• 에너지공학
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• 제22권2호
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• pp.148-155
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• 2013

한국표준형원전(OPR-1000)의 증기발생기 전열관은 관재료로 Alloy 600과 Alloy 690이 사용되고 있으며 전열관 확관방법은 폭발확관법이 적용되었다. 원전 운전경험에 따르면 전열관 확관법으로 폭발확관법이 사용된 증기발생기의 전열관들은 원주방향 균열이 잘 발생하였으며 그 위치는 전열관의 확관천이부위 외면이었고 슬러지에 의해 둘러싸인 지역이었다. 그러나 같은 조건의 전열관이라도 수압확관법이 적용된 경우는 원주방향 균열보다는 축방향 균열이 우세한 경향을 보여왔다. 따라서 본 연구에서는 상기와 같은 차이를 규명하기 위하여 전열관과 관판의 형상을 모델링하였으며 확관법에 따라 운전중 조건에서 전열관의 확관천이 부위에 작용하는 응력의 크기를 전산프로그램을 사용하여 계산하였고, 균열의 방향성과 우세성을 평가하였다.

• 한국수소및신에너지학회논문집
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• 제22권4호
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• pp.546-551
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• 2011

The corrosion on steam generator tubes of the secondary side of pressurized water reactor inhibits heat transfer. One of the most efficient techniques improving the heat transfer performance of a nuclear electric generation is a corrosion control. The environmental parameters mostly affecting corrosion are materials and chemical additives. It seems that no further corrosion occurs in steels with Polyacrylic acid polymer dispersant treatment. Polyacrylic acid forms a protective coating with uniform thickness on metal surface. Polyacrylic treatment appears to be the most convenient way to enhance the thermal performance by the thermal conductivity improvement in steam generators.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권5호
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• pp.1381-1389
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• 2019

Stress corrosion cracking (SCC) widely found in both primary and secondary sides of steam generator (SG) tubing in pressurized water reactors (PWR) has become an important safety issue. Using eddy-current tests (ECTs), non-destructive evaluations are performed for the integrity management of SG tubes against intergranular SCC. To enhance the reliability of ECT, this study investigates the effects of oxide films on ECT's detection capabilities for SCC in laboratory-degraded SG tubing in high temperature and high pressure aqueous environment.

• 비파괴검사학회지
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• 제29권2호
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• pp.98-103
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• 2009

원자력발전소 증기발생기 전열관에 균열이 발생할 경우 해당 전열관을 관막음하여 안전하게 운영하고 있다. 만약 가동중검사시 균열 검출에 실패할 경우 전열관 파단사고와 같은 대형 사고로 이어질 수 있다. 증기발생기 전열관에는 여러 유형의 균열이 발생하고 있는데, 와전류검사로부터 균열이 확인된 경우 균열의 크기를 평가하여 전열관의 건전성을 평가하여야 한다. 그러나 균열의 깊이평가는 평가방법이 난해하여 평가 결과의 정확도 및 평가자 사이의 일관성이 떨어진다. 본 논문에서는 현재 사용되고 있는 균열깊이 평가방법에 대한 정확도 및 일관성을 확인하고, 보다 신뢰성 있는 평가방법의 개발을 위하여 고리 1호기 구증기발생기를 활용하였다. 국내 유자격 평가자들의 round robin test 결과를 통계적으로 분석하여 균열 유형별 최적의 평가방법을 도출하였다. 본 논문에서 제시된 균열깊이 평가기법은 국내 원전의 증기발생기관리프로그램에 활용되어 원전의 신뢰성 향상에 기여할 것으로 기대된다.

• 에너지공학
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• 제24권2호
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• pp.91-102
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• 2015

관류식 직관형 증기발생기의 열수력 설계와 성능분석을 위한 해석코드를 개발하였다. 개발한 물리적 모델과 수치 해석 코드를 검증하기 위해 설계 제원이 공개되어 사용되고 있는 관류식 직관형 증기발생기를 개발된 코드를 이용해 해석하고 설계 자료와 비교하였다. 또한 동일한 증기발생기를 최적 열수력 안전해석코드인 MARS를 이용하여 해석한 뒤 비교분석하였다. 열전달면적, 압력 및 온도분포 등의 계산 결과는 설계 자료 및 MARS 코드의 계산 결과와 대부분 일치하게 나타났다. 최종적으로 개발된 코드가 직관형 증기발생기의 열적 설계 최적화 및 민감도 분석을 목적으로 폭넓게 사용될 수 있음을 확인하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제23권3호
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• pp.175-184
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• 1998

