• 한국화재소방학회논문지
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• 제16권1호
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• pp.24-29
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• 2002

본 연구는 배관에서의 정확한 압력손실과 유량을 측정하기 위하여 스프링클러 시스템중 격자배관방식에 대한 수리계산 프로그램을 개발하는데 그 목적이 있다. 본 프로그램 개발은 배관망 해석방법 등 여러 가지 자료로 근거하며, 격자배관방식이 국내에서 현행 시행되고 있는 규약배관방식의 단점을 보안하여 스프링클러 시스템을 성능기준화재안전설계로 이끌어 내기 위함이다. 소화설비의 전산화로 인한 작업의 편리성과 정확한 계산을 측정함으로서 전진적인 화재안전설계를 이룩하게 될 것이다. 이러한 프로그램의 개발은 미국 등에서 먼저 이루어져 오고 있으며 국내에서의 소방에 대한 발전이 한 단계 발전되는 계기를 마련하게 될 것이다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제15권1호
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• pp.18-27
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• 2019

The Advanced Power Reactor 1400 (APR1400) Steam Generator (SG) uses alloy 690 as a tube material and SA-508 Grade 3 Class 1 as a tubesheet material to form tube-to-tubesheet joint through hydraulic expansion process. In this paper, the residual stresses in the SG tube-to-tubesheet contact area was investigated by applying Model-Based System Engineering (MBSE) methodology and the V-model. The use of MBSE transform system description into diagrams which clearly describe the logical interaction between functions hence minimizes the risk of ambiguity. A theoretical and Finite Element Methodology (FEM) was used to assess and compare the residual stresses in the tube-to-tubesheet contact area. Additionally, the axial strength of the tube to tubesheet joint based on the pull-out force against the contact joint force was evaluated and recommended optimum autofrettage pressure to minimize residual stresses in the transition zone given. A single U-tube hole and tubesheet with ligament thickness was taken as a single cylinder and plane strain condition was assumed. An iterative method was used in FEM simulation to find the limit autofrettage pressure at which pull-out force and contact force are of the same magnitude. The joint contact force was estimated to be 20 times more than the pull-out force and the limit autofrettage pressure was estimated to be 141.85MPa.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제12권2호
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• pp.40-49
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• 2016

Flow accelerated corrosion (FAC) of the carbon steel piping has been a significant problem in nuclear power plants. FAC occurs under certain hydrodynamic, environmental, and material conditions, and extensive research into the factors of FAC has been conducted. The basic process of FAC is now relatively well understood; however, a full mechanistic model has not yet been established. Recently, the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) has built a large experiment loop system for FAC. To produce significant experimental results using this system, the factors affecting on FAC should be analyzed quantitatively, and a model needs to be developed. In this work, a statistical modeling methodology to develop an empirical model is described in detail, and a preliminary model is suggested. Firstly, FAC data were collected from the research literature in Japan and the results of domestic experiments. The flow rate, water temperature, pH at room temperature, and the Cr content are selected as major factors, and nonlinear regression is used to find the best fit of the available data. An iterative procedure between suggesting and evaluating a model is used until an optimum model is obtained. The developed model gives the FAC rate comparable to the measured FAC rate. The developed model is going to be refined using additional laboratory data in the future.

• 대한기계학회논문집A
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• 제37권5호
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• pp.649-655
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• 2013

이종금속용접부에 대한 실제 용접 공정 중 용접부에서 결함이 발견되면 이를 제거하고 보수용접이 수행된다. 일반적으로 보수용접을 수행하면 용접부에서 인장 잔류응력이 크게 증가될 수 있는 것으로 알려져 있다. 따라서 Alloy 82/182를 사용하여 보수용접이 수행된 이종금속용접부의 일차수 응력부식 균열 현상을 평가하기 위해서는 보수용접에 의한 용접부의 응력 변화를 정확하게 평가해야 한다. 본 논문에서는 비선형 유한요소해석을 수행하여 보수용접에 의한 원자력 이종금속 맞대기 용접부의 응력 분포를 평가하였다. 특히 보수용접 공정 모사를 위한 여러 유한요소 해석방법이 이종금속용접부의 응력분포에 미치는 영향을 평가하였다.

