• 방사선산업학회지
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• 제11권3호
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• pp.123-130
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• 2017

Concerns about high radiation exposure to the hands of radiation workers who may contact with radioactive contamination on surfaces in a nuclear power plant (NPP) had been raised, and the Korean regulatory body required the extremity dose estimation during contact tasks with radioactive materials. Korean NPPs conducted field tests to identify the incident radiation to the hands of radiation workers who may contact with radioactive contamination during maintenance periods. The results showed that the radiation fields for contact tasks are dominated by high energy photons. It was also found that the radiation doses to the hands of radiation workers in Korean NPPs were much less than the annual dose limits for extremities. This approach can be applicable to measure and estimate the extremity dose to the hands of medical workers who handle the radioactive materials in a hospital.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권2호
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• pp.402-409
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• 2019

When a loss of coolant accident (LOCA) occurs in a nuclear power plant, accident scenarios which can prevent core damage are defined based on break size. Current probabilistic safety assessment evaluates that core damage can be prevented under small-break LOCA (SBLOCA) and steam generator tube rupture (SGTR) with rapid cool down (RCD) strategy when all safety injection systems are unavailable. However, previous research has pointed out a limitation of RCD in terms of initiation time. Therefore, RCD success criteria estimation based on allowable coping time under a SBLOCA or SGTR when all safety injection systems are unavailable was performed based on time-line and thermal-hydraulic analyses. The time line analysis assumed a single emergency operating procedure flow, and the thermal hydraulic analysis utilized MARS-KS code with variables of break size, cooling rate, and operator allowable time. Results show while RCD is possible under SGTR, it is impossible under SBLOCA at the APR1400's current cooling rate limitation of 55 K/hr. A success criteria map for RCD under SBLOCA is suggested without cooling rate limitation.

• 한국기계가공학회지
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• 제20권7호
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• pp.89-96
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• 2021

In this study, a mini hydro cyclone was designed and manufactured to achieve an inlet flow rate of 2 L/min in the experiment, which was conducted using alumina powder with a specific gravity of 3.97. This hydro cyclone was studied for using in steam and water analysis system (SWAS) of thermal power plant and was manufactured by 3D printing. Numerical analysis was performed with Solidworks Flow Simulation, utilizing the reynolds stress method (RSM) of fluid multiphase flow analysis models. Experimental and numerical analysis were performed under the three conditions of inlet velocity 2.0, 4.0, and 6.0 m/s. The separation efficiency was over 80% at all inlet velocity conditions. At the inlet velocity 4m/s, the separation efficiency was the best, and it was confirmed that the efficiency was more than 90%.

• 대한기계학회논문집A
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• 제38권6호
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• pp.655-662
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• 2014

본 논문에서는 상온과 원전 설계온도에서 증기발생기 전열관의 축방향과 원주방향 응력-변형률 거동과 인장물성치를 파악하기 위해서, 튜브 시편과 링 시편을 이용하여 상온과 $343^{\circ}C$에서 Alloy 690TT 전열관에 대한 인장시험을 수행하였다. 축방향 인장시험 결과 상온과 $343^{\circ}C$에서 모두 항복점 현상이 관찰되었으며, $343^{\circ}C$에서는 Serration이 관찰되었다. 축방향과 원주방향 모두 상온에 비해 $343^{\circ}C$에서 강도는 감소하였으나 연신율은 거의 변화가 없었다. $343^{\circ}C$에서 가공경화율은 상온에 비해 약간 감소하였으나, 가공경화 거동의 변화는 없었다. 시험 온도에 관계없이 축방향에 비해 원주방향의 항복강도와 인장강도가 약 5 10% 정도 낮았다. 시편 방향에 관계없이 상온 대비 $343^{\circ}C$에서 Alloy 690TT 전열관의 항복강도와 인장강도 감소는 ASME Sec.II의 온도 보정계수에 의해 예측된 것보다 큰 것으로 확인되었다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제19권8호
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• pp.44-54
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• 2018