1998년에 고리 1호기로부터 교체될 증기발생기의 선량율을 계산하기 위하여 Smear 오염검사 결과와 튜브 손상원인을 규명하기 위하여 인출하였던 증기발생기 튜브의 선량을 측정결과로부터 증기발생기 내부의 방사성핵종 재고량을 평가하였다. 방사성 핵종 재고량을 토대로 QAD-CG 컴퓨터 코드를 이용하여 증기발생기 표면의 접촉 선량율과 1 m 이격 선량율을 계산하였는데, 접촉 선량율은 Channel Head의 하부에서 최저인 11.5 mR/hr를 나타냈으며, Shell Barrel의 중간 지점에서 최대값인 37.7 mR/hr를 나타냈다. 한편 접촉 선량율과 1 m 이격 선량율은 증기발생기의 크기로 인해 큰 차이를 보이지 않았다 또한 증기발생기의 차폐가 필요할 경우 요구되는 기본적인 데이터를 마련하기 위하여 납과 탄소강의 차폐 특성을 비교해 보았다. 납을 차폐체로 사용할 경우 2 mm 두께만으로도 증기발생기 Shell Barrel 중간 지점에서의 표면 선량율이 37.7 mR/hr에서 15.7 mR/hr로 감소되었다. 그러나 탄소강의 경우에는 차폐체의 두께를 2 cm로 증가시킨다고 하더라도 차폐효과가 매우 낮았다. 이러한 차폐효과 차이는 저에너지 광자에 대한 납과 탄소강의 감쇄효과 차이와 축적인자 차이 때문에 발생되는 것으로 추정된다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2001년도 춘계학술대회논문집D
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• pp.726-731
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• 2001

A thermal design software is developed for the heat recovery steam generator(HRSG) of combined cogeneration systems. The heat transfer is calculated by using the element method to account for the varying thermal properties across the heat transfer elements. The circulation balance is computed for the evaporator to accurately estimate the steam generation rate and to check the proper circulation of the boiler water through the tubes. The software developed can be used to simulate HRSG systems with various combinations of auxiliary burner, wall superheater, superheater, reheater, evaporator, and economizer. Systems with several different combinations of the system components are successfully tested. And it is concluded that the developed software can be used for the design of heat recovery steam generators with various combinations of heat transfer components.

• 한국태양에너지학회 논문집
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• 제33권3호
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• pp.91-98
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• 2013

In this study, we have carried out development and performance evaluation of optimized MEMS(Multi-Effect-Multi-Stage) fresh water generator with $7m^2/day$ for solar thermal desalination system. The developed MEMS was composed of high temperature part and low temperature part. This arrangement has the advantage of increasing the availability of solar thermal energy. The MEMS consists of 2 steam generators, 5 evaporators, and 1 condenser. Tubes of heat exchanger used for steam generators, evaporators and condenser were manufactured by corrugated tubes. The performance of the MEMS was tested through in-door experiments, using an electric heater as heat source. The experimental conditions for each parameters were $20^{\circ}C$ for sea water inlet temperature to condenser, $8.16m^2$ /hour sea water inlet volume flow rate, $70^{\circ}C$ for hot water inlet temperature to generator of high temperature part, 3.6 4.8, 6.0 $m^2/hour$ for hot water inlet volume flow rate. As a result, The developed MEMS was required about 85 kW heating source to produce $7m^2/day$ of fresh water. It was analyzed that the performance ratio of MEMS was about 2.6.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제17권1호
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• pp.45-52
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• 1985

가압 경수로의 소형 냉각재 사고시 증기 발생기 U-자관 내에서의 억류 응축 현상(reflux condensation phenomena)은 주요한 열제거 수단이 된다. 열제거 Mechanism이 순수히 역류 응축 현상에 의 할 때, 증기 발생기의 열제거 능력을 평가하기 위하여 원자로 증기 발생기의 U-자관을 모사하는 두개의 U-자 관을 가진 증기응축 장치를 제작하여 다음 두 가지의 실험을 수행하였다. 첫째로, U-자관속에서 역류 응축 현상이 일어날 때 증기의 유입량을 증가시켜 가면서 역류 응축이 일어나는 액체 막 길이 (filmwise reflux condensation length)를 측정하였다. 둘째로는 길이가 다른 두 개의 U-자관에 증기만을 유입시킬 때와 증기와 공기를 동시에 유입시킬 때에 대한 Flooding Point를 측정하여 U-자관의 길이와 비응축성 가스가 Flooding Point에 미치는 영향을 조사하였다. 그리고 수학적 모델을 이용한 이론적 측정값과 실험 Data를 비교하였다.

• 한국표면공학회지
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• 제35권6호
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• pp.371-376
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• 2002

Steam turbine components of power generators are subjected to severe damages from the particle erosion by iron oxides (mainly $Fe_3$$O_4$) which are formed due to the oxidation of boiler tubes, causing high costs for maintaining and repairing. One of the practical ways to minimize the particle erosion is to apply the erosion resistant boride coating on the turbine components which is composed of boride apply. But the evaluation of its performance has not been carried out. A particle erosion tester, which can offer the erosion condition of steam turbine components, was developed to evaluate the performances of the boronized Cr/Mo alloy. The result showed that the boronized Cr/Mo alloy showed superior resistance to particle erosion to the bare Cr/Mo alloy in all test conditions.