In the present study, complex leakage probabilities of nuclear pipes due to fatigue and stress corrosion cracking are evaluated by using the PINTIN(Piping INTegrity INner flaws) that is developed based on the existing PRAISE(Piping Reliability Analysis Including Seismic Events) program. With regard to the aging and crack instability, small leak and big leak probabilities are calculated for several pipes in a reactor coolant system of domestic nuclear plant. Moreover, sensitivity analysis is also performed to find out the effect of parameters for the leakage of pipes, which shows the coolant temperature is the most influencing parameter.
The containment local leakage rate testing in nuclear power plants is performed in accordance with ANSI/ANS 56.8-1994 in Korea. Two methods, the make-up flow rate and the pressure decay, are used for local leakage rate testing. Though ANSI/ANS 56.8-1994 does not define clearly the minimum test duration for the make-up flow rate method, it requires obtaining the data after reaching the stable condition. Thus the prerequisite stable condition for data acquisition and the testing time is differently applied to each NPPs. Therefore, this study presents a standardized test procedure for data stabilization and testing time through experiments to improve the test reliability.
The aim of this study was to investigate the hydride embrittlement when the LBB evaluation was carried out for the integrity of PHWR Pressure Tubes. The transverse tensile and CCT toughness tests were performed at three hydrogen concentrations while the test temperatures were changed (RT to 30$0^{\circ}C$). Both the transverse tensile and the fracture toughness tests showed the hydrogen embitterment clearly at RT but this phenomenon was disappeared while the test temperature arrived at 25$0^{\circ}C$. Using the DHC test results, the CCL and LBB time were calculated and compared. The hydride embrittlement at the LBB evaluation made the LBB time short definedly. If the operating temperature, DHCV and LBB deterministic parameters such as A and m were known, LBB time could be estimated without the calculation of CCL.
LNG 선박에 사용되는 초저온용 버터플라이 밸브의 개발에 있어, 누설검증은 가장 중요한 설계공정 중 하나이다. 초저온에서 누설방지가 가능한 실로서 인코넬 스프링과 같은 탄성지지체가 포함된 O-링 형태의 메탈실이 널리 사용되고 있으나, 제작비가 고가인 단점을 갖고 있다. 이에 대한 대안으로 부가적인 탄성지지체 없이도 누설조건을 만족시키며, 제작비가 저렴한 탄성 메탈실의 개발이 요구되고 있다. 본 연구에서는 탄성 메탈실의 누설방지를 위한 설계조건을 정립하여, 초저온 및 고압환경에서 누설방지가 가능한 탄성 메탈실의 형상을 수치해석을 통해 고찰하였다. 아울러 이를 기반으로 시제품을 개발하고, 상온 및 초저온 상태에서 BS6755 및 BS6364 에 준하는 누설시험을 실시하여 누설여부를 확인하였다.
고온, 고압의 원자력 배관 누설 판별을 위해 음향방출기법(AE)을 이용한 누설감지 시스템인 ALMS 기법이 적용되고 있다. 이 시스템은 단지 AE 센서로 전해진 신호의 RMS값을 이용하여 누설의 유무만을 판단할 뿐, 누설 발생시 누설부의 크기나 형태를 평가하는 것에는 어려움이 있었다. 따라서 본 논문에서는 이러한 문제를 해결하기 위하여 AE센서와 가속도센서를 동시에 이용한 이중 센서 시스템을 제안하였다. 빠른 학습 속도와 정확성을 위해 Levenberg-Marquardt 학습 알고리즘을 이용한 인공신경회로망을 적용시키고, 이를 통해 신뢰성 있는 분석 결과를 얻을 수 있다. 배관내 압력과 누설부의 크기와 모양에 따른 실험신호들을 학습시키고 그 판별 정확성을 확인하였다. 추가적으로 배관 두께에 따라 발생하는 파(wave)의 종류와 특성이 달라지는 것을 이론과 실험을 통하여 알아보았다.
본 연구에서는 급기가압에 따른 건축물 내부의 공기유동에 대한 수치해석을 수행하고 거실, 부속실 및 계단실 간의 차압분포 및 유동 특성을 분석하였다. 유동 해석은 유효누설면적을 측정하기 위해 제작된 누기율 시험설비에 대하여 수행하였으며, 급기가압에 따른 각 실의 압력 및 유속분포 등을 분석하였다. 본 해석에서 공기의 누설은 유효누설면적을 갖는 얇은 틈새를 방화문과 창문에 위치시키는 방법으로 모사하였다. 이러한 방법을 이용한 해석은 계단실과 부속실 간의 차압에 대한 기존 실험의 결과를 적절히 예측하였다. 해석 결과를 통해 국부적인 누설이 급기가압 제연 설비의 전체적인 유동 패턴 및 압력 분포에 큰 영향을 미치지 않음을 확인하였다. 거실-부속실 문 단면에서의 평균속도가 방연풍속에 대한 국가화재안전기준을 만족하였으나 문의 상부와 같은 국부적인 위치에서 부속실로의 유출이 발생할 수 있음을 확인하였다.
