• Fire Science and Engineering
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• v.30 no.3
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• pp.55-61
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• 2016

In this study, to determine whether it is possible to apply Polyethylene (PE) compound pipe, which was developed to solve the problem caused by the corrosion of the fire protection piping currently in usein water based fire extinguishing systems, we performed an actual mockup fire test. Since no test standard was available related to the developed compound pipe, we compared and analyzed domestic and international technical materials and test standards and selected suitable fire test standards to evaluate the performance of the PE compound pipe. we applied two fire test standards to the PE compound pipe, viz. those for CPVC and metallic pipes, and conducted a total of 6 experiments to evaluate its performance. According to the results of the first and second fire tests based on the test standard for the CPVC pipe, neither the fitting nor the piping was damaged or deformed and no leakage was observed in the pressure test, which was performed for 5 minutes. For the fire test based on the metallic pipe test standard, a total of 4 experiments were conducted. The first two experiments were conducted to simulate the wet piping system. In the results of this fire test, neither leakage nor rupture was observed from the PE compound pipe and no damage was caused, such as the secession of the PE material. However, in the next two experiments, which simulated the dry system, the PE compound pipe suffered damage and rupture, including deformation before the fire fighting water was discharged. Therefore, we found that the piping performance of the PE compound pipe did not undergo any deterioration, including fusion, deformation, or damage, in the wet piping system simulated fire test.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11b
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• pp.717-722
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• 1996

원자력 발전소 2차측 배관에서 가장 심각한 문제로 대두되고 있는 침식부식 현상을 예측/감시하는 시스템을 개발하여 특정 원전 2차 계통의 전 부분을 망라하여 실제 평가를 수행하였으며, 이를 현장에서 초음파검사로 측정한 결과와 비교하였다. 본 시스템으로 평가한 침식부식률을 실제 측정으로 산출한 침식부식률과 비교해 본 결과, 오차 100% 이내에 포함되는 부위가 92%에 달하는 것으로 확인되었다. 본 시스템은 침식부식 이론 및 관련 변수들로부터 단상 및 2상유체 배관의 침식부식률과 ASME 코드 및 BS 코드의 허용기준에 따른 잔여수명을 예측할 수 있으며, 침식부식으로 인한 배관의 두께가 최소허용치 이하로 떨어질 경우에는 국부 배관감육평가를 수행 할 수 있는 시스템의 형태로 개발하였다.

• Journal of Energy Engineering
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• v.11 no.1
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• pp.18-25
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• 2002

One of the most serious concern in nuclear power plant piping maintenance is thickness reduction due to flow-accelerated corrosion (FAC). Since the FAC occurs under specific conditions of pH, dissolved oxygen, temperature, flow velocity, steam quality of the fluid and materials and geometry of the piping, a systematic approach is required for managing the FAC problem. In this study, construction of a secondary piping database, analyzing the FAC rate using the database and predicting the residual life was performed for a domestic CANDU nuclear power plant. Also FAC mechanism and factors affecting FAC were reviewed. By showing a case study on analysis for a pipe line between a separator and a flash tank, a procedure for managing FAC problem is suggested. The procedure proposed in this paper can be widely applied to the secondary piping of other domestic nuclear polder plants.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.260-267
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• 1996

LSTF의 주증기배관 파단사고 실험(RUN SB-SL-01)에 대한 RELAP5/MOD2 해석결과를 제시하고, LSTF의 RUN SB-SL-01 실험결과 중에서 일차측과 이차측 사이의 열전달률에 촛점을 맞추어 증기발생기 이차측 및 일차계통의 압력, 온도 등과 같은 주요변수를 조사하여 RELAP5/MOD2코드의 성능을 평가하였다. 10% 주증기배관파단사고에 관한 최적 평가에서 주요 매개변수의 전체적 추세가 비교적 잘 예측되었다. 원자로압력용기 상층부에서 기포가 발생하는 기간 동안에는 계통 압력에서 작은 차이가 발생함을 알 수 있었는데, 압력차 발생은 가압기가 비어 있거나 원자로압력용기 상층부에서 기포가 발생하기 때문으로 판단된다.

• Journal of the Korean Institute of Gas
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• v.2 no.1
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• pp.83-89
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• 1998

Experiments had been conducted Qualitatively regarding flow measurement errors of orifice flowmeter due to temperature difference between the inside and outside the natural gas meter-run in case of no pipe insulations. The primary factors considered in this study are fluid velocity and surrounding temperature. In addition, a portion of thermal radiation due to the sun was involved as a factor. The results showed that the considerable errors were not detected even in conditions of low flow rates and large temperature difference between the inside and outside the meter-run.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.26 no.2
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• pp.312-323
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• 1994

