• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권1호
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• pp.116-125
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• 2018

Modified 9Cr-1Mo ferritic steel is a preferred material for steam generators in nuclear power plants for their creep strength and good corrosion resistance. Austenitic stainless steels, such as type 316LN, are used in the high temperature segments such as reactor pressure vessels and primary piping systems. So, the dissimilar joints between these materials are inevitable. In this investigation, dissimilar joints were fabricated by the Shielded Metal Arc Welding (SMAW) process with Inconel 82/182 filler metals. The notch tensile properties and Charpy V-notch impact toughness properties of various regions of dissimilar metal weld joints (DMWJs) were evaluated as per the standards. The microhardness distribution across the DMWJs was recorded. Microstructural features of different regions were characterized by optical and scanning electron microscopy. Inhomogeneous notch tensile properties were observed across the DMWJs. Impact toughness values of various regions of the DMWJs were slightly higher than the prescribed value. Formation of a carbon-enriched hard zone at the interface between the ferritic steel and the buttering material enhanced the notch tensile properties of the heat-affected-zone (HAZ) of P91. The complex microstructure developed at the interfaces of the DMWJs was the reason for inhomogeneous mechanical properties.

• Corrosion Science and Technology
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• 제12권3호
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• pp.125-131
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• 2013

The most common pipe wall thinning degradation mechanisms that can occur in the steam and feedwater systems are FAC (Flow Acceleration Corrosion), cavitation, flashing, and LDIE (Liquid Droplet Impingement Erosion). Among those degradation mechanisms, FAC has been investigated by many laboratories and industries. Cavitation and flashing are also protected on the piping design phase. LDIE has mainly investigated in aviation industry and turbine blade manufactures. On the other hand, LDIE has been little studied in NPP (Nuclear Power Plant) industry. This paper presents the development of prediction system for pipe wall thinning caused by LDIE in terms of erosion rate based on air-water ratio and material. Experiment is conducted in 3 cases of air-water ratio 0.79, 1.00, and 1.72 using the three types of the materials of A106B, SS400, and A6061. The main control parameter is the air-water ratio which is defined as the volumetric ratio of water to air (0.79, 1.00, 1.72). The experiments were performed for 15 days, and the surface morphology and hardness of the materials were examined for every 5 days. Since the spraying velocity (v) of liquid droplets and their contact area ($A_c$) on specimens are changed according to the air-water ratio, we analyzed the behavior of LDIE for the materials. Finally, the prediction equations(i.e. erosion rate) for LDIE of the materials were determined in the range of the air-water ratio from 0 to 2%.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제18권1호
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• pp.9-16
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• 1986

1984년 11월 14일 원자력 1호기에서 발생된 주급수 상실사고에 대한 계통의 열수력학적인 거동을 모의·해석하고, 발전소 실측자료와의 비교를 통하여 사용된 전산코드의 신뢰도를 평가하였다. 모의된 열수력학적 변수들은 발전소 실측자료와 비교적 잘 일치하였으나 원자로 트립시에 증기발생기 증기유량과 주 냉각재 계통 평균온도에 있어서 약간의 차이를 보였다. 이는 원자로 트립시 깎은 시간에 급격한 노심 출력의 감소로 인하여 열·수력학적 변수들에 큰 변화를 야기하여 발전소 실측자료가 과도상태에서의 불학실성을 내포하기 때문으로 예측되었다. 해석에 사용된 전산코드는 RELAP5/MOD1/CY018로부터 불합리한 oscillation을 일으키는 interphase drag 및 wall heat transfer model의 수정을 통하여 개발된 RELAP5/MOD1/NSC이다.

