• 비파괴검사학회지
• /
• 제13권2호
• /
• pp.48-60
• /
• 1993

1974년에 유럽에서 시작된 PISC(Program for the Inspection of Steel Components ; PISC-I, II, III) 수행결과나 1980년대초 실시된 미국의 BWR 원전 배관계통의 입계응력부식균열(IGSCC ; Intergranular Stress Corrosion Cracks)검사결과에서 나타난 바와 같이 기존의 규격 요건과 절차에 따른 원자력발전소 기기에 대한 초음파탐상검사는 그 실효성에 많은 문제점이 제기되었다. 따라서, 원전기기의 건전성 및 초음파탐상검사 결과의 신뢰도를 보증하기 위한 각종 연구가 진행되고 여러 방안이 모색되어 왔다. 그 결과, 원전 가동중검사 규격에 "초음파탐상검사자 자격인정 요건"과 "초음파탐상검사 시스템(검사자, 장비 및 절차서)에 대한 기량검증 요건"이 새로이 부가되었다. 본고에서는 초음파탐상검사 결과의 신뢰도 확보에 있어 필수불가결한 요건인 원전기기 초음파 탐상검사 시스템에 대한 기량검증 요건을 자세히 기술한다.

• 기계저널
• /
• 제31권3호
• /
• pp.244-250
• /
• 1991

본 글에서는 EPFM을 이용한 구조물의 건전성 평가법을 소개하였다. 이러한 방법을 원자력발 전소 NSSS평가에 적용하면 좀 더 정확한 해석결과를 얻을 수 있으며 불필요한 가동중단이나 보수작업을 피할 수 있다. 한편 ASME XI에서 현재 제정중인 EPFM 관련법규도 소개하였는데, 가까운 장래에 결정될 최종안에는 약간의 내용변화가 있으리라 생각된다. 근래에는 건전성평 가를 위한 컴퓨터 소프트웨어가 많이 개발되어 이용되고 있다. 필자들이 아는 바로는 B & W 사에서 개발한 DPFAD, Structural Integrity Associate 사에서 개발한 PC-CRACK, 그리고 LBB 설계용으로 EPRI에서 개발한 FLET등이 있다. 국내에서는 필자들에 의해 개발된 EPIES가 있 는데 자세한 내용은 관련문헌(10,11)을 참고하기 바란다. 본 글에서 소개한 EPEM 평가법은 원 자력 발전소뿐만 아니라 가동온도가 높고 연성재료가 널리 사용되는 화력 발전설비, 석유, 화 학설비 및 제철설비 등에도 공통적으로 적용될 수 있다.

• 한국압력기기공학회 논문집
• /
• 제12권2호
• /
• pp.25-33
• /
• 2016

The thermal stratification phenomenon in the nuclear power plant can cause abnormal deformation of the piping, contact with the support, damage to the support system. Repetition of the thermal stratification phenomenon or variation of the thermal boundary layer can cause thermal fatigue. Thermal stratification phenomenon in nuclear power plants is still an ongoing issue and active research has been carried out. In this paper, the current situation in Korean nuclear power plants is described, followed by the status of research and the future problems on the thermal stratification phenomenon in Korea.

• 대한기계학회:학술대회논문집
• /
• 대한기계학회 2003년도 춘계학술대회
• /
• pp.1833-1838
• /
• 2003

In the nuclear power plant, emergency core coolant system(ECCS) is furnished at reactor coolant system(RCS) in order to cool down high temperature water in case of emergency. However, in this coolant system, thermal stratification phenomenon can be occurred due to coolant leaking in the check valve. The thermal stratification produces excessive thermal stresses at the pipe wall so as to yield thermal fatigue crack(TFC) accident. In the present study, when the turbulence penetration occurs in the branch piping, the maximum temperature differences of fluid at the pipe cross-sections of the T-branch with thermal stratification are examine

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(4)
• /
• pp.275-282
• /
• 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.

• 대한설비공학회지:설비저널
• /
• 제6권4호
• /
• pp.262-266
• /
• 1977

A new computer system for the stress analysis and design of piping network has been devlo-ped in this study. For the stress analysis, the system utilizes the finite element technique in which the frontal technique is used as the equation solver. The element library of the system has (1) Pipe Element (2) Beam Element, (3) Hanger Element and (4) Spring Element which should be sufficient to model the entire piping system including flexible supports, joints, piping rack and hangers. Based on the element stresses, code check has been performed and the safety factor for each element is calculated.