복합발전플랜트 배열회수보일러 고압증발기의 기기인 분배기에 대하여 설계조건과 과도운전조건을 고려하여 응력 및 피로에 관한 안전성을 평가하였다. 먼저, 배열회수보일러 튜브군 모델의 해석결과로부터 분배기의 상부에 연결되는 수직 강수관, 하부에 연결되는 수직 급수배관, 열교환기의 입구헤더로 향하는 수평방향의 방사형 배관들에 대하여 노즐하중을 도출하였다. 이와 같이 구한 노즐하중은 분배기의 상세모델에 대한 설계조건과 과도운전조건의 해석 시에 노즐 단면에 가해지는 하중으로 사용하였다. 분배기의 상세한 해석모델을 만들고 설계조건의 내압과 노즐하중에 대한 정적구조해석을 수행하였다. 설계조건에서 최대응력은 수평방향 배관의 노즐 보어에서 발생하였다. 최대응력 위치의 국부 1차 막응력이 쉘과 노즐에서 허용기준보다 작으므로 ASME Code의 허용기준을 만족하는 것으로 나타났다. 배열회수보일러에 주어진 8가지 과도운전조건을 고려하여, 분배기의 상세모델에 대하여 열해석을 수행하고, 과도운전 시의 내압, 노즐하중, 열하중에 대한 과도구조해석을 수행하였다. 과도운전조건에서 최대응력은 분배기 상부의 수직 강수관 노즐 부위에서 발생하였다. ASME Code에 의거하여 수직 강수관 노즐 부위의 피로수명을 평가하였다. 결과적으로 계산된 누적피로사용계수가 허용기준보다 작으므로 기대수명 동안에 피로파손에 관하여 안전한 것으로 나타났다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제24권4호
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• pp.215-223
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• 1999

PWR 원전 증기발생기 수실의 방사선장 특성과 그곳에서 작업하는 종사자의 유효선량을 몬테칼로 시뮬레이션으로 평가하였다. 선원항으로는 고리1호기 증기발생기 방사화물 분석결과가 사용되었으며 유효선량 평가에는 MCNP4A코드와 MIRD형 성별 수학적 인형 모의피폭체가 사용되었다. 수실 내부 방사선장은 U튜브 영역에서 내려오는 방사선이 지배적이었으며 극각에 대해 근사적으로 코사인 분포를 나타내었다 유효선량률은 표준성인과 체격이 작은 성인(이 목적으로 15세 모의피폭체가 사용되었다.)의 경우 각각 36.22$mSvh^{-1}$와 37.06$mSvh^{-1}$로서 체격의 영향은 경미했다. 한편, 모의피폭체의 머리, 가슴 및 하복부에 해당하는 위치에서 평가된 조사선량률과 에너지스펙트럼에 대해 ICRU47에서 주어진 주위선량당량 환산계수를 이용해 평가한 등가선량률은 각각 119, 71, 및 58 $mSvh^{-1}$로 나타났다. 따라서 개인선량계 판독에서 얻는 심부선량 또는 유효선량은 앞서 계산한 유효선량률의 2배 정도가 될 것으로 보인다. 이 사실은 일반적인 개인선량계의 경사입사 방사선에 대한 과대/과소 평가 특성과 함께 비정규, 고선량률 방사선장에 종사하는 작업자의 선량계측 계획 및 결과의 해석에 매우 신중해야 함을 알려준다.

• 비파괴검사학회지
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• 제30권4호
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• pp.386-395
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• 2010

국내 원자력 증기발생기 관리프로그램 통합지침서는 와전류검사 장비 및 기법에 대한 자격인정 절차를 규정하고 있다. 이러한 자격인정 절차에는 두 가지 방법이 있다. 첫 번째는 열교환기에서 인출된 튜브 혹은 인공결함에 의한 결함 발생기구 및 기법을 사용하여 장비 혹은 탐촉자를 인정한다. 두 번째는 이미 인정된 장비 혹은 탐촉자 특성과 동등함을 입증할 경우, 즉 검사기술사양서에 기술된 필수변수 범위가 만족된다면 인정절차 없이 이미 인정된 장비 혹은 탐촉자를 대체하여 사용할 수 있다. 본 논문은 국산화 개발된 보빈탐촉자와 이미 해외에서 인정된 보빈탐촉자의 특성을 비교 수행한 결과를 수록하였다. 탐촉자의 전기적 특성평가를 위해 임피던스 및 공진주파수를 측정하였으며, 자기장 특성평가를 위해 유효주사 자기장 폭 측정, 충전율 계수 측정, 깊이계수 측정, 축방향 길이계수 측정, 횡방향 폭계수 측정, 위상각 대 깊이곡선 측정 및 직류포화세기를 측정하였다. 본 특성시험 결과 두 종류의 탐촉자 특성이 거의 동등한 것으로 평가됨에 따라 향후 현장 적용을 위한 기반을 구축한 것으로 판단된다.

