• 한국가스학회지
• /
• 제15권4호
• /
• pp.1-6
• /
• 2011

위험기반검사(RBI)는 석유화학, 정유, 가스 산업 등에서 압력설비를 위험도에 따라 검사주기, 검사방법 등의 검사계획을 제시하는 검사기법으로, RBI 기술을 사용하여 위험도가 높은 설비를 집중적이고, 비용-효과적으로 유지 보수 및 관리할 수 있다. 본 논문에서는 RBI의 원리 및 수행절차, RBI에 의한 위험 및 설비 관리와 적용효과, RBI 기술현황 및 국내 적용현황을 소개하고, RBI의 발전방안을 제안하였다.

• 한국수자원학회:학술대회논문집
• /
• 한국수자원학회 2017년도 학술발표회
• /
• pp.265-269
• /
• 2017

Because of abrupt changes for velocity in water, transient flow is occurred in practical life. To reduce and avoid the high or low pressure of pipe network system, various surge protection facilities are used to prevent the risk in pipe network system. Especially, we focused on study not only preventing positive and negative pressure but also selecting adequate equipment for high pressurized pipelines. Several critical cases were considered by undertaking a steady state hydraulic study and transient dynamic simulation and we suggested that the surge vessel of various surge protection system was recommended to control high and low pressures on pipeline system in perspective.

• 항공우주시스템공학회지
• /
• 제14권5호
• /
• pp.26-32
• /
• 2020

본 연구에서는 액체로켓 연소기의 연소 불안정 모사를 위해 극저온 유체인 액체질소를 공급하는 설비를 구축하였다. 가압 및 공급 성능을 예측하였으며 실험을 통하여 검증하였다. 액체질소 공급 시스템은 가압식 공급 시스템으로 구성하였으며, 가압제 압력 조정은 돔 레귤레이터를 사용하였다. 액체질소 공급 유량 제어는 캐비테이션 벤추리를 사용하였으며, 액체 질소 공급 조건은 초당 유량 2.55 kg/s, 벤추리 입구 압력은 100 bar 이상이다. 초기 실험 결과 예측된 가압제의 양이 충분히 공급되지 못하여, 탱크압력 강하가 발생해 목표 유량을 공급하지 못하였다. 구축된 설비의 변경 및 보완을 통하여, 최종적으로 목표 유량 공급에 성공하여 극저온 액체질소 공급 설비를 검증하였다.

• 한국화재소방학회논문지
• /
• 제15권4호
• /
• pp.49-56
• /
• 2001

화재시 특별피난계단의 부속실의 연기침입을 방지하기 위해 적용하고 있는 급기가압방연시스템의 효능에 대한 논란이 증가하고 있는 바, 국내 고층 건축물의 특별피난계단에 설치운용중인 급기가압시스템의 설계시 핵심요소인 가압공간의 누설틈새, 계단실과 부속실 또는 부속실과 거실공간사이의 출입문을 통한 방연풍속과 출입문의 자동폐쇄를 보장하는 도어 개폐장치등에 대한 문제점을 조사연구하여 실질적인 효과를 보장할 수 있는 기준을 설정하고, 안전성확보를 보장하면서 경제성을 고려한 설계안을 세부적인 사례를 들어 구체적으로 제시하였다.

• 전기학회논문지
• /
• 제66권3호
• /
• pp.507-512
• /
• 2017

Recently, more electric power facilities have been miniaturized and it is noted that the facilities maintenance will be essential through operation optimization. In this paper we applied and examined the operation optimization of electric power facilities by applying Matrix system which can improve reliability to minimize outage and recover failure rapidly when blackouts happen at 25.8kV Gas Insulated Switchgear(GIS). The fundamental problem for facilities maintenance of GIS can happen due to indeterminable internal state in real time. Matrix optimization organizes action states in all containers which contain pressurized $SF_6$ Gas such as circuit breaker, disconnector switch, bus for utilizing them each area. Then, we connect it with power system to monitor and control internal state remotely in real time, and we can minimize blackout zone or outage. Considering above process, we improved stability of overall facilities.

