• Title/Summary/Keyword: 1차계통

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원전 1차계통 방사선량 감소를 위한 코발트 합금 대체기술 개발

  • 한정호;이덕현;노계호
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • v.26 no.2
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    • pp.324-336
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    • 1994
  • 경수로형 원전에서 발생되는 작업종사자에 대한 피폭선량의 약90%는 1차계통내 재질성분으로부터 방사화되는 코발트 핵종에 기인한다. 원전 선진국에서는 이러한 코발트 생성원을 근원적으로 제거하여 1차계통내 방사선량을 획기적으로 감소시킬 목적으로 Co reduction program을 중점적으로 추진하여 왔으며, 이중 계통내 코발트 주생성원인 각종 밸브재질을 저 Co 또는 Co-free 합금으로 대체시키는 기술이 이미 상당한 수준에 이르렀다. 국내의 건설예정 원전에 있어서도 이러한 기술개발의 적용에 대한 검토가 요구되고 있는 점을 미루어 볼 때, 머지 않은 장래에 국내 원전에 대한 이 기술의 적용이 불가피할 것으로 보여진다. 본 기고문에서는 원전 1차계통내 밸브의 코발트 합금재질 대체기술과 관련된 내용을 중점적으로 소개, 검토하고자 한다.

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증기발생기 전열관에서의 숏 피닝에 의한 잔류응력분포 모델 및 균열 해석

  • 신규인;박재학;김홍덕;정한섭
    • Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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    • 2000.06a
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    • pp.1-6
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    • 2000
  • 가압 경수로의 증기발생기는 원자로(reactor vessel)와 가압기(pressurizer)에서 가열ㆍ가압된 1차 계통의 고온, 고압수가 터빈을 돌리는 2차 계통수와 열교환을 일으켜 고온ㆍ고압의 증기를 발생시키는 것으로, 전열관의 파손이 발생될 경우 1차 계통에서 2차 계통으로 방사능 물질이 누출되어 심각한 문제가 야기된다. 따라서 증기발생기의 전열관 손상이나 파손 문제는 원자력 발전소의 수명과 밀접한 관계가 있다. (중략)

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Measurement of Harmonic Level in Distribution System (국내 배전계통 고조파 측정 결과)

  • Kang, Moon-Ho;Sim, Eun-Bo;Kim, Kyung-Hun;Lee, Hyung-Ho
    • Proceedings of the KIEE Conference
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    • 2008.11a
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    • pp.370-372
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    • 2008
  • 정보화 기술과 디지털기술의 발전으로 수용가 전기설비의 전기적인 내성은 낮아지고 있는 반면 배전계통의 외란현상은 증가하고 있는 추세이다. 특히 고조파는 전력용 기기의 열화, 원판형계전기 오동작 및 계량기 오차발생 등의 원인이 되고 있어 배전계통의 고조파 현황파악은 매우 중요한 의미를 갖는다. 한국전력공사에서는 연구과제의 수행을 통해 1년간 배전계통의 고조파 현황을 측정하고 이를 분석하였다. 측정개소는 부하특성에 따라 공업용, 상업용, 주거 용으로 구분하여 총 34개소를 선정하였다. 1년간 측정한 고조파를 차수별로 분석한 결과 영상분에 해당하는 3차, 9차, 15차 및 21차 고조파가 IEC 61000-3군의 중압계통 고조파 계획수준과 비교하여 높게 나타났다.

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The Verification Test for the Primary Piping System of Nuclear Power Plant (원자력 발전소 1차계통 배관 건전성 평가)

  • Lee, Hyun;Kim, Yearn-Hwan
    • Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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    • 1995.04a
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    • pp.318-321
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    • 1995
  • 원자력 발전소의 안전성 보장 및 신뢰성 향상을 위하여 시운전 단계에서 원자력 발전소내 안전등급에 해당하는 배관계통의 상태 확인을 위하여 각종시험을 하도록 되어있다. 특히 새로운 설계기념, 크기 또는 용량을 갖는 원자로 모델에 대해서는 필수적으로 건전성 평가를 하게 되었다. 이를 위해 발전소 건설기간에 시행하는 고온 기능시험 중에 원자로 주변 주요 시스템인 원자로 냉각재 루프 계통에 대한 건전성 확인을 위해 압전형 고온 가속도 센서를 이용하여 정상운전상태의 진동을 측정하여 시스템 진동거동을 규명하였다. 배관시스템의 일상운전상태는 유체의 흐름과 기기운전이 일정한 정상상태와 펌프의 기동 또는 정지 및 밸브의 급격한 개폐등으로 발생하는 과도상태로 나눌 수 있다. 따라서 두 가지 상태의 진동을 측정해야 한다. 배관계통은 정상운전 상태로 설계수명을 유지할 수 있어야 하므로 정상진도잉 최소화 되어야 한다. 진동 평가기준은 배관재질의 응력(S/N 커브) 곡선을 참조하여 설계수명내에 손상이 일어나지 않도록 재료의 허용응력을 산정하고 이를 진동변위로 환산하여 정한 것이며 이 값에 측정 데이타를 비교하여 1차계통 배관의 건전성을 확인하였다.

