• 대한토목학회논문집
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• 제26권1C호
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• pp.33-42
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• 2006

우리나라 하천 제방은 유래를 알 수없는 오래 된 것이 많고 당시 공학적 배경 없이 주변에서 손쉽게 얻을 수 있는 재료를 사용하여 제방을 축조하였기 때문에 근본적으로 많은 문제점을 내포하고 있다. 현재에 와서는 제체가 노후화 되고 최근 기상이변으로 인해 제방의 안전이 더욱 크게 위협받으면서 제방단면을 증대시키거나 수리시설을 전폭 재검토하는 등 설계 보완적 측면의 여러 가지 대책방안이 수립되고 있다. 그러나 제방을 신설하거나 기존단면을 보수 또는 단면을 증대함에 있어 재료특성을 제대로 반영하지 못하고 아직도 단편적인 설계기준을 전면 적용하거나 획일적인 다짐 시공관리 기준을 적용하는 정도로 그치는 경우도 있다. 따라서 본 검토에서는 제체의 재료특성에 주안점을 두어 Sherard(1953)가 제안한 균열 및 파이핑 저항등급을 소개, 이를 실제 파이핑이 발생한 국내 하천제방에 적용한 결과를 제시하고 유한요소법에 의한 침투해석을 실시하여 현행 설계기준에 의한 안정검토 결과와 비교해 보았다. 검토결과, 두 방법 모두 파이핑이 발생하는 것으로 평가되었으나 파이핑 저항등급은 다짐의 영향이 고려되어야 하고, 입도기준의 경우 주어진 재료의 입도와 제안된 입도기준과의 일치도를 정량적으로 제시하기 어려운 문제점을 보여 이에 대한 보완이 필요할 것으로 판단되었다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제13권1호
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• pp.61-68
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• 2017

Reactor pressure vessel (RPV) under severe accident conditions accompanied by core melting is exposed to direct high-temperature thermal loads. Understanding the creep behavior of the material is one of the most important factors for evaluating the structural integrity at these conditions. While damage evaluation studies have been conducted on critical structures of nuclear power plants through finite element (FE) analyses considering creep behavior, for accurate creep damage evaluation, constitutive equations considered in the FE analyses may have different results depending on the time hardening and strain hardening models as well as the tertiary creep consideration. The purpose of this study is to evaluate the creep damage under severe accident conditions by using FE method for a representative domestic RPV material, SA508 Gr.3. The effect of material hardening models and constitutive equations which are the main variables were also investigated.

• Corrosion Science and Technology
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• 제17권6호
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• pp.317-323
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• 2018

Assumptions have always been that wall thinning on the secondary side piping in nuclear power plants is mostly caused by Flow-Accelerated Corrosion (FAC). Recent studies have showed that wall thinning on the secondary side piping is caused by Liquid Droplet Impingement Erosion (LDIE), Solid Particle Erosion (SPE), cavitation, and flashing. To manage those aging mechanisms, several software such as CHECWORKS, COMSY, and BRT-CICERO have been used in nuclear power plants. Korean nuclear power plants have been using the CHECWORKS program since 1996 to date. However, many site engineers have experienced a lot of inconveniences and problems in using the CHECWORKS program. In order to work through the inconveniences and to remedy problems, KEPCO-E&C has developed a "3D-based pipe wall thinning management program (ToSPACE)" based on the experience of over 30 years in relation to the pipe wall thinning management. This study compares the results of FAC and LDIE analysis using both the CHECWORKS and ToSPACE programs with respect to validation of the wall thinning analysis results.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제57권5호
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• pp.628-636
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• 2019

다양한 산업 공정에서 배관은 각 단위공정 사이의 연결 매개체의 역할을 하며, 내부의 유동에 있어 필수적인 장치이다. 따라서 배관의 최적설계는 안전과 비용의 측면에서 매우 중요한 문제이며, 설계 시 필수적인 사항은 배관 내 압력강하 및 유속, 배관 지름 등을 결정하는 일이다. 본 연구에서는 배관 지름 및 유속이 정해졌을 때 발생하는 압력강하, 배관의 압력강하 및 유속이 정해졌을 때의 배관 지름, 배관 지름 및 압력강하가 정해졌을 때의 유속을 결정하는 소프트웨어를 개발하였다. 배관 내 유동을 단일 상 흐름, 균질 2 상 유동, 분리 2 상 유동으로 구분하였으며 이에 따라 적절한 계산 모델을 적용하였다. 파이프의 재질 및 상대 거칠기, 유체의 물성치, 마찰계수의 계산을 위한 시스템 라이브러리를 구축하여 사용자의 입력을 최소화하였다. 배관 재질에 따른 가격 라이브러리를 구축하여 단위 길이당 배관 투자 비용의 산출을 가능하도록 구성하였다. 이러한 모든 기능은 사용자 편의를 위한 그래픽 사용자 인터페이스를 이용한 통합 환경에서 구현할 수 있으며, C# 언어를 개발 언어로 사용하였다. 소프트웨어의 정확도를 문헌 자료와 실 수행 과제의 예제를 통하여 검증하였으며 단일 상의 경우 1% 미만, 2 상의 경우 최고 8.8% 정도의 차이를 보였으며, 이에 따라 개발된 소프트웨어가 실제 공정의 계산에 유용하게 쓰일 수 있음을 알 수 있었다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제32권8호
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• pp.660-667
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• 2008

