• Proceedings of the KIEE Conference
• /
• 2000.07d
• /
• pp.2501-2503
• /
• 2000

본 연구는 윈자력발전소 원자로 냉각재 계통의 가압기 밀림배관내에서 서로 다른 온도의 유체가 밀도차에 의해 분리된 채 존재하는 열성층의 온도를 감시할 수 있는 시스템을 개발한다. 개발된 온도 감시 시스템은 국내원자력발전소 중 가장 오래된 고리원자력발전소 1호기의 수명연장과 관련하여 가압기 밀림배관의 열성층 온도를 측정하므로써 열성층화에 따른 배관의 건정성 여부를 평가하는데 사용한다.

• Computational Structural Engineering
• /
• v.8 no.1
• /
• pp.13-18
• /
• 1995

원전의 주요 구조물은 극심한 재해를 초래할 수 있는 자연현상(지진, 쓰나미 등)이 수반하는 극한하중에 견딜 수 있어야 하고 내부의 안전관련 기기의 기능과 만일의 사고(주증기나 고에너지 배관파단사고)시에도 구조적 안전성이 보장되도록 설계.시공되고 있다. 또한 운전원의 조작실수나 오판을 극복할 수 있도록 원자로 고유의 안전성과 자연법칙에 의한 정상유지를 할 수 있는 신기술이 도입되고 있다. 품질보증 계획에 의한 최선의 품질보장, 엄격한 방사선 감시와 온배수 영향의 최소화, 최신방사성 폐기물 처분기술 적용 등을 통하여 기술의존형 에너지인 원자력의 활용증대가 불가피하다고 판단된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1996.05d
• /
• pp.327-332
• /
• 1996

대구경유압식스너버의 잠재적 기능상실은 미국원자력규제위원회(USNRC)에서 인정한 주요안 전성 문제중의 하나이다. 본 보고서는 한국표준형원전의 증기발생기와 원자로냉각재펌프에 설치되어있는 대구경유압식스너버 중 단일 스너버의 기능상실에 대하여 지진과 가상분기관파단의 시간이력해석을 수행하여 구조적영향을 보였다. 지진 입력은 SRP 3.7.1 에 따른 가상적 시간이력이며, 분기관파단 입력은 파단전누설기법(Leak Before Break) 적용에 의하여 배제되지 못한 분기관파 단인 증기발생기 주증기배관과 증기발생기 주급수배관의 가상파단을 이용하였다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
• /
• v.39 no.4
• /
• pp.405-413
• /
• 2015

In the US, the number of cases of subterranean water contamination from tritium leaking through a damaged buried nuclear power plant pipe continues to increase, and the degradation of the buried metal piping is emerging as a major issue. A pipe blocked from corrosion and/or degradation can lead to loss of cooling capacity in safety-related piping resulting in critical issues related to the safety and integrity of nuclear power plant operation. The ASME Boiler and Pressure Vessel Codes Committee (BPVC) has recently approved Code Case N-755 that describes the requirements for the use of polyethylene (PE) pipe for the construction of Section III, Division 1 Class 3 buried piping systems for service water applications in nuclear power plants. This paper contains tensile and slow crack growth (SCG) test results for high-density polyethylene (HDPE) pipe welds under the environmental conditions of a nuclear power plant. Based on these tests, the fracture surface of the PENT specimen was analyzed, and the fracture mechanisms of each fracture area were determined. Finally, by using 3D finite element analysis, limit loads of HDPE related to premature failure were verified.

• CORROSION AND PROTECTION
• /
• v.12 no.1
• /
• pp.24-29
• /
• 2013

원자력 발전소의 설계 수명이 늘어나고 기존의 가동 원전 또한 장기 운전을 목표로함에 따라, 원자로 압력용기, 가압기, 증기발생기, 배관 등의 주요 구조재료의 장기 열화에 따른 재료 건전성을 유지하는 것이 매우 중요하다. 특히, 응력부식균열 현상은 장기 열화에 의해 일어날수 있는 구조재료에서의 심각한 취화 문제들중의 하나로써, 이 현상을 예방하거나 지연시키기 위해서는 현상의 근본원인과 작동기구를 규명하는 것은 원전의 안전성 유지를 위해 매우 중요하다. 이를 위해서 구조재료 표면의 원전 운전 조건에서의 산화막 특성과 그 형성 거동을 분석하는 것은 매우 중요하게 되는데, 원전 운전 조건은 고온고압의 수화학 환경으로 일반 환경에서 사용가능한 다양한 분석 방법들을 적용하기에 많은 제약을 받게 된다. 그러나, 라만 분광법은 가동 원전의 운전 조건인 고온/고압수 환경 하에서도 실시간으로 산화막 분석이 가능한 기법으로, 본 논문에서는 지금까지의 라만 분광법을 이용하여 고온고압수 환경에서의 주요 구조용 금속 및 합금 표면에 생성된 산화막에 대한 분석 연구 결과에 대하여 소개하고, 앞으로 이를 이용한 구조재료의 열화 현상을 분석 및 열화기구 규명을 위한 연구개발 방향을 제시하고자 한다.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
• /
• v.29 no.2
• /
• pp.145-152
• /
• 2009

Currently almost all in-service-inspection techniques, applied in domestic nuclear power plants, are partial to field inspection technique. These kinds of techniques are related to managing nuclear power plants by the operation of foreign-produced inspection devices. There have been so many needsfor development of native in-service-inspection device because there is no native diagnosis device for nuclear power plant inspection yet in Korea. In this research, we developed several core techniques to make an automated ultrasonic pipe inspection system for nuclear power plants. A high performance multi-channel ultrasonic pulser/receiver module, an A/D converter module and a digital main CPU module were developed and the performance of the developed modules was verified. The S/N ratio, noise level and signal acquisition performance of the developed modules showed proper level as we designed in the beginning.