• 한국표면공학회지
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• 제39권2호
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• pp.49-56
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• 2006

In this study, the movable flame hardening process of 12Cr steel for a uniform hardness and desirable residual stress have been investigated. For this, the temperature cycles have been controlled accurately as a function of the three processing variables, the flame intensity $I_f$, the scanning velocity $V_s$, and the initial flame holding time $t_h$, where the standard surface temperature $T_{s,\;max}$, was maintained at $960^{\circ}C$. The optimized conditions were $V_s=0.68mn/s\;and\;t_h=67sec$ for the $C_3H_8:O_2\;=\;5:20l/min,\;V_s=0.80mm/s$ and $t_h=56sec$ for the $C_3H_8:O_2=6:24l/min,\;V_s=1.01mm/s\;and\;t_h=48sec$ for the $C_3H_8:O_2=7:28l/min,\;and\;V_s=1.15mm/s$ and $t_h=39sec$ for the $C_3H_8:O_2$=8:32 l/min. The optimally flame-hardened surface exhibited uniform distributions of the hardness and residual compressive stress over the treated area with moderate levels of $470{\sim}490HV_{0.2}$in hardness and $-300{\sim}-450MPa$ in residual stress, which were acceptable on the basis of the acceptance criteria of Siemens AG-KWU and GE Power Generation Engineering.

• 조명전기설비학회논문지
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• 제22권1호
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• pp.95-103
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• 2008

제안한 유도가열 시스템은 증류탑 장치에 사용되는 특수충진체에 의한 열교환기술과 IH(Induction-Heating) 전자유도가열용의 특수한 고주파 전력회로 기술을 응용한 차세대 가열방식이다. 특히 일체의 연소과정이 없다는 점에서 작업환경의 개선이 가능하며 본 기술은 IGBT대응의 고주파 인버터를 사용하여 상용교류로부터 수[kHz]의 고주파교류(HFAC)를 발생시킬 수 있다. 본 논문에서는 1.5[kW]급 하프-브릿지 공진형 인버터 시스템과 공진부하의 동작해석, 특성분석 및 본 시스템을 이용한 2단 가열 과열증기 발생장치의 개발과 시스템의 응용에 대해 논하였다.

• 한국시뮬레이션학회:학술대회논문집
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• 한국시뮬레이션학회 2000년도 추계학술대회 논문집
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• pp.61-66
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• 2000

전력연구원에서 개량중인 한국원자력교육원 제 2호기 (KNPEC#2) 시뮬레이터의 검증을 위해 출력 연속변화 등 시나리오를 선정하여, 이에 대한 기준 데이터를 최적평가용 전산코드인 RETRAN과 MARS를 이용하여 생산하였다. 선정된 시나리오를 정확히 모사하기 위해 KNPEC#2 시뮬레이터의 대상호기인 영광 1,2호기 노심냉각계통 및 증기 계통을 상세 분할하였으며, 주요 기기 및 제어 계통을 모델링하였다. 모델링을 위해서 발전소 실제 운전자료를 활용하였으며, 필요시 설계자료와 유사호기인 고리 3,4호기 자료를 참고하였다. 끝으로 정상상태 및 비정상상태 운전조건과의 비교를 통해 모델링의 타당성을 확인한 후 각 시나리오에 따른 데이터를 생성하였다.

• 한국자기학회지
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• 제14권6호
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• pp.207-212
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• 2004

전자기학의 분야에서 와전류를 이용한 응용 분야는 매우 다양하다. 예를 들면, 핵을 이용한 원자력 발전소의 증기 발생 튜브 또는 비행기의 엔진이나 날개 부분의 결함 등을 자기적 특성을 이용하여 비파괴 검사를 하는 등의 일이다. 와전류의 특성을 결정짓는 가장 중요한 인자 중 하나가 바로 센서 측정 거리 (lift-off)인데 이것은 와전류를 측정한 센서와 피검사 물체간의 물리적인 공간거리를 뜻한다. 이 인자는 와전류 신호의 특성을 정확하게 분석해내는데 매우 중요함에도 불구하고 실제 필드에서는 모든 경우마다 그 정확한 값을 측정해내기가 힘들 뿐더러 일정한 거리를 상시 유지 하기도 어렵다. 따라서 자기적 신호의 하나인 와전류로 하여금 다양한 상황에서의 lift-off로 변화에도 영향을 받지 않고 일정한 특성을 유지하게끔 해주는 기술이 필요하다. 이 논문은 다양한 lift-off로부터 얻어진 와전류를 보상하여 일정한 성질을 유지하도록 하는 기법을 설명하고 있다. 다양한 lift-off로 부터 얻어진 와전류들은 신호 획득 거리가 0인 이상적 상태의 신호들로 보상 변환 되어 다음 단계인 피검사 시료상의 결함 또는 흠집의 물성이나 특성 파악에 계속해서 쓰이게 된다.