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Characteristics of Seed Germination Among Accessions of Cultivated Perilla Crop and Their Weedy Types (들깨, 차조기의 재배형 및 잡초형 계통들의 종자발아 특성)

  • Kim, Jin Ah;Sa, Kyu Jin;Kim, Eun Ji;Ma, Kyoung Ho;Yu, Chang Yeon;Lee, Ju Kyong
    • Korean Journal of Breeding Science
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    • v.43 no.4
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    • pp.288-296
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    • 2011
  • To clarify the seed germination characteristics among cultivated Perilla crop and their weedy types in Korea, we studied the germination percent and germination energy of 162 accessions (102 cultivated var. frutescens, 41 weedy var. frutescens, and 19 weedy var. crispa) in both conditions of $4^{\circ}C$ low temperature treatment and non-cold treatment. In our study, most accessions of cultivated var. frutescens showed more than 50% in both germination percent and germination energy in both cold and non-cold treatment conditions. Whereas, most accessions of weedy var. frutescens and weedy var. crispa showed lower than 50% in both germination percent and germination energy in both cold and non-cold treatment. In addition, most accessions of Perilla crop and their weedy types showed much higher germination percent and germination energy in $4^{\circ}C$ low temperature treatment condition compared to the seeds under non-cold treatment condition. The information provided in this research may help for our understanding the variation of seed germination characteristics among accessions of cultivated Perilla crop and their weedy types in Korea.

A Presentation in the Nuclear Steam Supply System Integrity Monitoring System (NIMS) for Yonggwang Nuclear Power Plant, Units 3&4 (영광원자력발전소 3,4호기 핵증기 공급계통(NSSS)의 종합건전성 감시계통의 신기술 소개)

  • 장우현;최찬덕;김성호;한상준
    • Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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    • 1992.10a
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    • pp.81-86
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    • 1992
  • 원자력발전소 1차 계통 내의 건전성 감시를 위한 설비로는 음향누설 감시계 통(Acoustic Leak Monitoring System: ALMS), 금속파편 감시계통(Loose Parts Monitoring System: LPMS) 및 원자로내부구조물 진동감시계통 (Internals Vibration Monitoring System: IVMS)등이 있다. 현재, 국내의 여 러 원전에는 이들중 일부 계통들이 선택적으로 설치되어 운전중이며, 영광 3,4호기에서는 국내 최초로 이들 3개의 계통을 종합한 핵증기공급계통 건전 성감시계통(Nuclear Steam Supply System Integrity Monitoring System: NIMS)을 설계하였다. 특히, 영광 3,4호기 NIMS에서는 각 계통에 의해 감지 된 1차 계통 내의 이상상태를 하나의 분석컴퓨터(Analysis Computer)를 사 용하여 해석하는 종합결함 탐지해석 기법을 도입하였다.

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Studies on the Estimation of Growth Pattern Cut-up Parts in Four Broiler Strain in Growing Body Weight (육용계에 있어서 계통간 산육능력 및 체중증가에 따른 각 부위별 증가양상 추정에 관한 연구)

