• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05b
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• pp.483-488
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• 1997

원자력발전소 가압기 밀립배관은 원자로냉각재계통 압력을 제어하는 기능을 가진 가압기와 원자로냉각재계통을 연결하는 ASME 1등급 기기로서 건전성 확보가 필수적이다 그러나 현재 운전중인 국내ㆍ외 원전의 가압기 밀림배관은 설계시 열성층화(Thermal Stratification) 현상발생 뿐만 아니라 동 현상이 배관 건전성에 미치는 영향이 전혀 고려되지 않아 본 연구에서는 국내 운전중인 원전 가압기 밀림배관에서 발생하는 열성층화 정도를 확인하고. ASME 코드에 입각한 평가방법론을 정립 설계조건과 운전조건에 대한 평가를 수행하므로써 건전성에 미치는 영향을 평가하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.897-902
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• 1998

국내 경수로 원자력발전소 가압기는 안전성향상을 위하여 보다 많은 배관과 부수적인 배관이 설치 될 수 있다. 이에 따라 ASME 코드의 공식에 의한 설계(Design by Formula)보다는 해석에 의한 설계 (Design by Analysis)의 필요성이 증가하고 있다. 본 논문에서는 한국 표준형 원자로의 가압기 헤드 및 노즐에 대하여 ASME 코드의 해석에 의한 설계를 적용하여 범용유한요소 코드인 IDEAS로 응력해석 하고 구조적 건전성을 분석, 고찰하였다. 또한 해석결과에 따른 가압기헤드, 노즐 그리고 노즐보강에 대한 설계시 고려되어야 할 인자를 분석하였다.

• The Korean Journal of Applied Statistics
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• v.29 no.7
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• pp.1385-1398
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• 2016

A pressurizer is a major equipment system in a nuclear power plant (NPP) and controls the reactor cooling system pressure within the allowable range. Faults in the pressurizer can be critical to the NPP; therefore, early fault detection in the pressurizer is significant for NPP safety. This study applies Mahalanobis Taguchi system (MTS), which is one of the promising pattern classification methods, based on the Mahalanobis distance concept and Taguchi quality engineering theory to the early fault detection problem of the pressurizer pressure control system. We conducted experiments using data from full scope NPP simulator based on a pressurizer pressure transmitter faults scenario to validate the faults detection performance of MTS. As a result, MTS can rapidly detect the faults compared to conventional faults detection based on single sensor monitoring.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.594-601
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• 1996

가압기고압력 원자로정지여유도(high pressurizer pressure trip margin)에 영향을 주는 요인들에 대한 민감도 분석을 울진 3,4호기 성능해석코드인 LTCUCN computer code틀 이용하여 수행하였다. 그 결과, 초기 가압기압력, 증기우회제어계통의 quick open지연시간, 터빈우회밸브의 quick opening시간, 원자로출력 감발계통의 용량, 원자로출력감발 제어붕 낙하시간, 가압기 살수작동 설정치 둥이 완전부하상실시 가압기압력을 상승시키는 주요인자임을 알 수 있었으며, 증기우회제어계통 및 가압기살수계통의 용량은 최대 가압기 압력에 미치는 영향이 미미한 것으로 판명되었다. 울진 3,4호기의 참조발전소인 영광 3,4호기의 as-built 자료를 토대로 울진 3,4호기의 원자로정지여유도를 계산한 결과 울진 3,4호기는 완전부하상실사건시 37 psi의 정지여유도를 가질 수 있는 것으로 판단된다. 그러나, 원자로출력감발계통이 있는 ABB-CE type의 울진 3,4호기에서는 완전부하상실사건보다 원자로출력감발계통이 동작하지 않는 부하감발사건이 최대 가압기 압력치를 유발하는 사건이고, 다양한 부하상실사건중에도 운전여유도는 확보하고 있음을 알 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.386-391
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• 1998

국내 가압경수로 가압기 안전밸브는 운영기술지침서에 따라 운전 중과 같은 환경조건에서 압력설정치(2,485 psig) 시험을 수행하도록 규정되어 있다. 가압기 안전 밸브는 일정한 주기로 압력설정치 시험이 수행되고 있으나, 시험시의 주변 온도, 사용 유체 등 그 시험 조건에 따라 압력설정 허용치 $\pm$1% 이상의 편차가 발생할 수 있음이 확인되고 있다. 본 연구에서는 압력설정치 시험시의 주변온도 상태에 따른 설정치 변동 사례를 조사하고, 보수 후 압력설정치 조정을 위한 대체 방안과 그 문제점을 고찰하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05b
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• pp.943-949
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• 1995