• Proceedings of the Materials Research Society of Korea Conference
• /
• 2009.05a
• /
• pp.42.1-42.1
• /
• 2009

오스테나이트 스테인리스강은 우수한 내식성 및 기계적 특성으로 인해 구조용 재료로 널리 사용되고 있다. 표준원전 경수로의 경우 가압기 밀림관소재로 Nb 안정화 오스테나이트 스테인리스강인 type 347 스테인리스강이 사용되고 있다. 그러나 원전배관에서는 운전중 배관내 온도편차에 의한 열응역과 하중변화에 의한 기계적하중에 의해 피로손상을 받는다. 일반적으로 범용 오스테나이트 스테인리스강(AISI 304, 316)의 피로균열 성장거동에 대한 연구결과는 국내외적으로 다수 축적되어 있으나 type 347 탄소, 질소 함량에 따른 기계적 특성 및 피로균열성장 연구는 매우 미비하다. 따라서 본 연구에서는 탄소와 질소의 함량에 따른 기계적거동을 평가하고, 이에 따른 피로균열전파속도를 관찰하여 스테인리스강의 정확한 피로균열전파속도 곡선을 제시하고자 한다. 실험에 사용된 시편은 두께 5mm, 폭 25.4mm CT시편을 사용하였으며, 1mm의 예비균열을 주었다. 그리고 실험온도는 상온과 원전가동온도인 $316^{\circ}C$에서 실시하였으며, 주파수는 10Hz를 주었다. 실험결과 각 함량에 따른 type 347의 미세조직 관찰결과 기지내에 압연방향을 따라 조대한 석출물의 흐름이 관찰되었으며, 크기나 분포가 큰 차이를 보였다. C+N 함량이 낮은 시편은 주로 $0.1\;{\mu}m$ 이하의 미세한 입자들이 오스테나이트 기지조직의 입내와 입계에 고르게 분포되어 있었다. 그러나 C+N 함량이 높은 시편의 경우에는 $0.1\;{\mu}m$ 이하의 미세한 입자들과 함께 국부적으로 $1\sim10\;{\mu}m$의 조대한 입자들이 분포하고 있는 것이 관찰되었다. 그리고 질소의 함량이 높아짐에 따라 인장강도는 증가하였으며, 피로시험결과 고온에서 실험한 피로균열성장률 곡선이 상온보다 높게 나타남을 확인할 수 있었다. 그리고 질소가 적게 첨가되고 탄소의 함량이 많을수록 피로균열성장률은 ASME 곡선보다 낮게 나타났다.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
• /
• v.33 no.5
• /
• pp.422-429
• /
• 2013

It is of great importance to localize leakages in complex pipelines for assuring their safety. A sensor array that can detect where leakages occur enables us to monitor a wide area with a relatively low cost. Beamforming is a fast and efficient algorithm to estimate where sources are, but it is generally made use of in free field condition. In practice, however, many pipelines are placed in a closed space for the purpose of safety and maintenance. This leads us to take reflected waves into account to the beamforming for interior leakage localization. Beam power distribution of reflected waves in a closed space is formulated, and spatial average is introduced to suppress the effect of reflected waves. Computer simulations and experiments ensure how the proposed method is effective to localize leakage in a closed space for structural health monitoring.

• Proceedings of the KSME Conference
• /
• 2003.04a
• /
• pp.617-621
• /
• 2003

The purpose of this paper is to analyze piping failure trend of safety pipings In domestic nuclear power plants. First, database for the piping failure was constructed with 105 data fields. The database includes plant population data, event data, and service history data. 7 kinds of piping failures in domestic NPPs were investigated. Among the 7 cases, detailed root causes were investigated for 3 cases. The first one is pipe wall thinning in main feedwater pipings of Westinghouse 3 loop type plants. The root cause of the wall thinning was flow accelerated corrosion near welding area. The next one is leak event in chemical and volume control system(CVCS) due to vibration. Some cracks occurred in socket welding area. The events showed that the integrity or socket weld is very vulnerable to vibration. The last one is also a leak event in primary sampling line in Korean standard reactor due to thermal fatigue. Although the structural integrity was not maintained by the events, there was no effect on nuclear safety in the above 3 piping failure eases.

• Proceedings of the Korean Institute of Information and Commucation Sciences Conference
• /
• 2008.10a
• /
• pp.520-523
• /
• 2008

As a result of the recent development of the electro-information industry, the hardware of an automated ultrasonic testing system is getting lighter and diversified image processing techniques are applied to its software so that the possible precise totaling and detecting of the flaws are studied. This study proposes an automated ultrasonic testing system of the pipe in order to organize the optimized system, and also describes the data flow and general composition of the software for the design of the system.