  • 양봉국;조병욱
    • Korean Journal of Poultry Science
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    • v.17 no.3
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    • pp.141-156
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    • 1990
  • The experiments were conducted to investigate the possibility of improving the effectiveness of the existing method to estimate the edible meat weight in the live broiler chicken. A total of 360 birds, five male and female chicks from each line were sacrificed at Trial 1 (body weight 900-1, 000g), Trial 2 (body weight 1.200-1, 400g), Trial 3(body weight 1, 600-1, 700), and Trial 4(body weight 2, 000g) in order to measure the body weight, edible meat weight of breast, thigh and drumsticks, and various components of body weight. Each line was reared at the Poultry Breeding Farm, Seoul National University from the second of july, 1987 to the thirteenth of September, 1987. The results obtained from this study were summarized as follows : 1. The average body weights of each line( H. T, M, A) were $2150.5\pm$34.9, $2133.0\pm$26.2, $1960.0\pm$23.1, and $2319.3\pm$27.9, respectively. at 7 weeks of age. The feed to body weight eain ratio for each line chicks was 2.55, 2.13, 2.08, and 2.03, respectively, for 0 to 7 weeks of age. The viability of each line was 99.7. 99.7, 100.0, and 100.0%, respectively, for 0 to 7 weeks of age.01 was noticed that A Line chicks grow significantly heavier than did T, H, M line chic ks from 0 to 7 weeks of age. The regression coefficients of growth curves from each line chicks were bA=1.015, bH=0.265, bM=0.950 and bT=0.242, respectively. 2. Among the body weight components, the feather. abdominal fat, breast, and thigh and drumsticks increased in their weight percentage as the birds grew older, while neck. head, giblets and inedible viscera decreased. No difference wat apparent in shank, wings and hack. 3. The weight percentages of breast in edible part for each line thicks were 19.2, 19.0, 19.9 and 19.0% at Trial 4, respectively. The weight percentages of thigh and drumsticks in edible part for each line chicks were 23.1, 23.3, 22.8, and 23.0% at Trial 4. respective1y. 4. The values for the percentage meat yield from breast were 77.2. 78.9 73.5 and 74.8% at Trial 4 in H, T, M and A Line chicks. respectively. For thigh and drumstick, the values of 80.3, 78.4. 79.7 and 80.2% were obtained. These data indicate that the percentage meat yield increase as the birds grow older. 5. The correlation coefficients between body weight and blood. head, shanks. breast. thigh-drumstick were high. The degree if correlation between abdominal fat(%) and percentage of edible meat were extremely low at all times, but those between abdominal fat (%) and inedible viscera were significantly high.

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An Investigation of Transient Responses of CANDU-6 PHTS Using DSNP (DSNP Language를 이용한 CANDU-6 PHTS 과도상태)

  • 전용준;박지원;오세기;정근모
    • Journal of Energy Engineering
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    • v.4 no.1
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    • pp.103-114
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    • 1995
  • 본 연구는 원자력발전소용 시뮬레이션 언어인 DSNP(Dynamic Simulator for Nuclear Power-plants)언어를 이용하여 CANDU-6 발전소 운전 모사 프로그램을 구성함으로써 핵심계통인 1차 냉각재 계통(PHTS)과 2차 계통 일부가 정상 및 과도조건에서 보일 수 있는 운전 상태를 연구하였다. DSNP 프로그램은 원자로심과 증기발생기에서의 열전달 모델, 열수송계통 펌프 모델 및 가압기 열수력 모델을 포함하고 있으며, 파이프(pipe)라는 단위 구성체를 이용하여 1차 냉각재계통을 노드화하여 계통 모사가 실현된다. 정상상태 100% 전출력 운전시 대표적인 운전변수를 기준으로 DSNP 결과와 CANDU-6 발전소 설계치를 비교해 본 결과 서로 매우 근사한 값을 나타내었으며, 이는 과도상태 모사의 초기조건으로 합당한 것으로 판단된다. 본 연구에서 선택된 과도상태 모사시 DSNP 프로그램은 매우 안정된 최종정상상태를 얻음에 따라 원자로의 기계 물리학적 변화를 합리적으로 모사하고 있음을 알 수 있었다. 최종 정상상태 회귀 이전의 동적 거동을 원자로 설계자료인 예비 안전성 평가 보고서(PSAR)와 비교한 결과 단기적 거동은 PSAR 결과와 다소 다른 점이 있었으나 전체적으로 합리적인 운전변수 값을 얻을 수 있었다. 단기적 거동에 대한 입증은 원자로 운전 자료를 통하여 가능할 것으로 사료된다. 이상과 같이 본 연구를 통해 구성한 DSNP 프로그램은 보완 및 개선의 여지가 있으나 현재의 수준으로도 CANDU-6 발전소의 일부 과도상태 모사가 가능한 것으로 판단된다.

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A Study on Corrosion Product Behavior Prediction for Domestic PWR Primary System by using CRUDTRAN (CRUDTRAN을 이용한 국내 PWR 1차계통내 부식생성물 거동예측에 관한 연구)

  • Song, Jong Soon;Yoon, Tae-Bin;Lee, Sang-Heon
    • Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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    • v.13 no.4
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    • pp.253-262
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    • 2015
  • Radionuclide deposited on the surface of several internal and external systems in a nuclear power plant is created by the activation of corrosion products from nuclear reactor structural materials and fission products. Especially, the constant contact between water and the surface corrodes the inside where primary system makes coolants and corrosion products mixed. Also, these are circulated along the systems. For comparing models, CRUDTRAN, DISER, MIGA-RT and CPAIR codes are analyzed to predict the quantity of radionuclide and corrosion product of primary reactor that are used at the stage of designing. The corrosion products behavior of domestic PWR primary system was predicted by using CRUDTRAN. This study aims to increase the reliability of corrosion product evaluation model by comparing the actual values and calculated values with the data of a Westing House-type Nuclear Power Plant.