원자력 발전소의 설비중 가압기 밀림관 노즐의 피로 잔존 수명에 대해 연구하였다. 원자력발전소 운전중 발생하는 각종 천이상태에 의해 밀림관 노즐에 작용하는 열응력과 역학적 응력을 상용 유한요소법 펙케지를 이용하여 계산하였다. 계산된 응력값들과 ASME Boiler and Pressure Vessel Code를 이용하여 가압기 밀림관 노즐의 피로 잔존 수명을 평가하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05b
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• pp.753-760
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• 1995

본 보고서는 영광 3,4호기 가압기 밀림관(Surge Line)에 대한 파단전누설(Leak Before Break) 개념의 적용방법, 해석절차 및 해석결과에 대하여 기술하고 있다. 영광 3,4호기 가압기 밀림관에 대한 파단전누설해석은 배관계에 대한 정적, 동적 배관해석 결과를 토대로 큰 응력 값이 작용하는 부분에 대하여 수행하였다. 가상균열의 크기는 정상운전상태에서의 하중을 이용하여 결정하였으며 격납용기에 설치된 누설감지장치의 감지능력을 1.0gpm으로 가정하였다. 영광 3,4호기 가압기 밀림관에 대한 파단전 누설해석은 NUREG 1061,Vol.3 및 SRP3.6.3에 근거하여 수행하였으며 해석결과는 동 자료에서 제시하고 있는 적용기준을 만족하고 있는 것으로 평가되었다.

• Fire Science and Engineering
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• v.27 no.5
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• pp.26-31
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• 2013

In nuclear power plant, anchor bolts for pressurizer supports are sufficiently used in terms of safety reason, but field inspections have reported that some bolts exceed the limit of their allowable hardness. Because the high level of hardness may lead to failures due to the stress corrosion or fracture toughness, a regular inspection is required for the bolts in nuclear power plant. Thus, this research measures the hardness of bolts currently used in pressurizer supports and then estimates maximum allowable stresses preventing failures by stress corrosion and fracture toughness. Using the ANSYS program, the stresses of the bolts in the regular condition and accidental condition have been calculated, and the possible maximum stress has been compared with the estimated allowable stresses. From the results, the stresses of bolts in the accidental condition satisfy the allowable safety stress from the stress corrosion failure. However, in the future, it shall be needed to consider the reflection of the structure assembling method on the assembling procedure to ensure the pressurizer integrity during maintenance period time.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05d
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• pp.275-282
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• 1996

일체형 원자로는 증기발생기 및 가압기를 압력용기 내에 설치한 것으로서 연결배관이 없기 때문에 배관의 파단에 의한 대형 냉각재 상실사고를 근원적으로 배제하고 전체계통을 단순화 시킬 수 있다. 증기발생기는 대부분 관류식으로서 일체식과 모듈식이 사용되고 있다. 본 연구에서는 모듈식 나선형 증기발생기를 사용한 일체형 신형경수로의 예비 개념설계를 수행하였다. 가압기는 원자로 내에 별도의 용기를 설치하는 내장형 자기가압기를 채택하였다. 제어봉 구동장치는 핵분열 반응열을 이용한 원자로 기동을 위하여 반응도를 미세하게 조정하는 것이 가능하고 지진하중과 같은 동하중의 영향을 최소화하기 위하여 원자로용기 외부로의 돌출부분을 최소화하는 설계개념을 채택하였다. 냉각재 펌프는 Canned Motor Pump를 원자로용기 상부에 수직으로 직접 부착하는 개념을 사용하였다.

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 2000.06a
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• pp.1-6
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• 2000

가압 경수로의 증기발생기는 원자로(reactor vessel)와 가압기(pressurizer)에서 가열ㆍ가압된 1차 계통의 고온, 고압수가 터빈을 돌리는 2차 계통수와 열교환을 일으켜 고온ㆍ고압의 증기를 발생시키는 것으로, 전열관의 파손이 발생될 경우 1차 계통에서 2차 계통으로 방사능 물질이 누출되어 심각한 문제가 야기된다. 따라서 증기발생기의 전열관 손상이나 파손 문제는 원자력 발전소의 수명과 밀접한 관계가 있다. (중략)