• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.897-902
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• 1998

국내 경수로 원자력발전소 가압기는 안전성향상을 위하여 보다 많은 배관과 부수적인 배관이 설치 될 수 있다. 이에 따라 ASME 코드의 공식에 의한 설계(Design by Formula)보다는 해석에 의한 설계 (Design by Analysis)의 필요성이 증가하고 있다. 본 논문에서는 한국 표준형 원자로의 가압기 헤드 및 노즐에 대하여 ASME 코드의 해석에 의한 설계를 적용하여 범용유한요소 코드인 IDEAS로 응력해석 하고 구조적 건전성을 분석, 고찰하였다. 또한 해석결과에 따른 가압기헤드, 노즐 그리고 노즐보강에 대한 설계시 고려되어야 할 인자를 분석하였다.

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 1998.05a
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• pp.339-345
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• 1998

원자력발전소는 발전소의 안전성 확보를 위해 대기중인 계통의기기(component)들을 가동중에 주기적으로 시험하고 있다. 시험 대상은 주로 미국 기계학회(The American Society of Mechanical Engineers: ASME)에서 정해진 안전등급 1.2,3급의 밸브나 펌프 등으로서, 원자력 발전소를 안전하게 정지시키거나 정지상태를 유지시기는 또는 사고를 완화시키는 기능과 관련돼 있는 기기들이다. 국.내외 원자력 발전소의 안전성 관련 기기들에 대해 수행되는 가동중시험(In-Service Test: IST)의 요건 및 주기 등은 대부분 ASME코드 규정을 근거로 하고있다. (중략)

• Journal of the Korean Professional Engineers Association
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• v.34 no.2
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• pp.14-18
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• 2001

The primary cooling piping of HANARO is classified as safety class 3, seismic class 1 and quality class Q. This piping as safety related feature has been designed, manufactured and tested in accordance with ASME SEC. Ⅲ, DIV 1, Class 3. In October of 2000, the first step of the in-service inspection for this piping was carried out in accordance with ASME SEC. XI. This describes the results of the Inspection including the preparation of inservice inspection plan and inspection method. It is verified through the results that the safety related piping is maintained the mechanical and structural Integrities.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.725-730
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• 1998

가동중 원자력 발전소들에서는 압력격리밸브들에 대한 기술지침서 감시시험요건과 가동중 시험 규제요건을 충족시키기 위하여 누설시험을 일정 주기로 수행하고 있다. 동 주기시험은 ASME Ba&PV Code Sec. Xl IWV-3420 또는 ASME ON Code ISTC(Part 10) 4.2.2절의 운전에 부합되는 방법과 절차에 따라 이루어지도록 규정되어 있다. 이러한 주기시험의 근본 목적과 시험방법 및 절차요건에 대한 기술적 근거의 이해는 동 시험활동의 성과를 높이는데 큰 도움이 될 것임에 틀림없다. 따라서, 본 논문에서는 압력격리 밸브들에 대한 누설시험 목적 및 시험요건의 기술적 근거를 소개하였으며, 잠재적 문제점들을 도출하여 분석 검토하고 적절한 대처 방안을 제시하였다

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.26 no.2
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• pp.306-311
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• 1994

경수로형 원전의 NSSS 및 2 차계통의 주요부품에 대한 가동전. 중 검사로 수행되는 초음파 검사에 관한 내용을 수록하였다. 경수로형 원전에 적용하고 있는 초음파 검사 기술요건으로 ASME Sec. V및 XI 의 과거 10여년간의 변경과정과 검사기술, 강화된 검사 결과 기록 기준, 검사대상 및 범위에 관하여 언급하였다. 초음파검사의 신뢰성 제고를 위한 신기술의 실제 검사 적용을 유도하는 규격화의 조짐이 89년 ASME Sec. V 및 XI 규격에서 나타나고 있으며, 검사 결과의 평가 해석을 정확히 할 수 있도록 컴퓨터 화한 신호 처리 개념이 수록되어 그 요건을 살펴보았다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05b
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• pp.483-488
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• 1997

원자력발전소 가압기 밀립배관은 원자로냉각재계통 압력을 제어하는 기능을 가진 가압기와 원자로냉각재계통을 연결하는 ASME 1등급 기기로서 건전성 확보가 필수적이다 그러나 현재 운전중인 국내ㆍ외 원전의 가압기 밀림배관은 설계시 열성층화(Thermal Stratification) 현상발생 뿐만 아니라 동 현상이 배관 건전성에 미치는 영향이 전혀 고려되지 않아 본 연구에서는 국내 운전중인 원전 가압기 밀림배관에서 발생하는 열성층화 정도를 확인하고. ASME 코드에 입각한 평가방법론을 정립 설계조건과 운전조건에 대한 평가를 수행하므로써 건전성에 미치는 영향을 평가하였다.

• Nuclear industry
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• no.1011 s.9
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• pp.61-84
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• 1978

• JOURNAL OF ELECTRICAL WORLD
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• s.334
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• pp.43-56
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• 2004

• JOURNAL OF ELECTRICAL WORLD
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• s.274
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• pp.34-39
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• 1999

• Nuclear industry
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• no.8_9
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• pp.48-50
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• 1979