• 플랜트 저널
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• 제15권2호
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• pp.56-61
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• 2019

본 연구에서는 500 MW급 초임계압 석탄 화력발전소의 발전보일러용 고압 급수가열기에서 발생한 내부 튜브의 파손 사례 분석을 통해 운전 기록 모니터링에 의한 발전보일러용 고압 급수가열기 내부 튜브의 파손 예측 방안을 모색하고자 하였다. 이 연구를 통해 고압 급수가열기 내부 튜브 파손 시 쉘 측 수위 조절 밸브 개도와 보일러 급수펌프 흡입 유량의 변화로 내부 튜브 파손을 진단할 수 있는 예측 모형을 제안하였고, 제안된 예측 모형은 급수 계통의 불균형이 일어난 추가 사례를 통해 실증하였다. 이에 따라 본 연구와 유사한 특성의 발전보일러용 고압 급수가열기의 경우에도 쉘 측 수위 조절 밸브 개도와 보일러 급수펌프의 흡입 유량의 정상 운전 상태 값 대비 현재 운전 값 비교는 고압 급수가열기 내부 튜브의 파손에 대한 유력한 예측 진단 방안이 될 수 있다고 판단된다.

• 한국분무공학회지
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• 제9권4호
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• pp.24-30
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• 2004

Feedwater flowing tube side of number 5 high pressure feedwatrr heaters was heated by extracting steam from high pressure turbine and draining water from moisture separators and number 6 high pressure feedwater heaters and supplied into steam generators. Because the extracting steam from the high pressure turbine is two phase fluid of high temperature, high pressure, and high speed and flows to inverse direction after impinging to impingement baffle. the shell wall of the number 5 high pressure feedwater heater may be affected by flow accelerated corrosion. On May 14, 1999, Point Beach Nuclear Plant (PBNP) with operating at full power experienced a steam leak from rupture of shell side of number 4B feedwater heater. Also, d domestic nuclear power plant experienced a severe wall thinning of shell side of number 5A and 5B feedwater heaters. This paper describes the fluid mixing analysis study using PHOENICS code in order to get at the root of the shell wall thinning of the feedwater heaters. The sections included in the fluid mixing analysis model are around the number 5h feedwater heater shell including the extracting pipeline. To identify the relation between the local velocities and wall thinning. the local velocities according to the analysis results were compared with the distribution of the shell wall thickness by ultrasonic test.

• 한국정밀공학회:학술대회논문집
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• 한국정밀공학회 2006년도 추계학술대회 논문집
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• pp.361-362
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• 2006

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제11권1호
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• pp.1-11
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• 2015

Feedwater Heaters are important components in a nuclear power plant. As the age of heater increases, the maintenance cost required for continuous operation also increases. Most heaters have the carbon steel shells, tube support plates and flow baffles. The carbon steel is susceptible to flow-accelerated corrosion. This is especially true if the flow has a two-phase mixture of steam and condensate. The wall thinning around the wet steam entrance area of the shell is inevitable during some long term operation. The structural integrity of the feedwater heater shell affects the safe operation of the nuclear power plant. Therefore, it is needed for the thinned shell to be repaired. The maintenance method for preventing failure of the shell should be determined by investigating various factors including the stress distribution of thinned area. The stress analysis of the shell including the steam entrance region is studied in this paper. The results of thinned shell is compared with that of intact shell.

• 에너지공학
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• 제28권3호
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• pp.1-9
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• 2019

화력발전소에서 사용되는 급수 가열기 튜브에서는 사용중에 두께 감육이 발생하여 수명이 소진된다. 감육에 의한 파열 우려가 있으면 수명이 종료되는데, 파열조건을 결정하는 튜브 벽의 응력은 내압에 의한 원주방향 응력의 영향이 가장 큰 것으로 알려져 있지만, 튜브 내외부 온도차이에 의한 열응력에 대한 고려 또한 필요하다. 튜브 두께 방향의 온도차이는 열응력을 발생시켜 튜브의 잔여수명을 단축시키는 영향을 준다. 본 논문에서는 급수가열기 내에서 튜브 내표면과 외표면에 온도 차이가 가장 큰 과열저감구역(de-superheating zone)을 대상으로 열응력을 연구하였다. 원주방향으로 균일하게 감육된 튜브에서 두께방향의 온도차 때문에 발생하는 원주방향 응력, 반경방향 응력 및 온도분포를 평가하기 위한 해석적 수식을 제시하였다. 제시된 해석식의 정확도와 효과를 검증하기 위해 식으로부터의 계산된 결과를 유한요소해석으로 평가한 정확한 결과와 비교하였다. 또한, 유한요소해석으로 편심 감육된 튜브에 대한 응력도 평가하였다. 열응력 해석 및 온도 분포 해석에서 대류열전달 계수의 영향을 분석하기 위해 튜브 내표면 및 외표면에 여러 값의 열대류 계수를 적용하여 해석 결과를 비교하였다. 해석 결과 튜브 내표면보다 외표면의 열대류 계수가 응력 발생에 더 큰 영향을 주는 것으로 나타났다. 열하중만 고려된 경우, 균일 감육과 편심 감육 상태 모두에서 원주방향 응력이 반경방향 응력보다 크게 평가되었다.

• 한국가시화정보학회지
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• 제14권2호
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• pp.52-60
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• 2016

The Passive Auxiliary Feedwater System(PAFS) is one of the advanced safety concepts adopted in the Advanced Power Reactor Plus(APR+). To validate the operational performance of the PAFS, detailed understanding of a boiling heat transfer on horizontal tube outside is of great importance. Especially, in the mechanistic boiling heat transfer model, it is important to visualize the phenomena but there are some limitations with conventional experimental approaches. In the present study, we devised a heater based on the Flexible Printed Circuit Board (FPCB) for a more comprehensive visualization and subsequently, a digital image processing technique for the bubble motion measurement was established. Using the measurement technique, important parameters of the nucleate boiling are analyzed.