1986년 12월 미국의 Surry Unit 2 발전소에서 발생한 급수배관의 대형 파손사고가 침식-부식(erosion-corrosion) 현상에 의해 일어난 것으로 밝혀진 이후, 조사 결과 2차계통에 광범위하게 사용되는 탄소강, 저합금강 재질에서 이와 유사한 손상사례가 많이 나타나는 것으로 밝혀졌다. 이러한 침식-부식 손상은 물-증기로 이루어진 계의 단상(water) 또는 2상(water-wet steam) 조건에서 발생된다. 국내의 원자력 발전소 2차계통에서도 이러한 침식-부식 손상이 나타나고 있으며, 현재 손상원인 해석과 이에 대한 대책 수립이 시급히 요청되고 있다. 본 기고문은 국내 원전의 침식-부식 손상조사와 이의 대책수립을 위한 연구에 활용될 수 있는 침식-부식 손상의 개념, 현상학적 양상, 주요인자의 영향 및 해외 원전의 손상경험 사례 등을 종합하여 정리한 것이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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• pp.296-301
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• 1996

이 연구의 목적은 원주방향 균열을 가진 페라이틱 배관의 파괴거동을 실험적으로 평가하는데 있다. 한계하중방법, SC.TNP 방법, R6방법, 그리고 ASME Code방법과 같은 여러 파괴거동 평가 방법의 타당성이 PWR 운전조건(압력:15.5MPa, 온도:228$^{\circ}C$)하에서의 직경 16인치의 대규모 배관파괴실험을 통해 조사된다. 모사지진하중, 단일주파수 사인함수하중, 정하중과 같은 여러 가지 형태의 하중이 배관의 하중지지능력에 미치는 영향이 조사된다. 또한 엘보우부위와 직관부의 영향과 표면균열 및 관통균일의 영향 등도 함께 조사된다. 결과는 다음과 같다. (1) 표면균열을 가진 배관의 파괴거동은 한계하중방법과 SC.TNP 방법에 의해 잘 예측할 수 있다. 반면 관통균열의 경우는 한계하중방법에 의해 잘 예측된다. (2) 모사지진하중하에서는 단일주파수 사인함수하중이나 정하중 하에서 보다 하중지지능력이 크게 예측된다. (3) 엘보우부위와 직관부, 관통균열과 표면균열 사이에 파괴거동에 대한 큰 차이는 없다.

• 유체기계공업학회:학술대회논문집
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• 2000.12a
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• pp.253-258
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• 2000

유량을 정밀하게 측정하기 위해서는 유량계의 위치 선정이 매우 중요하다. 일반적으로 유량계가 설치되는 배관에는 확대관, 축소관, 엘보우, T자관, 밸브 등이 설치된다. 이러한 배관 연결기구는 매우 복잡한 유동현상을 야기하기 때문에 유량 측정에 지대한 영향을 미친다. 따라서 이러한 배관 연결기구가 설치되었을 때 관 내부의 유동현상을 이해하는 것이 유량을 정밀하게 측정할 수 있는 중요한 요소이다. 본 연구에서는 배관에 엘보우 T자관 밸브 등이 설치된 경우에 관내의 유동 특성을 상용코드인 FLUENT를 사용하여 전산해석 하였다. 축방향 속도 2차유동, 압력장 등을 계산하여 고찰하였으며, 또한 완전히 발달된 형태의 유동이 얻어질 때까지의 유동장의 변화를 검토하였다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.37 no.5
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• pp.631-640
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• 2013

This paper provides a comparison of the J-integral estimation method under combined primary and secondary stress in the R6, RCC-MR A16 code. The comparisons of each code are based on finite element analysis using ABAQUS with regard to the crack shape, crack depth, and magnitude of secondary load. The estimate of the R6 code is conservative near $L_r=1$, and that of the RCC-MR A16 code is conservative near $L_r=0$. As a result, this paper proposes a modified method of J-integral estimation in the R6, RCC_MR A16 code. The J-integral using the modified method corresponds to the finite element analysis result.

• 월간 기계설비
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• s.292
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• pp.95-98
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• 2014

지난 해 12월 개정된 세대 내 도시가스 은폐배관 점검구 설치 규정이 현실과 동떨어진 과도한 규제라는 지적에 따라 한국가스안전공사는 이를 완화하기 위해 여러 차례 회의를 한 결과 지난 9월 19일 개최된 제56차 가스기술기준위원회에서 '1개의 점검구 설치와 점검구 규격은 $900cm^2$'로 조정됐다. 그러나 대한설비건설협회 가스설비공사협의회(위원장 이두형, 이하 가스협의회라 함)는 "은폐배관과 관련하여 지금까지 단 한건의 가스누출 사고도 없었을 뿐만아니라 시공 구조 상 점검구가 필요치 않으며, 점검구가 꼭 설치해야 한다면 점검구 크기가 $10cm^2$면 충분하다"고 주장했다. 이처럼 최근 가스시공업계의 최대 이슈인 도시가스 은폐배관 점검구에 대해 자세히 알아본다.