• Nuclear Engineering and Technology
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• 제28권2호
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• pp.206-215
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• 1996

원자로냉각재계통 기기 설계를 위한 구조해석 분야는 크게 세가지로 구분할 수 있는데, 첫번째는 원자로 냉각재계통내의 유체의 온도, 압력, 원자로냉각재계통 기기 및 유체의 자중 등을 고려하여 정적해석이 주가되는 정상운전해석, 두번째는 원자력 발전소 수명내에 부지에 발생 가능한 지진을 고려하는 내진설계를 위한 지진해석, 세번째는 원자력발전소를 다른 플랜트보다 한층 안전하게 설계할 수 있도록 원자력 발전소내의 모든 고에너지배관의 파단을 가상하는 가상배관파단해석으로 구분할 수 있다. 1986년 이전까지의 가압경수로발전소의 가상배관파단은 원자로냉각재주배관의 파단을 가상하여 동적구조해석을 수행하므로써, 극히 보수적인 결과를 얻었다. 그러나, 파괴역학의 발전은 파단전누설기법을 정립하였으며, 이에 따라 1987년 미국의 10 CFR Part 50 Appendix A GDC 4에서는 원자력발전소 내의 모든 고에너지배관에 파단전누설기법 적용을 허용하므로써, 이들 배관의 가상배관파단을 배제할 수 있도록 하였다. 한국형 표준원전인 울진원자력 3, 4호기의 참조발전소인 영광원자력 3, 4호기는 개정된 GDC 4를 적용한 최초의 가압경수로발전소로서, 원자로냉각재주배관과 12인치 이상의 일차측 분기관들의 가상배관파단을 배제하였다. 본 보고서에서는 영광원자력 3, 4호기의 참조발전소인 미국 Palo Verde발전소와 한국형 표준원전인 울진원자력 3, 4호기의 가상배관파단에 의한 원자로냉각재계통의 동적구조해석 결과를 서로 비교, 분석하므로써 개정된 GDC 4의 영향을 평가함은 물론 향후 분기관 가상배관파단해석의 방향을 모색하는데 있다.

• 원자력산업
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• 제16권8호통권162호
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• pp.68-77
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• 1996

한전 전력연구원은 최근 월성 원자력 1호기 주증기관 배관 설비의 안전성 및 운전 신뢰도를 크게 향상시킬 `배관진동 해석기술`을 개발하였다. 이 기술은 소음진동연구팀이 연구에 착수한지 2년만에 성공한 것으로, 10년 이상 진동 문제로 어려움을 겪고 있는 월성 원자력 1호기 주증기 배관의 유체 유동, 구조물의 동적$\cdot$정적 특성을 규명, 진동 감쇠 장치를 설치하게 됨으로써 배관의 최대 진동값이 허용 기준치 이하로 줄어들어 시스템 신뢰성 및 원전 설비의 안전성을 크게 높인 것으로 평가되고 있다. 전력연구원은 앞으로 이 기술을 월성 1호기 나머지 2개 라인 및 타 발전소에까지 적용시켜 대형 배관 구조물의 해석 기술을 선진국 수준으로 향상시킬 계획이다.

• 기계저널
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• 제31권3호
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• pp.261-266
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• 1991

원자력발전소 배관에 대한 일반적인 파단전누설(LBB)개념 적용절차 및 해석 방법에 대해 간단히 기술하였다. 그러나 LBB해석방법은 배관의 크기 및 작용하중의 상태에 따라 많은 차이가 있 으므로 보다 많은 배관에 LBB개념을 적용하여 설계하기 위해서는 합리적인 해석방법의 마련, 배관재질의 파괴인성치 향상 및 원자력발전소의 운전조건 개선 등을 위한 계속적인 노력이 필요 하리라고 판단된다.

• 원자력산업
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• 제7권2호통권48호
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• pp.91-93
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• 1987

• 원자력산업
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• 제19권12호통권202호
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• pp.59-65
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• 1999

원자력발전소는 우라늄 핵연료를 태워서 물을 끓여 증기를 발생시키고 이 고압 증기로 터빈을 돌려 전기를 생산하는데, 이와 같은 일련의 과정은 고압 용기나 배관을 사용하여 가능하게 된다. 이와 같은 고압 용기 및 고압 배관은 그 기기 안에 핵반응 물질이 들어 있다는 점을 고려해 볼 때 그 기기의 건전성 확보는 매우 중요한 일 중 하나이다. 본고에서는 원자력발전소의 원자로 압력 용기를 비롯하여 압력 배관의 용접부에 대한 결함 탐지에 사용되는 자동 초음파 탐상 기기에 관하여 서술하고자 한다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.951-956
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• 1995

원자력 발전소 2차측 배관에서 가장 심각한 문제로 대두되고 있는 침식부식현상을 예측/감시하는 시스템을 개발하는 연구를 수행하였다. 본 시스템은 침식부식 이론 및 관련 변수들로부터 단상 및 2상유체 배관의 침식부식률과 ASME Code의 허용기준에 따른 잔여수명을 예측할 수 있는 Prototype의 평가시스템 형태로 개발되었으며, 특정호기의 2차측 배관들 중에서 침식부식에 특히 민감한 T-형 및 L-형 배관을 선택한 후 시스템화시켜 검토하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.483-488
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• 1997

원자력발전소 가압기 밀립배관은 원자로냉각재계통 압력을 제어하는 기능을 가진 가압기와 원자로냉각재계통을 연결하는 ASME 1등급 기기로서 건전성 확보가 필수적이다 그러나 현재 운전중인 국내ㆍ외 원전의 가압기 밀림배관은 설계시 열성층화(Thermal Stratification) 현상발생 뿐만 아니라 동 현상이 배관 건전성에 미치는 영향이 전혀 고려되지 않아 본 연구에서는 국내 운전중인 원전 가압기 밀림배관에서 발생하는 열성층화 정도를 확인하고. ASME 코드에 입각한 평가방법론을 정립 설계조건과 운전조건에 대한 평가를 수행하므로써 건전성에 미치는 영향을 평가하였다.

• 원자력산업
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• 제7권4호통권50호
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• pp.86-87
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• 1987

미국원자력규제위원회(NRC)의 조사에 의하면 배관파단의 원인은 파단부 부근의 배관내면이 심하게 감육하고 있으며 원자로 트?후의 2차계의 압력변동에 견디지 못했기 때문이라고 보여지고 있다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.112.1-112
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.697-702
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• 1996

원전 배관계통에 LBB를 적용하면 배관파단으로 인한 동적영향(dynamic effect)을 고려하지 않아도 되므로 각종 구조물의 설계가 단순해지고, 배관파단에 대비해 설치하였던 각종 지지구조물들을 제거할 수 있으므로 설계비용 절감 등 경제적 이점을 얻을 수 있다. 본 논문의 목적은 차세대원전 안전주입 및 정지냉각계통 배관에 대해 설계초기단계에서 LBB적용 여부를 판단할 수 있는 배관평가선도를 개발하는 것이다. 이를 위해 먼저 배관재료의 응력-변형률곡선을 사용하여 감지가능한 균열길이를 산출하였으며, 3차원 유한요소해석과 배관재료의 파괴저항곡선을 이용한 균열안정성평가를 수행하여 배관평가선도를 개발하였다. 본 연구에서 개발한 배관평가선도를 배관설계초기단계에 사용하면 LBB적용여부로 인한 설계변경과정이 불필요하므로 전체공기를 단축할 수 있으며, 특정한 배관계통이 아닌 일반 배관계통에 적용할 수 있으므로 LBB해석회수를 상당히 줄일 수 있다.