• 한국멀티미디어학회논문지
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• 제5권4호
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• pp.426-433
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• 2002

본 연구에서는 초음파현미경의 동작주파수 변화에 따라서 획득한 영상의 조합을 통하여 얻어진 영상들에 관하여 연구하였다. 고체내부의 영상을 복원하는 경우, 얻어진 영상들은 표면이 상태가 중첩되어 나타나게 된다. 이 경우 위상체 영상들은 내부 영상의 콘트라스트 개선에 활용되어 질 수 있다. 실험에서는 두가지 종류의 시편이 사용되었다. 첫째는 NPP내부에서 스팀 발생장치의 주 파이프의 매질측면에 1/4T, 1/2T, 3/4T의 홀 결함을 갖는 기준 블록이고 다른 시편은 직경이 1-2mm인 반구형태의 시편이다. 실험결과 기본의 영상처리 방법에 비하여 결함 형태에 대한 콘트라스트가 2배 정도의 향상을 보였다. 실험을 위하여 반사신호의 진폭과 위상을 동시에 획득할 수 있는 쿼드러춰 검출기를 사용한 초음파현미경 시스템을 구성하였다. 앞으로는 진폭과 위상영상의 재구성 방법과 결함영상의 콘트라스트를 개선시키기 위한 방법이 계속 연구되어져야겠다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권4호
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• pp.1236-1249
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• 2021

Although there are still controversial opinions and uncertainty on application of SiC_f/SiC composite cladding as next-generation cladding material for its great oxidation resistance in high temperature steam environment and other outstanding advantages, it cannot deny that SiC_f/SiC cladding is a potential accident tolerant fuel (ATF) cladding with high research priority and still in the engineering design stage for now. However, considering its disadvantages, such as low irradiated thermal conductivity, ductility that barely not exist, further evaluations of its in-pile behaviors are still necessary. Based on the self-developed code we recently updated, relevant thermohydraulic and mechanical models in FROBA-ATF were applied to simulate the cladding behaviors under normal and accident conditions in this paper. Even through steady-state performance analysis revealed that this kind of cladding material could greatly reduce the oxidation thickness, the thermal performance of UO₂-SiC was poor due to its low inpile thermal conductivity and creep rate. Besides, the risk of failure exists when reactor power decreased. With geometry optimization and dopant addition in pellets, the steady-state performance of UO₂-SiC was enhanced and the failure risk was reduced. The thermal and mechanical performance of the improved UO₂-SiC was further evaluated under Loss of coolant accident (LOCA) and Reactivity Initiated Accident (RIA) conditions. Transient results showed that the optimized ATF had better thermal performance, lower cladding hoop stress, and could provide more coping time under accident conditions.

• 한국폐기물자원순환학회지
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• 제35권8호
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• pp.762-769
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• 2018

This study was carried out to examine the improvement plan by analyzing the characteristics of imported wastes, operation rate, and benefits of energy recovery for incineration facilities with a treatment capacity greater than 50 ton/day. The incineration facility capacity increased by 3,280 tons over 15 years, and the actual incineration rate increased to 2,783 ton/day. The operation rate dropped to 76% in 2010 and then rose again to 81% in 2016. The actual calorific value compared to the design calorific value increased by 33.8% from 94.6% in 2002 to 128.4% in 2016. The recovery efficiency decreased by 29% over 16 years from 110.7% to 81.7% in 2002. Recovery and sales of thermal energy from the incinerator (capacity 200 ton/day) dominated the operation cost, and operating income was generated by energy sales (such as power generation and steam). The treatment capacity increased by 11% to 18% after the recalculation of the incineration capacity and has remained consistently above 90% in most facilities to date. In order to solve the problem of high calorific value waste, wastewater, leachate, and clean water should be mixed and incinerated, and heat recovery should be performed through a water-cooled grate and water cooling wall installation. Twenty-five of the 38 incineration facilities (about 70%) are due for a major repair. After the main repair of the facility, the operation rate is expected to increase and the operating cost is expected to decline due to energy recovery. Inspection and repair should be carried out in a timely manner to increase incineration and heat energy recovery efficiencies.