• Journal of the KSME
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• v.18 no.2
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• pp.122-127
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• 1978

본 규정은 대한 기계학회가 공업진흥청의 의뢰를 받아 1977년도에 작성한 "압력배관 기술기준(I)" 의 부속서중의 하나로서 본 규정에서 기술수준이라고 하는것은 압력배관 기술기준(I)을 지칭하는 것이다. 분량관계로 본회에는 그의 일부로서 적용범위 및 정의와 하중에 관한 부분을 실었다. 압력배관 기술기준은 동력배관계통의 설계, 제작, 재료, 설치 및 시험에 대한 규정을 포함하고 있 다. 오랜경험에서 이들 규정은 안전밸브설비에 대해서도 합리적으로 적용할 수 있음을 보여 주었 다. 그러나 안전밸브설비의 설계가 압력배관 기술기준의 규칙을 충분하게 적용할 수 없는 경우도 있을 수 있다. 따라서 본 부록은 안전밸브설비에 기술기준의 규정을 적용하는 방법을 명백히 하 고, 또 예를 들기 위하여 준비되었으며, 설계자에서 설계지침과 별도의 설계방법을 제공한다. 다 만, 본 부록은 강제성의 규정은 아니다.의 규정은 아니다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.227-232
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• 1998

하나로 1차 배관에서 중성자를 측정하고 발생 원인을 분석하였으며, 이를 통하여 중성자 계측 계통을 이용하여 핵연료 파손을 감시할 수 있는 가능성을 검토하였다. 중성자 측정에는 BF$_3$비례 계수관을 이용하였고, 1차 배관의 주 방사선원인 N-16에 의한 감마선 펄스의 영향은 무시 할 정도로 작았다. 중성자의 발생 원인을 규명하기 위해 원자로 정지 전후에 중성자 계수율의 변화를 측정하였다. 편자로의 정상 운전시 1차 배관에서 발생되는 중성자는 물속의 중수소가 고에너지 감마선을 흡수하여 방출하는 광중성자와 핵연료의 표면 오염에 의해 발생된 지발 중성자라고 가정하여 원자로 정지 전후의 발생량 변화를 계산하였다. 계산 결과와 측정값을 비교하여 1차 배관 주변에서 측정된 중성자 가운데 지발 중성자가 약 70 %, N-16에 의한 광중성자가 약 30%임을 확인하였다. 핵연료의 표면 오염 정도로 발생하는 지발 중성자도 민감하게 측정되므로, 이러한 지발 중성자 계측법이 핵연료의 손상 여부를 알아낼 수 있는 유용한 방법임을 확인할 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11b
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• pp.717-722
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• 1996

원자력 발전소 2차측 배관에서 가장 심각한 문제로 대두되고 있는 침식부식 현상을 예측/감시하는 시스템을 개발하여 특정 원전 2차 계통의 전 부분을 망라하여 실제 평가를 수행하였으며, 이를 현장에서 초음파검사로 측정한 결과와 비교하였다. 본 시스템으로 평가한 침식부식률을 실제 측정으로 산출한 침식부식률과 비교해 본 결과, 오차 100% 이내에 포함되는 부위가 92%에 달하는 것으로 확인되었다. 본 시스템은 침식부식 이론 및 관련 변수들로부터 단상 및 2상유체 배관의 침식부식률과 ASME 코드 및 BS 코드의 허용기준에 따른 잔여수명을 예측할 수 있으며, 침식부식으로 인한 배관의 두께가 최소허용치 이하로 떨어질 경우에는 국부 배관감육평가를 수행 할 수 있는 시스템의 형태로 개발하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.05a
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• pp.197.2-197
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• 2001

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2002.05a
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• pp.266.1-266
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• 2002

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2002.05a
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• pp.77.1-77
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• 2002

• Journal of Energy Engineering
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• v.27 no.2
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• pp.14-25
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• 2018

The combined cycle power plant has a cycle of operating the gas turbine with fuel, such as natural gas, and then producing steam using residual heat. The fuel gas is supplied to the gas turbine at a level of 4 to 5 MPa, $200^{\circ}C$ through a compressor and a heat exchanger. In this study, the risk assessment method considering the piping system stress was carried out for safe operation and soundness of the gas fuel supply piping system. The API 580/581 RBI code, which is well known for its risk assessment techniques, is limited to reflect the effect of piping stress on risk. Therefore, the systematic stress of the pipeline is analyzed by using the piping analysis. For the study, the piping system stress analysis was performed using design data of a gas fuel supply piping of a combined cycle power plant. The result of probability of failure evaluated by the API code is compared to the result of stress ratio by piping analysis.

• Journal of Energy Engineering
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• v.23 no.3
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• pp.116-124
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• 2014

In the plants operated under high temperature condition, piping system load analysis is often performed to prevent accidents caused by thermal deformation and also to locate inspection prioritity points of the piping system. In this study, piping system stress analysis was performed for a pipe system between the reactors in a process plant. The piping system includes typically installed hangers and expansion joints. In order to evaluate the effects of structural components such as hangers and expansion joints, the case for the expansion joint or the hanger under abnormal operation is considered. By comparison anlaysis results of piping system during normal operation and abnormal operation, the role of each pipe components are studied.

• Fire Science and Engineering
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• v.22 no.3
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• pp.272-277
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• 2008

This study is performed for propose that exactly equivalent length of TBP in the applied at water-based fire protection system. For predict the measuring position of equivalent length, we determined the measuring position using the FVM about pressure drop of TBP. For the reckon of the exact about measured value we compared with the result of FVM and we knew the similar value each other. Using the results we proposed the friction loss measuring position that inlet of main dirction is 20 times of appellation diameter in main pipe, outlet of main dirction is 10 times of appellation diameter in main pipe and outlet of branched direction is 20 times of appellation diameter.

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 1996.04a
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• pp.215-220
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• 1996

원자력발전소의 주증기관은 증기발생기와 터빈을 연결하는 주요 계통으로서 여기서 발생하는 배관진동은 주요기기의 연결부, 밸브, 배관지지물과 건물 등에 복합적인 반복하중을 가하여 관련 지지물 및 구조물에 열화현상을 발생시켜 발전소의 안전운전에 심각한 영향을 초래할 가능성을 항상 내포하고 있다. 그럼에도 불구하고 배관진동 대책은 대부분 지지물을 추가로 설치하여 진동준위만 낮추고 있는 실정이다. 따라서 구체적인 배관진동의 예측, 측정 및 평가, 감쇠방안에 이르는 종합적이고 체계적인 연구가 요구되고 있다. 본 연구에서는 지지물의 열화현상 및 부분적인 파손으로 진동준위가 높아진 것으로 추정되는 원자력발전소 주증기관의 진동특성 및 요인을 분석하여 진동감쇠 방안을 도출하고 검증함으로써 배관 및 주변 구조물의 건전성을 확보하고 설비의 신뢰성을 확보하고자 하였다. 이를 위하여 주증기관을 모델링하여 해석하였으며, 발전소의 기동 및 정상운전시의 진동준위를 측정하였다. 또한 발전소의 정진기간중 일부 배관계에 대한 실험적 모우드 해석을 수행하였다. 여러가지 진동감쇠 방안을 검토하여 탄성지지 및 에너지 흡수효과를 동시에 발휘할 수 있는 특수 지지물(WEAR$_{TM}$)을 설치하는 방안을 도출하였으며, 현장에 설치한 후 배관의 진동상태를 확인함으로서 효과적인 방안임을 검증하였다.