During the last two decades, lots of efforts have been devoted to resolve thermal stratification phenomenon and primary water environment issues. While several effective methods were proposed especially in related to thermally stratified flow analyses and corrosive material resistance experiments, however, lack of details on specific stress and fatigue evaluation make it difficult to quantify structural behaviors. In the present work, effects of the thermal stratification and primary water are numerically examined from a structural integrity point of view. First, a representative austenitic nuclear piping is selected and its stress components at critical locations are calculated in use of four stratified temperature inputs and eight transient conditions. Subsequently, both metal and environmental fatigue usage factors of the piping are determined by manipulating the stress components in accordance with NUREG/CR-5704 as well as ASME B&PV Codes. Key findings from the fatigue evaluation with applicability of pipe and three-dimensional solid finite elements are fully discussed and a recommendation for realistic evaluation is suggested.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제11권1호
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• pp.74-78
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• 2015

Nuclear power plant steam generator that is one of the main component has several thousands of thin tubes. And the steam generator tube is subject to damage because of the severe operation conditions such as the high temperature and pressure. Therefore periodic inspections are conducted to ensure the integrity of steam generator component. Hanul unit 3 also has been inspected in accordance with in-service inspection program and is scheduled to be replaced for exceeding the plugging rate which was recommended by manufacturer. During the steam generator replacement activity, we found several clustered porosity on inner surface of main feed water pipe. Additionally crack-like indications were found at weld interface between base material and weld of main feed water pipe. This paper describes the field experience and visual testing results for inner surface of main feed water pipes. The destructive test result had shown that these indications were porosities which were caused by manufacturing process not by operation service.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제30권5호
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• pp.435-443
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• 1998

Leak-before-break(LBB) approach has been shown to be both cost effective and risk reductive when applied to high energy Piping in nuclear Power Plants. For the Korean Next Generation Reactor (KNGR) development, LBB application is considered for the Main Steam Line(MSL) piping inside containment. Unlike the primary system leakages, the MSL leak detection systems must be based on principles other than radioactivity measurements. Among humidity, heat and acoustic noise currently being considered as indicators of leakage, we explored humidity as an effective one and developed ceramic-based humidity sensor which can be qualified for LBB applications. The ceramic material, sintered and annealed MgCr$_2$O$_4$-TiO$_2$, is shown to increase its electrical conductivity drastically upon water vapor adsorption over the entire temperature range of interest. With this ceramic sensor specimen, we suggested installation-inside-the-piping method by which we can detect leakage more rapidly and sensitively. In this paper, we describe the progress in the development and characterization of ceramic humidity sensor for the LBB application to the MSL of KNGR.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제13권1호
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• pp.54-60
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• 2017

When a sudden rupture occurs in high energy lines, ejection of inner fluid with high temperature and pressure causes blast wave as well as thrust forces on the ruptured pipe itself. The present study is to examine pipe whip behaviors and blast wave phenomena under postulated pipe break conditions. In this context, typical numerical models were generated by taking a MSL (Main Steam Line) piping, a steam generator and containment building. Subsequently, numerical analyses were carried out by changing break locations; one is pipe whip analyses to assess displacements and stresses of the broken pipe due to the thrust force. The other is blast wave analyses to evaluate the broken pipe due to the blast wave by considering the pipe whip. As a result, the stress value of the steam generator increased by about 7~21% and von Mises stress of steam generator outlet nozzle exceeded the yield strength of the material. In the displacement results, rapid movement of pipe occurred at 0.1 sec due to the blast wave, and the maximum displacement increased by about 2~9%.

• 대한기계학회논문집A
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• 제36권3호
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• pp.275-282
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• 2012

본 연구에서는 탄소강 배관 재료의 동적변형시효 거동에 미치는 노치에 의한 응력과 변형 집중 효과를 파악하기 위해서, 표준 시편과 노치 시편을 이용하여 다양한 온도와 시험 속도에서 인장시험을 수행하였다. 또한, 시편의 형상에 따른 응력과 변형률 상태의 차이를 파악하기 위해서, 각 시편에 대한 유한요소 시뮬레이션을 수행하였다. 노치 시편을 이용한 인장시험 결과에서도 표준 시편에서 관찰된 것과 같은 동적변형시효의 증거인 serration과 인장강도의 증가 현상이 관찰되었다. 동일한 시험 속도에서 인장시험이 수행된 경우에 표준 시편에 비해 노치 시편에서 동적변형시효 현상이 고온에서 나타났다. 유한요소 해석 결과에 의하면 표준 시편에 비해 노치 시편에서 동적변형시효가 고온에서 나타나는 것은 노치부에서 응력과 변형의 집중으로 인한 높은 변형률 속도에 기인하는 것으로 확인되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2003년도 춘계학술발표대회 요약집
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• pp.241.2-241.2
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• 2003