압력방출밸브는 높은 압력을 조절하여 안정성을 유지하는 기계적 요소로, 압력용기, 증발기, 파이프라인 등 사용되고 있다. 높은 압력이 발생되면 스프링의 탄성력을 사용하여 압력방출밸브의 출구로 유체를 흘려보냄으로써 압력을 낮추게 되고, 정상적인 압력으로 돌아오게 되면 압력방출밸브는 초기상태로 돌아가게 된다. 압력방출밸브는 순조롭게 작동되어지기 위하여 요구되는 구조적 안정성을 만족하도록 설계되어져야한다. 본 연구에서는 상업용 소프트웨어 ANSYS/WORKBENCH를 사용하여 압력방출밸브의 유동해석과 구조해석을 수행한 결과 구조적 문제를 발생시킨다는 것을 알 수 있었다. 따라서 구조적 안전성을 만족하는 설계를 수행하고, 설계변수에 따른 구조적 안전성을 예측해보고자 한다.
현재 가장 많이 사용되고 있는 스프링식 안전밸브는 스프링과 설정치 드리프트, 누설 취약성, 채터링에 의한 시트 파손등의 문제점을 지니고 있다. 안전밸브 디스크에서 발생하는 유체 누설은 안전밸브 설정압력 개방에 영향을 주며, 시트(Seat)면의 이물질 삽입, 균열 및 유체에 의한 침식(Erosion) 등에 의해 밸브 핵심 부품이 쉽게 손상되어 기기 성능 저하를 초래하게 된다. 따라서 유체 누설을 조기에 탐지하고 정량화하여 해당 기기의 상태정보 제공을 통한 누설 감지 기법 연구가 요구된다. 원자력 발전소의 경우 밸브에서 유체가 누설되면 밸브의 오작동 및 운전 안정성 저해 요인이 된다. 따라서 본 연구에서는 음향방출법을 이용하여 안전밸브의 유체 누설을 평가하고, 안전밸브의 음향신호 측정 위치 선정 및 누설량에 따른 음향신호를 분석하고자 한다.
The purpose of this study is localization of safety relief valves fur Nuclear Service through technical development with overall design, fabrication, inspection, capacity certification test and functional qualification test of safety relief valves in accordance with KEPIC MN Code(or ASME Sec.III ). The safely relief valve is the important equipment used to protect the pressure vessel, the steam generator and the other pressure facility from overpressure by discharging the operating medium when the pressure of system is reaching the design pressure of the system. But we're depending on technology of the other country up to the present time. Because we don't have our own technologies, we have been spent the great time and money on installing and repairing safety relief valve at nuclear power plant. Therefore we have to achieve the development of safety relief valves for Nuclear Service with our own technologies.
본 논문은 제동 시스템에서 전자식 주행안정 제어장치(ESC)의 유압 모듈레이터의 솔레노이드 밸브 제어에 대한 것이다. ESC의 전자제어유니트(ECU)를 제어하기 위한 방법으로 고주파수 제어와 슬로프 제어를 적용하였으며, 서지 압력 및 전자파간섭(EMI) 저감 특성을 연구하였다. 고주파수에서의 전자파 방출을 줄이기 위하여 ECU 출력 단에 슬로프 제어 기능을 추가하였다. 측정결과 제동 시스템에서 고주파수 ECU의 솔레노이드 밸브제어 방법에 따라 서지 압력과 전자파 방출이 저감될 수 있음을 확인하였다. 결론적으로 고주파수 ECU 제어 연구 결과에 의해 제동 시스템 성능을 향상방안을 제시하고자 한다.
울진 원전 3,4 호기를 대상으로 MAAP4.0.2 코드를 이용하여 발전소 정전사고를 모의/분석했다. 본 분석에서는 사고진행에 따른 일.이차계통의 상태변화를 원자로용기 파손때까지 상세 파악하였다. 사고관리 관점에서, 발전소 정전사고는 이차측의 대기방출밸브를 통한 강제감압에 의해 사고진행을 완화할 수 있으며 이러한 운전원 조치에 의한 완화효과를 검토하였다 그 결과 감압시작 2시간후에 일차측은 약 24$^{\circ}C$ 의 과냉각도를 보이며 안정되었고. 사고시작 1시간 후부터 3시간 동안의 강제감압이 성공한 경우, 노심노출시간 기준으로 약 2시간의 지면효과가 있었다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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