• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 2000.11a
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• pp.163-171
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• 2000

AMBIDEXTER 원자력 에너지 시스템은 Th$^{233}$ /U 핵주기를 이용한 용융염 핵연료가 내장형 열교환기를 포함하는 일체형 원자로 시스템을 순환하면서 1차 냉각 계통을 이루고, 독립된 온라인 정화계통에 의해 액상 용융염 핵연료 일부를 연속 추출. 처리, 재주입 함으로 노심의 핵적 자활상태를 유지한다. 이와 같은 시스템 개념은 배관망 파손에 의한 중대사고 방지, 열수송 회로와 방사성 물질 회로의 독립적 구성을 통한 효과적인 원자력 에너지 이용과 고유 안전성을 확보하는 장점을 통해 현안 원자력 문제의 근본적인 해결 방안을 제시하고 있다.(중략)

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05d
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• pp.188-194
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• 1996

현재 국내에서 관심이 고조되고 있는 원전 연장운전 방안의 일환으로, 주요 기기의 기술적 타당성 검토 대상기기 중 하나인 원자로 냉각재 배관 노즐의 피로수명 평가를 수행하였다. 본 노즐의 피로수명 평가는 원자로 냉각재 계통 노즐의 최종 설계문서에 제시된 응력해석 결과를 참조하여 ASME Code, Sec III의 절차에 따라 수행하였으며, 평가결과 이들 노즐의 설계수명 30년을 향후 40년 또는 그 이상 연장 운전할 경우에도 무리가 없는 것으로 판단된다.

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 2007.11a
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• pp.674-678
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• 2007

기술수준의 발달로 인해 건물이 대형화 고층화됨에 따라 높은 양정의 펌프를 사용하고 있으며, 배관계통을 대부분 전자식 밸브를 채택하여 입상급수라인의 수충격 현상이 대두되어 수충격 현상제어를 위한 여러 방법들이 시행되고 있다. 본 연구는 수충격 현상을 제어하는 방법 중 수충격 방지기를 이용하여 입상급수라인의 수충격 현상의 제어를 효과적으로 제어할 수 있었다. 향후 본 연구를 계속 진행 시켜나감에 따라 수충격 현상의 제어에 큰 성과를 거둘수 있을 것으로 판단된다.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.13 no.4
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• pp.42-46
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• 1994

원자력발전소(原子力發電所)의 방진기의 역할은 운전중(運轉中) 지진(地震)이나 혹은 수격작용(水擊作用)등 순간적인 동적 하중의 발생으로부터 관련 배관(配管)과 기기(機器)를 보호하는 것이다. 1989년 이후 ASME Sec. XI에서 50kips 이상의 대형 방진기도 ASME/ANSI OM Part 4에 따라 육안검사(肉眼檢査) 및 성능시험(性能試驗)을 할 것을 추가 요구하고 있다. 따라서 본 보고서는 방진기(防震機) 기능, 미국 원전 방진기의 손상 사례, 검사(檢査) 기술기준(技術基準) 및 요구사항(要求事項)을 검토(檢討)하여 검사 및 성능시험을 적절한 제반 기술기준에 의거 수행토록 하며, 수행 결과 수반되는 손상 방진기에 대한 원인규명(原因糾明)과 까다로운 후속조치(後續措置)의 실시로 원전 40여년 수명기간동안 배관계통(配管系統) 및 기기(機器)의 건전성을 확보하는데 기여코자 한다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers B
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• v.20 no.2
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• pp.680-688
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• 1996

In this paper, the unsteady state calculational model is proposed for the thermal stratification analysis in the feedwater line of the PWR plant. By defining dimensionless parameters in the two-dimensional polar coordinate system and applying SIMPLE algorithm, the temperature and flow profiles due to the thermal stratification are obtained. Base on the fact that the most significant condition occurs when the fluid temperature difference between the piping ends reaches as high as 166.deg. C, the present result shows that max. Dimensionless temperature difference of 0.6 (about l00.deg. C) obtained between hot and cold sections of pipe wall at dimensionless time 47.0.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.221-226
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• 1998

