• 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 Institute of Industrial Safety Conference
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• 2003.05a
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• pp.345-353
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• 2003

탄소강은 가공성과 용접성이 우수하기 때문에 각종 산업설비의 배관재로 많이 사용되고 있으며, 특히 가압중수로형 원전의 1차측 배관과 가압경수로형 원전의 2차측 배관에 주로 사용되고 있다. 그러나 탄소강 배관은 부식에 취약하므로 유동가속부식(FAC, Flow Accelerated Corrosion) 현상에 의한 배관의 두께가 감소하는 감육 손상이 중요하게 대두되고 있는 실정이다. 이러한 감육현상은 다른 어떤 설비보다 안전성의 확보가 강조되고 있는 원전 배관의 경우에 있어서는 특히 중요한 건전성 저해요인으로 인식되고 있다.(중략)

• 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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.857-863
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• 1998

배관내에서 서로 다른 온도의 유체가 밀도차에 의해서 층이 분리된 채 존재하는 현상을 열성층 (thermal stratification) 현상이라 부르며, 이 현상에 의한 과도한 열응력은 배관의 건전성을 저해할 수 있다. 국내 원전의 경우 영광 3,4호기 이전의 밀림배관에서는 열성층 영향을 고려치 못하여 이에 대한 건전성 평가가 요구되고 있다. 본 연구에서는 고리 4호기 가압기 밀림배관을 대상으로 밀림배관내 유동해석 및 발전소 전 운전조건에 대하여 밀림배관 단면 온도분포 실측실험을 통하여 열성층화 현상의 발생 정도를 확인 하였으며 실측 온도 데이터를 이용하여 열응력해석 등을 수행함으로써 밀림배관의 열성층 영향을 평가한 결과 건전함이 확인되었다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2000.07d
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• pp.2501-2503
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• 2000

본 연구는 윈자력발전소 원자로 냉각재 계통의 가압기 밀림배관내에서 서로 다른 온도의 유체가 밀도차에 의해 분리된 채 존재하는 열성층의 온도를 감시할 수 있는 시스템을 개발한다. 개발된 온도 감시 시스템은 국내원자력발전소 중 가장 오래된 고리원자력발전소 1호기의 수명연장과 관련하여 가압기 밀림배관의 열성층 온도를 측정하므로써 열성층화에 따른 배관의 건정성 여부를 평가하는데 사용한다.

• Proceedings of the Korean Society of Propulsion Engineers Conference
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• 2006.11a
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• pp.122-126
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• 2006

Two types of pressurization system and low weight feeding piping system are developed. With sub-system tests, ullage pressure control performance was verified for 1 step and 2 step pressurization system and the feeding performance of feeding piping system was also verified. The weight of the feeding piping system is low enough for the application of launch vehicle. In addition, LOX conditioning system is developed for avoiding geysering and LOX temperature rise. Integrated performance was verified through integrated on-board feeding system performance tests.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.28 no.2
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• pp.206-215
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• 1996

원자로냉각재계통 기기 설계를 위한 구조해석 분야는 크게 세가지로 구분할 수 있는데, 첫번째는 원자로 냉각재계통내의 유체의 온도, 압력, 원자로냉각재계통 기기 및 유체의 자중 등을 고려하여 정적해석이 주가되는 정상운전해석, 두번째는 원자력 발전소 수명내에 부지에 발생 가능한 지진을 고려하는 내진설계를 위한 지진해석, 세번째는 원자력발전소를 다른 플랜트보다 한층 안전하게 설계할 수 있도록 원자력 발전소내의 모든 고에너지배관의 파단을 가상하는 가상배관파단해석으로 구분할 수 있다. 1986년 이전까지의 가압경수로발전소의 가상배관파단은 원자로냉각재주배관의 파단을 가상하여 동적구조해석을 수행하므로써, 극히 보수적인 결과를 얻었다. 그러나, 파괴역학의 발전은 파단전누설기법을 정립하였으며, 이에 따라 1987년 미국의 10 CFR Part 50 Appendix A GDC 4에서는 원자력발전소 내의 모든 고에너지배관에 파단전누설기법 적용을 허용하므로써, 이들 배관의 가상배관파단을 배제할 수 있도록 하였다. 한국형 표준원전인 울진원자력 3, 4호기의 참조발전소인 영광원자력 3, 4호기는 개정된 GDC 4를 적용한 최초의 가압경수로발전소로서, 원자로냉각재주배관과 12인치 이상의 일차측 분기관들의 가상배관파단을 배제하였다. 본 보고서에서는 영광원자력 3, 4호기의 참조발전소인 미국 Palo Verde발전소와 한국형 표준원전인 울진원자력 3, 4호기의 가상배관파단에 의한 원자로냉각재계통의 동적구조해석 결과를 서로 비교, 분석하므로써 개정된 GDC 4의 영향을 평가함은 물론 향후 분기관 가상배관파단해석의 방향을 모색하는데 있다.

• 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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.186-192
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• 1996

가압기의 유체 조건이 증기에서 이상유체로 변화하는 완전급수상실사고 경우에 대한 안전감압계통의 가압기 노즐 및 밸브 전단에서의 유량, 밸브 후단에서의 압력 변화 등 RELAP5/MOD1과 RELAP5/MOD3로 계산된 열수력 조건이 유사한 추세를 나타내었다. 또한 RELAP5/MOD1-CALPLOTFIII와 RELAP5/MOD3-CALPLOTFIII 전산체제로 계산된 안전감압계통의 각 배관부위에서의 동하중도 유사한 추세를 나타내었다. 즉, RELAP5/MOD1-CALPLOTFIII와 RELAP5/MOD3-CALPLOTFIII 전산체제를 이용한 안전감압계통의 열수력 과도현상 해석 결과가 유사하여 RELAP5/MOD1 대신에 RELAP5/MOD3가 안전감압계통의 열수력 과도현상 분석에 대체사용될 수 있을 것으로 판단된다. 그러나 본 연구는 안전감압계통에 국한하여 수행되었으며, RELAP5/MOD1과 RELAP5/MOD3를 이용한 가압기안전밸브 방출배관에 대한 기존의 연구 결과에 의하면 RELAP5/MOD3가 만족스러운 곁과를 제공하지 못하는 바, 다른 계통에 RELAP5/MOD1 대신 RELAP5/MOD3를 대체적용하기 위해서는 개별적으로 각 계통에 대한 비교 평가가 선행되어야 할 것으로 판단된다.

• 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.