• 한국음향학회지
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• 제41권6호
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• pp.680-690
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• 2022

일반적으로 배관에서 발생하는 진동은 배관을 파손시키는 문제를 넘어 배관 파손으로 유발되는 다른 위험한 문제의 원인이 된다. 배관 진동의 원인 분석과 이를 줄이기 위한 수많은 연구들이 존재하는데, 그 중 마찰 지지대를 이용한 배관 진동저감에 대한 연구가 소수 진행되고 있다. 하지만 마찰 지지대에 관한 연구들은 마찰 지지대 성능 예측과 평가에만 집중하였고, 지지대 설치 위치에 따라 달라지는 마찰 지지대의 효과는 고려하지 않았다. 따라서, 본 연구에서는 마찰 지지대의 설치 위치에 따른 배관 진동 저감 효과를 입증하고 전체 시스템의 진동을 줄이기 위한 마찰 지지대 위치 선정 방법을 제시한다. 설계단계에서 최적화 방법을 효과적으로 적용하기 위해 선형 해석으로만 마찰 지지대의 최적 위치를 예측하고, 설계된 마찰 지지대를 시간 영역 해석을 통해 방법론의 타당성을 입증하였다. 또한, 배관 시스템에서 마찰 지지대의 우수한 진동 저감 효과를 정량적으로 해석하여, 지지대 설치 위치를 예측하는 방법의 효용성을 증명하였다.

• 한국안전학회지
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• 제22권1호
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• pp.7-12
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• 2007

There are two kinds of design process for sprinkler system. one is pipe schedule system and the other is hydraulically designed system. We have inefficient results when we design by hydraulically designed system because the design process for sprinkler system is restricted by domestic fire code. Therefore, it is essential to do an introduction of hydraulically designed system which is based on engineering for enhancing reliability and efficiency of sprinkler system. This study presents points at issue by comparing and studying design standards of sprinkler system from Korea, Japan and NFPA, and presents improvement plans of national fire safety code of sprinkler system by processing, comparing and analyzing designs according to piping schedule and hydraulically designed system about domestic objects. Installation standards of sprinkler system have to be applied not by object buildings but by hazard classification. It is hard to design an efficient sprinkler system for fire control when water supply requirement of sprinkler systems allocated according to a size of a building because the same purpose but other buildings may request more water requirement or less. We should sublate the pipe schedule system from national fire safety code and need to introduce the hydraulically designed system. The pipe schedule system presents easy access because it is based on the forecasted engineering calculations but it is applied to only small buildings like NFPA due to its low reliability.

• 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.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제10권1호
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• pp.37-43
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• 2014

Nuclear power plants(NPPs) are consisted of power production functions and safety functions preventing leakage of radiation. Operators working in NPPs shall maintain these functions during an operation period through various activities such as improvement & modification, corrective maintenance, preventive maintenance and surveillance test. According to the performance of these work activities, there are configuration changes in NPPs systems. Its changes cause the increase of safety risks(CDF) and plant trip risks. Recently, the importance of risk management is increasing gradually in the operation process of NPPs. Therefore, this paper presents the work management methods using the various risk monitoring systems during power operation and overhaul period. Also this paper suggests the optimum application ways of risk systems for work management.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제6권1호
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• pp.37-42
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• 2010

The stay cylinder weld at the steam generator of Korean Standard Nuclear Power Plants is safety class I component and is subjected to be inspected by the volumetric examination such as ultrasonic method. As accessibility of this area is limited due to the narrow space and high radiation, the existing manual inspection method involves various difficulties. Moreover operators may be exposed to internal contamination by contaminated dust during the surface buffing process to improve the inspection reliability of this area. Recently the new automatic inspection system for stay cylinder welds has been developed. The inspection system basically consists of a driving assembly, data acquisition device and signal processing units. The driving assembly is classified by 1) the scanner for inspecting and buffing the weld, 2) pillars for guiding the scanner and 3) the base frame for loading and supporting pillars. The scanner has 4 sensor modules to inspect in 4 refracted angles and 4 incident directions. These components can be inserted into the skirt of the stay cylinder through the manway hole and assembled easily by one-touch in the skirt. Data acquisition device and signal processing units developed in previous works are also newly upgraded for better processing of data analysis and evaluation. The system has been successfully demonstrated not only in the mock-up but also in the field. In this paper, newly developed inspection system for the stay cylinder weld of the steam generator is introduced and their field applications are discussed.

• 한국전산구조공학회:학술대회논문집
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• 한국전산구조공학회 1995년도 가을 학술발표회 논문집
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• pp.61-67
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• 1995

The steam generator, one of the major components in the reactor coolant system, plays an important role in transferring the thermal energy made in the reactor during normal operation to the secondary side and producing steam to drive turbine. A hydraulic snubber system is used in order to protect the steam generator under the dynamic loading condition and to absorb the thermal expansion transmitted by the reactor coolant piping due to high temperature and pressure during normal operation. In this study, the model for a geometrical linkage system is presented to analyze the snubber stroke of the steam generator and the parameters in the snubber stroke analysis are investigated. A method to analyze lever ratio of the linkage system which is required in the process of determining the snubber stiffness value is also presented. To discuss the validation of the suggested analysis, the analysis results are compared with the measured data during the hot functional test for the standardized 1000 Mwe pressurized water reactor plant under the construction.