과잉온도 차온(Overtemperature $\Delta$T) 및 과잉출력 차온(Overpower $\Delta$T)트립에 쓰이는 온도 측정계통 총 지연시간은 6초로 구성되며 RTD 우회배관 제거시 4.5초의 RTD 응답시간(일차지연 상수로 가정)과 1.5초의 순수지연시간(전자회로 지연시간 + 그립퍼 풀림시간등)으로 구성된다. 그러나 RTD우회배관 제거전 사고분석을 일차지연상수를 3.5초, 순수지연을 2.5초로 모델링하였으므로 Simulink를 통한 영향분석과 Rack 응답시험 계단파 입력신호의 타당성을 평가하였다. RTD 응답시간은 전형적인 1차 지연요소로 나타내며 계전기나 제어봉 Gripper Release 시간 등은 순수 지연으로 가정하고 분석을 수행하고 기타 지연/지상 필터를 발전소와 동일하게 모델링하여 분석하므로써 발전소에서 일어나는 과도현상을 묘사할 수 있다는 점을 고려할 때 RTD우회배관 제거후 응답시간 지연상수가 바뀌더라도 안전하다는 결론에 도달했다.

• Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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• v.13 no.1
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• pp.16-39
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• 2017

This paper reviewed and summarized the experimental studies conducted during last three decades to evaluate the structural integrity and to establish the acceptance criteria for piping system of nuclear power plants (NPPs) under seismic loading condition. These experimental studies contain the results of large-scale piping system tests under excessive seismic loading as well as standard specimen tests, simplified piping specimen tests, and piping components tests under simplified dynamic and cyclic loading. These would be useful as a basis for establishing integrity assessment procedure and acceptance criteria for piping systems of NPPs under beyond design basis earthquake (BDBE) conditions, and also could be used in planing the scope and direction of further related researches.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.277-283
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• 1996

원자력 발전소의 일차계통 부분충수운전시 잔열제거 계통 입구에서 자유수면 와동으로 인해 계통에 공기가 흡입될 수 있으며 이로 인해 계통이 상실되거나 계기에 오차가 유발되어 많은 안전상의 문제를 야기할 수 있다. 이러한 문제들을 해결할 수 있도록 흡입구의 구조를 개선하기 위해 다양한 구조에 대해 실험을 수행한 결과 깔때기 모양과 우회유로를 설치한 경우. 그리고 기존 T자형에 와동 방지판을 부착하는 것이 매우 효과적임이 밝혀졌다. 하지만 깔때기 모양이나 우회유로의 경우는 배관구조의 변경이 필요하여 따라서 기존 발전소나 신설 발전소에 적용시 문제점이 많으므로 필요시 붙이고 불필요하면 제거가능한 탈착식인 다공 와동 방지판을 최종적으로 선정하였다. 이 경우에 대하여 1/4 축소 실험장치로 실험한 결과 운전유량 영역에서 와동의 발생으로 인한 공기흡입과 펌프의 정지를 획기적으로 줄여주는 것으로 밝혀졌다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.534-541
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• 1997

1000MWe급 피동형원자로기 안전계통 성능 및 RELAP5 코드의 적용성 평가를 목적으로 AP600을 참조노형으로 설정된 1000MWe급 대용량 피동형원자로에 대한 냉각재 상실사고를 모의 해석하였다. 대형냉각재상실사고시 발생되는 현상들은 기존 원자로와 큰 차이가 없고, 이들 현상을 모의하기 위한 모델링 요건들이 피동형계통 분석에 동일하게 요구되었으며, 계산된 PCT가 규제기관의 허용치에 충분한 여유도를 갖고 있어 대형냉각재상실사고시 충분한 노심냉각 능력을 갖는 것으로 평가되었다. 또한 안전주입 배관이 파단되는 소형냉각재 상실사고를 해석한 결과 KP1000의 피동안전계통은 ADS의 작동에 의하여 노심을 노출시키지 않고 적절한 사고완화 기능을 수행할 수 있는 것으로 분석되었다.

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 2012.10a
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• pp.143-144
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• 2012