• Computational Structural Engineering
• /
• v.8 no.1
• /
• pp.4-12
• /
• 1995

원자로 격납건물(Reactor Containment Bldg)은 정상가동시는 물론 냉각재상실사고(LOCA)를 포함하는 설계기준사고(DBA) 및 설계기준지진(DBE) 발생시 구조물 자체의 건전성 확보는 물론 주기기(NSSS Equipment)를 포함하는 안전관련 계통 및 기기를 안전하게 보호/지지하므로써 핵누출을 방지하여 발전소 종사자를 포함하는 국민의 재산과 생명을 보호하는 역할을 하는 원자력발전소에서 가장 중요한 구조물이다. 원자로 격납건물은 압력용기(Pressure Vessel : 설계내압 5 psi 이상인 용기)로 설계되는 격납용기와 1, 2차 차폐구조 등의 내부구조물로 구성되는데 이 중 본 소고에서는 격납용기의 해석 및 설계 그리고 구조건전성 시험 및 사용중검사에 대해서만 간략하게 기술한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 2005.05a
• /
• pp.1287-1288
• /
• 2005

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

• Journal of Energy Engineering
• /
• v.8 no.4
• /
• pp.525-532
• /
• 1999

The standardized Korea Next Generation Reactor (KNGR) NSSS has developed in the basis of the ABB-CE System 80+ design concept. In this study, several regulatory requirements for the KNGR shutdown cooling system (SCS) operation are investigated. The purpose of this study is to establish the technical self-reliance for SCS design by supporting fundamental data such as SDCHX effective area and reactor CCW flow rate. Thermal power of KNGR would be increased to about 4,000 $MW_{th}$ in comparison with thermal power 2.825 $MW_{th}$ of UCN 3&4, therefore, SCS design data shall b recalculated by using the KDESCENT Code, which could evaluate cooling capability of SCS. It is found that SCS minimum flow rate is able to remove the primary sensible heat. Reviewing the major components such as heat exchanger, pump, value, and operating procedure, it is concluded as follows.

• Proceedings of the Korean Institute of Building Construction Conference
• /
• 2012.11a
• /
• pp.233-235
• /
• 2012

Continually having growed up overseas construction market for new Nuclear Power Plant(NPP), the exports of Korean Reactor emerges as the key task of National Nuclear Business. The objective of this study is to strengthen the competitiveness of Korean Reactor through the improvement of Construction Project Contract & Delivery System for NPP. This study suggests the method for increasing Korean Reactor's competitiveness of exports by analyzing the business environment of foreign market and comparing Contract & Delivery System between domestic and foreign.

• Journal of the KSME
• /
• v.33 no.8
• /
• pp.746-751
• /
• 1993

발전로 계통설계와 ASME Code의 적용과의 상호연관성을 이해하기 위하여, 관련되는 내용으 로서, 계통설계의 개요, 원자력발전소의 기기 및 구조물의 등급분류 및 실례를 개괄적으로 살펴 보았다. 앞에서 본 바와 같이 계통설계 결과로서 부여되는 기기 및 구조물의 등급은 바로 적용 ASME Code 또는 기타 산업기술기준을 결정하는 근거가 되는데, 이것은 원자력 규제법규나 지침 등에 근거하고 있음을 알 수 있었다. 이와 같은 내용에 대한 정확한 이해는 각 기기나 구조물의 설계에 꼭 필요함은 물론, 원자력발전소의 인허가를 위시한 규제업무를 충분한 안전성을 확보 하면서, 합리적으로 수행하는데 매우 유용하리라고 판단된다. 뿐만 아니라 앞으로 국내에서 독 자적인 기술기준을 마련하여 적용하고자 할 때 이러한 사항들이 일관성 있고 균형있게 반영되 어야 할 것으로 생각된다.

• Journal of the KSME
• /
• v.31 no.3
• /
• pp.244-250
• /
• 1991

본 글에서는 EPFM을 이용한 구조물의 건전성 평가법을 소개하였다. 이러한 방법을 원자력발 전소 NSSS평가에 적용하면 좀 더 정확한 해석결과를 얻을 수 있으며 불필요한 가동중단이나 보수작업을 피할 수 있다. 한편 ASME XI에서 현재 제정중인 EPFM 관련법규도 소개하였는데, 가까운 장래에 결정될 최종안에는 약간의 내용변화가 있으리라 생각된다. 근래에는 건전성평 가를 위한 컴퓨터 소프트웨어가 많이 개발되어 이용되고 있다. 필자들이 아는 바로는 B & W 사에서 개발한 DPFAD, Structural Integrity Associate 사에서 개발한 PC-CRACK, 그리고 LBB 설계용으로 EPRI에서 개발한 FLET등이 있다. 국내에서는 필자들에 의해 개발된 EPIES가 있 는데 자세한 내용은 관련문헌(10,11)을 참고하기 바란다. 본 글에서 소개한 EPEM 평가법은 원 자력 발전소뿐만 아니라 가동온도가 높고 연성재료가 널리 사용되는 화력 발전설비, 석유, 화 학설비 및 제철설비 등에도 공통적으로 적용될 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• v.29 no.2
• /
• pp.158-166
• /
• 1997

Integrated performance test of Chemical and Volume Control System was successfully performed in 1994. However, an extensive effort to correct hardware and software problems in the letdown line was required mainly due to the lack of adequate simulation code to predict the test accurately. Although the LTC computer code was used during the YGN 3'||'&'||'4 NSSS design process, the code can not satisfactorily predict the test due to it insufficient letdown line modeling. This study developed a numerical model to simulate the letdown test by modifying the current LTC code, and then verified the model by comparing with the test data. The comparison shows that the modified LTC computer code can predict the transient behavior of letdown system lese very well. Especially, the model was verified to be able to predict the "Stiction (composition of stick and friction)" phenomena which caused instantaneous fluctuations in the letdown backpressure and flowrate. Therefore, it is concluded that the modified LTC computer code with the ability of calculating the "Stiction" phenomena will be very useful for future plant design and test predictions.predictions.

• Proceedings of the KSME Conference
• /
• 2007.05a
• /
• pp.285-290
• /
• 2007

KALIMER-600 is a sodium cooled fast reactor with a fast spectrum neutron reactor core. The NSSS design has three heat transport systems of a PHTS (Primary Heat Transport System), a IHTS (Intermediate Heat Transport System) and a SGS (Steam Generation System). PHTS is a pool type and has a large amount of sodium in the pool. The mechanical design targets are maintaining the enough structural integrity for a seismic load of SSE 0.3g and the thermal and mechanical loads by the high temperature environments and an economical competitiveness when compared with other reactor types.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• v.35 no.6
• /
• pp.566-580
• /
• 2003

To resolve the concern of the SWR possibility in LMR and improve the economic feature of LMR, relative performance of various SG designs using a double tube bundle configuration is evaluated and a new SG design concept is proposed. The new steam generator design houses two tube bundles that are functionally different and its tube bundle region is radially divided into two. It prevents the occurrence of sodium water reaction while sodium is still used as the coolant for the primary heat transport system. The feasibility of the SG with a double tube bundle for actual use in an LMR plant is evaluated by setting up the skeleton of the NSSS for various possible configurations of the SG tube bundles. The evaluation revealed the relative advantages and disadvantages of the configurations and the new SG design concept performs good and can be actually used in an LMR plant.