본 연구에서는 기존 멤브레인식 LNG 저장탱크의 측정장치와 안전장치에 대한 고찰과 분석을 통해 초대형 멤브레인 식 LNG 저장탱크에 적합한 새로운 통합제어안전관리시스템 연구를 수행하고자 한다. 통합제어안전관리시스템은 기존에 단수로 설치한 압력계를 추가하고, 기존의 LNG 저장탱크에는 없는 변위센서와 하중센서를 내부탱크와 예응력 콘크리트 구조물 사이를 관통하는 강재앵커에 새로이 설치함으로써 초대형 LNG 저장탱크의 안전성과 효율성을 향상시키는 역할을 담당할 것으로 예상된다. 변위센서와 하중센서는 멤브레인 패널의 파손여부, 내부탱크로부터 발생된 LNG 누설의 단서를 제공하게 될 것이다. 기존의 누설센서는 내부탱크 뒤편의 보냉재 공간에 설치한 온도센서에 의해 LNG 누설이라는 신호를 보낼 때까지도 멤브레인 패널의 손상에 관련된 적절한 정보를 제공하지 못할 수 있다. 결국 새로운 통합제어안전관리시스템은 온도, 압력, 변위량, 하중, LNG의 밀도 데이터를 수집하고 분석하기 위한 것으로, 탱크시스템의 안전성과 내부탱크의 누설을 제어하기 위한 시스템이다. 또한, 디지털 데이터는 멤브레인 패널의 안전성에 관련된 변위량과 하중, LNG의 액위와 밀도, 쿨다운 공정, 누설, 압력 등을 제어하기 위해 측정된다.
국내에서 상업운전중인 월성 원자로는 캐나다에서 개발한 CANDU형 원자로로 핵연료를 지지하는 핵연료 압력관이 사용되며, 핵연료 압력관은 원자로의 1차기기로 건전성확보가 매우 중요하다. 가동중 검사시 압력관에서 결함이 검출되면, 지속적인 사용을 위해서 결함의 건전성을 확보하여야하나, 그 평가절차가 매우 복잡하다. 본 연구에서는 핵연료 압력관 평가를 보다 신속하고 효율적으로 수행하기 위한 건전성 평가시스템을 개발하였다. 개발된 평가시스템은 예리한 결함 및 둔한 함에 대한 평가를 수행할 수 있으며, 피로균열평가, 지체수소균열평가, 불안정파괴평가, 파단전누설평가, 소성붕괴평가모듈을 수록하고 있다. 또한 개발된 시스템을 검증하기 위하여 캐나다 ECL에서 제시한 평가결과와 비교함으로서 본 시스템의 효용성을 검증하였다.
본 연구에서는 FeRAM 적용을 위한 BLT 캐패시터 제조시 CMP 공정압력 변화에 따른 Leakage Current의 특성에 대해서 연구하였다. 6-inch Pt/Ti/Si 웨이퍼를 사용하였으며, 기판 위에 졸-겔(Sol-Gel)법으로 모든 BLT를 스핀코팅을 이용하여 증착시켰다. 증착된 BLT는 $200^{\circ}C$에서 기본 열처리 후 다시 $700^{\circ}C$에서 후속 열처리 하였다. 이러한 과정을 두번 반복하였며, FeRAM 적용을 위한 BLT 캐패시터 제조시 CMP 공정 중 압력 변화를 달리하여 BLT 캐패시터를 제조한 후 Leakage Current를 측정하였다. 결과적으로 CMP 공정 시 압력의 증가에 따라 Leakage Current값이 증가하였다. CMP 공정시 압력과 박막 표면의 스크레치로 증가로 인해 Leakage Current의 증가하였다고 판단된다.
지하 매설배관을 이용한 유체 수송 중 임의의 배관 위치에서 누설이 발생할 경우 육안 식별의 어려움으로 진동 센서 등을 이용하여 누설 위치를 탐지한다. 이러한 누설 위치 검출 시스템은 물과 같은 비 압축성 유체를 대상으로 센서 간의 신호 도달 시간차와 음파의 전파속도를 이용하여 검출하고 있다. 본 논문에서는 가스와 같은 압축성 유체의 누설 검출을 위한 시스템을 개발하고자 기존 검출 방법을 검토하고, 온도와 압력을 고려한 압축성 유체의 전파속도 식을 개선하고 압축 공기를 이용한 실험 장치를 구축하여 실험 수행을 통해 검증하였다. 검증 결과 매설배관 내 압축성 유체의 누설 위치 검출이 가능함을 확인하였으며, 가스 수송용 매설배관 내 누설 위치 검출 시스템 개발에 적용 가능함을 확인하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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