• 대한전기학회:학술대회논문집
• /
• 대한전기학회 2008년도 심포지엄 논문집 정보 및 제어부문
• /
• pp.189-190
• /
• 2008

원자력발전소의 탈기기 계통(Gas Stripper System)은 약 $25^{\circ}C$의 순수를 1.2기압, $105^{\circ}C$ 상태를 거쳐서 가스가 없는 상태(탈기)로 만들어 주는 계통이다. 탈기 상태를 유지하면서 지속적으로 순수를 만들기 위해서 본 계통에는 수위와 압력 제어루프가 있다. 탈기 상태에서는 탈기기 탱크내의 유체 상태가 이상(Two Phase)이기 차가운 급수를 사용한 수위와 압력 제어가 어렵다. 본 논문에서는 모델 기반으로 제어 최적화를 하기 위하여 제어 구성 요소들에 대한 제어 모델링 및 검증 과정을 기술한다. 제어모델링은 일반적으로 Parameter Identification 기법을 적용하지만, 유체역학 수식 모델, 운전 데이터, 탱크와 배관의 설계 자료 등을 이용한 경험적 방법을 적용하였으며 운전 데이터를 사용하여 검증하였다.

• 대한기계학회논문집A
• /
• 제39권4호
• /
• pp.405-413
• /
• 2015

최근 미국에서는 가동기간이 오래된 원전 매설배관에서 부식 및 침식에 의해 삼중수소 누설로 지하수가 오염되는 사례가 급증하고 있다. 따라서, 현재 원전 안전등급 매설배관으로 사용되고 있는 금속재료의 배관을 대신해서 부식 및 침식 등의 열화 손상에 대한 저항성이 우수한 고밀도 폴리에틸렌(HDPE) 배관을 ASME Code Class 3 안전계통 배관으로 사용하기 위한 연구가 수행되고 있다. 본 연구에서는 발전소 가동 중 매설배관에 가해질 수 있는 하중과 온도 범위를 바탕으로 HDPE 배관 융착부에 대한 인장 시험과 저속균열성장 (SCG) 시험을 수행하였다. 시험 결과로 얻은 SCG 시험편의 파단면을 분석하여 HDPE 재료의 파손 기구를 파악하였다. 이를 바탕으로 3D 유한요소 해석을 이용하여 균열이 있는 HDPE 재료가 버틸 수 있는 한계하중에 대한 검증을 수행하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제18권3호
• /
• pp.200-208
• /
• 1986

원자로 냉각 계통의 배관 파열에 근거한 냉각재 상실 사고를 방출계수 0.4에 대하여 분석하였다. 분석은 원자로 냉각계통의 배관 파열에 의하여 발생된 감압부터 노심 복구까지의 전 과도 상태를 포함한다. 계통 열수력과 핵연료 성능 평가를 위하여 BLOWDOWN 단계에서는 RELAP4/MOD6-EM 코드와 RELAP4/MOD6-HOT CHANNEL 코드를 사용하였으며 REFLOOD 단계에서는 RELAP4/ MOD6-FLOOD 코드와 TOODEE2 코드를 각각 사용하였다. LOWER PLENUM 충전을 고려하기 위하여 DOWNCOMER에서 증기-물역방향 유동과 과열벽효과를 근사하여 간단한 해석적 모델이 개발되었다. EOB 발생시의 정보를 근거로 하여 재충전지속 시간과 초기 복구 온도가 계산되었으며 RELAP4/MOD6에 의한 분석결과와 비교하여 상당한 일치를 보였다. 또한, 조기 EOB 발생에 영향을 미치는 계통변수의 연구가 수행되어졌다. DOWNCOMER와 UPPER HEAD사이의 마찰손실이 조기 EOB 발생에 지대한 영향을 미쳤으며 적당한 마찰손실계수의 선택을 통하여 조기 EOB 발생을 방지할 수 있었다. 노심 nodalization이 여섯 개인 경우와 세 개인 경우의 분석 결과가 계통열수력학적 면에서 유사한 결과를 나타내지만, 좋은 결과를 얻기 위하여 전자의 경우가 요구된다.

• 대한기계학회논문집A
• /
• 제34권9호
• /
• pp.1293-1298
• /
• 2010

본 연구에서는 인공감육엘보에 대해 내압 및 굽힘의 복합하중을 작용시킨 실 배관 실증실험으로부터 생성한 회전각 대비 모멘트 곡선으로부터 감육결함 엘보에서 소성변형이 시작되는 1 배탄성구배법에 기초한 OES 탄성하중과 2 배탄성구배법에 기초한 TES 소성하중의 거동 및 상관관계를 살펴보았다. ASME 에서도 제시하고 있는 TES 소성하중은 균열손상에 따른 배관계통 구조 건전성 상실을 배제하면서도 지속사용을 허용할 수 있는 대체 관리 기준으로서 적합한 것으로 판단된다.