• 비파괴검사학회지
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• 제24권4호
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• pp.384-389
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• 2004

원자력발전소 운전에 따른 경년열화 등에 의하여 원자력발전소 주요 기기 및 재료 등에 손상 발생 가능성이 있어 원자력법 및 관련 기술기준에서는 비파괴검사 방법을 이용하여 원자력발전소 주요 기기 및 배관의 용접부 등 취약 부위에 대한 건전성을 주기적으로 평가토록하고 있다. 이에 따라, 영광 6호기 가동중검사는 기기, 배관 및 구조물 비파괴검사, 압력용기 자동 초음파탐상검사, 원자로 내부 구조물 육안검사 및 증기발생기 전열관 와전류탐상검사로 구분하여 수행하였다. 원자력발전소 계통의 주요기기에 대한 비파괴검사 결과, 기기, 배관 및 구조물과 원자로 압력용기 용접부에 대해서는 특이 사항 발생 없이 적용 규격에 만족되고 건전한 것으로 최종 평가되었다. 특히, 배관 용접부에 대한 초음파탐상검사는 영광 5호기에서와 마찬가지로 ASME Code Sec. XI 1995년도 판에 따라 기량검증(Performance Demonstration : PD) 방법을 적용함으로써 검사 신뢰도를 확보하였다는데 큰 의미가 있다.

• 한국안전학회지
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• 제21권4호
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• pp.42-48
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• 2006

The strategies of maintenance and operation are usually established based on the number of flaws and their size distribution obtained from nondestructive inspection in order to preserve safety of the plant. But non destructive inspection results are different from the physical flaws which really exist in the equipments. In case of a single inspection, it is easy to estimate the number of physical flaws using the POD curve. However, we may be faced with some difficulties in obtaining the number of physical flaws from the periodic in-service non destructive inspection data. In this study a simple method for estimating the number of physical flaws from periodic in-service nondestructive inspection data was proposed. In order to obtain the flaw growth history, the flaw growth was simulated using the Monte Carlo method and the flaw size and the corresponding POD value were obtained for each flaw at each periodic inspection time. The flaw growth rate used in the simulation was statistically calculated from the in-service inspection data. By repeating the simulation numerous flaw growth data could be generated and the effective POD curve was obtained as a function of flaw size. From the effective POD curve the number of physical flaws was obtained. The usefulness and convenience of the proposed method was evaluated from several applications and satisfactory results were obtained.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권4호
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• pp.846-855
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• 2020

A loose part monitoring system is used to detect unexpected loose parts in a reactor coolant system in a nuclear power plant. It is still necessary to develop a new methodology for the localization and mass estimation of loose parts owing to the high estimation error of conventional methods. In addition, model-based diagnostics recently emphasized the importance of a model describing the behavior of a mechanical system or component. The purpose of this study is to propose a new localization and mass-estimation method based on finite element analysis (FEA) and optimization technique. First, an FEA model to simulate the propagation behavior of the bending wave generated by a metal sphere impact is validated by performing an impact test and a corresponding FEA and optimization for a downsized steam-generator structure. Second, a novel methodology based on FEA and optimization technique was proposed to estimate the impact location and mass of a loose part at the same time. The usefulness of the methodology was then validated through a series of FEAs and some blind tests. A new feature vector, the cross-correlation function, was also proposed to predict the impact location and mass of a loose part, and its usefulness was then validated. It is expected that the proposed methodology can be utilized in model-based diagnostics for the estimation of impact parameters such as the mass, velocity, and impact location of a loose part. In addition, the FEA-based model can be used to optimize the sensor position to improve the collected data quality in the site of nuclear power plants.