대류에 의한 잔열제거 기능의 특성 및 피동 안전성을 파악하였다. 이를 위해 일체형 원자로 축소 실험장치를 이용한 자연대류 실증 실험을 수행하였으며, 실험 결과를 RETRAN-03와 COMMIX-1B 코드 해석 결과와 비교, 검증하였다. 실험 결과 일부 증기발생기의 열제거 기능 상실이 발생한 경우에도 노심으로 유입되는 냉각재의 온도가 균일하게 분포하여 피동 잔열 제거가 원만히 일어남을 알 수 있었고 해석 결과와 일치하였다.

• JOURNAL OF ELECTRICAL WORLD
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• no.4 s.172
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• pp.54-55
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• 1991

• Nuclear industry
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• v.24 no.3 s.253
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• pp.16-25
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• 2004