• 한국가스학회지
• /
• 제16권5호
• /
• pp.1-6
• /
• 2012

한정된 자원과 공간에서 효율을 증가시키기 위해 설비가 고도화와 대형화되는 추세이다. 이에 따라 공정 내에 처리 용량이 증가하여 배관에 흐르는 유체의 유량과 압력 또한 높아지고 있으며 사고의 위험성 또한 높아지고 있다. 특히 고압가스는 누출 가능성이 높으며 누출시 폭발이나 화재로 인한 큰 피해를 줄 수 있다. 이러한 이유로 고압가스배관에 대한 정량적 위험성 평가(Quantitative Risk Assessment) 연구가 활발히 이루어지고 있다. 하지만 정량적 위험성 분석시 지형지물 등으로 인한 차폐효과와 같이 사고영향을 감소시키는 요인에 대한 연구는 그다지 이루어지고 있지 않는 실정이다. 따라서 이 연구에서는 고압가스배관에서 발생할 수 있는 사고 유형과 그에 따른 피해를 계산하고 감소인자 적용에 따른 피해 감소효과를 분석하였다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
• /
• 대한기계학회 2001년도 추계학술대회논문집A
• /
• pp.355-360
• /
• 2001

Design requirements for the nuclear fuel assembly grid of the pressurized light water reactor(PLWR) are scrutinized from the mechanical/structural point of view. As a result of the scrunity, mechanical/structural test facilities on the spacer grid of the PLWR Fuel are set up in KAERI to find out their mechanical/structural performance.

• 한국가스학회지
• /
• 제2권4호
• /
• pp.7-17
• /
• 1998

본 연구는 화학장치설비중 가압 염소포화액체 저장탱크의 2상흐름 연속누출에 대한 유해위험거리(또는 독성완충거리)를 정량적으로 예측하기 위한 결과영향 모델링 방법론을 개발하기 위한 것이다. 누출원 모델링은 미환경청의 가이드라인에 근거한 정교한 해석방법과 SuperChems 모델의 자체계산에 의하여 각각 수행되었다. 유해위험성 평가에서 법적 독성규제농도로서 사용되는 STEL, IDLH 및 ERPGs (ERPG-2와 ERPG-3) 농도들에 대하여 유해위험거리를 예측하였다. 비상대응계획 수립시 유해위험성 평가의 가이드라인으로 활용하기 위하여 특히 ERPG-2 농도에 대하여 누출원특성 및 기상변화들의 유해위험거리에 미치는 영향을 고찰하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제40권5호
• /
• pp.349-364
• /
• 2008

Over the years, probabilistic risk assessment (PRA) research activities conducted at the U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC) have played an essential role in support of the agency's move towards risk-informed regulation. These research activities have provided the technical basis for NRC's regulatory activities in key areas; provided PRA methods, tools, and data enabling the agency to meet future challenges; supported the implementation of NRC's 1995 PRA Policy Statement by assessing key sources of risk; and supported the development of necessary technical and human resources supporting NRC's risk-informed activities. PRA research aimed at improving the NRC's understanding of risk can positively affect the agency's regulatory activities, as evidenced by three case studies involving research on fire PRA, human reliability analysis (HRA), and pressurized thermal shock (PTS) PRA. These case studies also show that such research can take a considerable amount of time, and that the incorporation of research results into regulatory practice can take even longer. The need for sustained effort and appropriate lead time is an important consideration in the development of a PRA research program aimed at helping the agency address key sources of risk for current and potential future facilities.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제50권6호
• /
• pp.829-841
• /
• 2018

An experiment was conducted for the OECD/NEA ROSA-2 Project using the large-scale test facility (LSTF), which simulated a 17% hot leg intermediate-break loss-of-coolant accident in a pressurized water reactor (PWR). In the LSTF test, core uncovery started simultaneously with liquid level drop in crossover leg downflow-side before loop seal clearing, and water remaining occurred on the upper core plate in the upper plenum. Results of the uncertainty analysis with RELAP5/MOD3.3 code clarified the influences of the combination of multiple uncertain parameters on peak cladding temperature within the defined uncertain ranges. For studying the scaling problems to extrapolate thermal-hydraulic phenomena observed in scaled-down facilities, an experiment was performed for the OECD/NEA PKL-3 Project with the Primarkreislaufe Versuchsanlage (PKL), as a counterpart to a previous LSTF test. The LSTF test simulated a PWR 1% hot leg small-break loss-of-coolant accident with steam generator secondary-side depressurization as an accident management measure and nitrogen gas inflow. Some discrepancies appeared between the LSTF and PKL test results for the primary pressure, the core collapsed liquid level, and the cladding surface temperature probably due to effects of differences between the LSTF and the PKL in configuration, geometry, and volumetric size.