• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.305-311
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• 1998

최근들어 고려된 LBB(Leak Before Break) 적용요건중 동적파괴시힘 절차에는 울진 3&4호기 이후 파단전누설개념이 적용되는 배관이 탄소강으로 제작될 경우. 이 배관이 Dynamic Strain Aging (DSA)에 의해 파괴저항치가 감소되지 않는다는 것이 정량적으로 입증되지 않는 한, 동 배관의 파괴 물성치 결정시 DSA의 영향이 고려되어야 하며, DSA 영향을 평가하기 위해서는 동적과괴시험이 수행되어야 함을 요건화 하고 있다. 본 연구에서는 DSA 효과에 의한 파괴저항(J-R) 특성의 저하가차세대원전 원자로냉각재배관 파단전누설개넘(LBB) 적용시 설계 안전여유도에 영향을 미치지 않는 정도임을 평가하는데 있다. 따라서 ASME Section III에서 탄소강으로 분류하고 있는 강종별 파괴인성 변화를 고찰하고, 차세대원전 주냉각재배관 재료인 SA508 Class la의 최대 파괴인성 감소치를 예측하여, 울진 3&4호기에서 측정된 엘보우용 SA516-Gr.70 강의 DSA 영향 평가 결과와 비교 분석하여 차세대원전 주냉각재배관의 DSA영향을 평가하였다. 도출된 결론으로는 DSA 영향을 고려한 SA508 Class la의 J 및 dJ/dA 값은 극히 보수적으로 추정할 때 50% 이상 감소하는 것으로 예측된다. 이러한 DSA 영향을 고려하였을 경우 배관재 모재의 파괴인성치는 Weld-SAW의 J/T 값 수준으로 감소하였다. 그러나 현 LRB 해석이 가장 낮은 J/T값을 갖는 Weld-SAW Auto의 균열길이 2a인 J/T선도에 의거하여 수행되고 있다는 점을 고려한다면 비록 DSA가 배관재에 영향을 주는 가장 보수적인 값(J 및 dJ/dA값을 50% 이상)을 사용한다고 하더라도 차세대원전 LBB 적용에 문제가 되지 않음을 알 수 있다. 즉 차세대원자로 주냉각재배관에 LBB를 적용하는데는 DSA 영향은 상대적으로 중요하지 않다는 결론을 얻었다. 표면에 수소화물이 농축되어 있는 hydride layer가 형성됨을 관찰하였으며 ～5,000ppm 이상의 경우에는 수소화물의 방향성이 random하였으며 특히, ZIRLO$^{TM}$ 시편의 경우에서는 원주방향으로 길게 이어진 수소화물과 기계적 성질에 치명적인 반경방향의 수소화물이 평행하게 배열된 것을 관찰하였다.하였을 때는 Li$_2$O의 첨가에 의해 치밀화가 주로 일어났고, 반면에 $N_2$-7vol.%H$_2$ 분위기에서 소결하면 Li$_2$O의 첨가에 의해 작은 기공은 소멸되고 큰 기공이 생성되었다.지나치게 모국어의 영향만 강조하고 다른 요인들에 대해서는 다분히 추상적인 언급으로 끝났지만 이 분석을 통 해서 배경어, 목표어, 특히 중간규칙의 역할이 괄목할 만한 것임을 가시적으로 관찰할 수 있 다. 이와 같은 오류분석 방법은 학습자의 모국어 및 관련 외국어의 음운규칙만 알면 어느 학습대상 외국어에라도 적용할 수 있는 보편성을 지니는 것으로 사료된다.없다. 그렇다면 겹의문사를 [-wh]의리를 지 닌 의문사의 병렬로 분석할 수 없다. 예를 들어 누구누구를 [주구-이-ν가] [누구누구-이- ν가]로부터 생성되었다고 볼 수 없다. 그러므로 [-wh] 겹의문사는 복수 의미를 지닐 수 없 다. 그러면 단수 의미는 어떻게 생성되는가\ulcorner 본 논문에서는 표면적 형태에도 불구하고 [-wh]의미의 겹의문사는 병렬적 관계의 합성어가 아니라 내부구조를 지니지 않은 단순한 단어(minimal $X^{0}$ elements)로 가정한다. 즉, [+wh] 의미의 겹의문사는 동일한 구성요 소를 지닌 병렬적 합성어([$[W1]_{XO-}$ $[W1]_{XO}$ ]$_{XO}$)로

• 대한기계학회논문집A
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• 제36권10호
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• pp.1249-1254
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• 2012

원자력발전소의 배관에 대하여 행하는 검사는 배관의 구조건전성에 큰 영향을 미친다. 그러나 검사에는 많은 인력과 비용이 소요되므로 검사의 영향을 평가하여 최적의 검사주기와 검사품질을 결정하는 것이 중요하다. 본 논문에서는 원자력발전소 배관의 파손확률을 평가할 수 있도록 개발된 P-PIE 프로그램을 사용하여 검사의 유무, 검사주기 및 검사품질 등이 배관의 파손확률에 미치는 영향을 살펴보았다. 국내 원전의 배관 데이터를 사용하여 해석하였으며, 피로 및 부식에 의한 균열성장을 고려하였다.

• 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.

• 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 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.

• 대한기계학회논문집B
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• 제35권10호
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• pp.1097-1103
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• 2011

액적충돌침식은 증기나 공기에 포함된 액적이 금속 소재에 고속으로 충돌할 때 모재가 손상되는 현상이다. 액적충돌침식 손상은 증기터빈이나 빗방울과 부딪치는 항공기에서 주로 발생되어 왔으나 최근에는 원전 배관에서도 발생하고 있다. 원전 배관 중에서도 특히 높은 압력강하가 발생하고 2상 증기가 흐르는 배관에서 주로 발생한다. 실제 2011년 초반 국내 한 원전에서는 2상 증기가 흐르는 배관에서 액적충돌침식 손상으로 인한 누설이 발생한 바 있다. 본 논문에서는 액적충돌침식 손상이 발생한 배관에 대하여 손상을 억제할 수 있는 설계변경 방안에 관한 연구를 수행하였다. 설계변경은 유체 유동측면에서 분석하였으며, 상용 수치해석 코드인 FLUENT를 이용하였다.

• 원자력산업
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• 제24권9호통권259호
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• pp.4-13
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• 2004

• 원자력산업
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• 제33권5호
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• pp.72-74
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• 2013

• 원자력산업
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• 제22권10호통권236호
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• pp.51-59
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• 2002

• 원자력산업
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• 제18권11호통권189호
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• pp.76-90
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• 1998