• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1999.10a
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• pp.83.1-83
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• 1999

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.380-385
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• 1998

원전 발전의 초기단계에서는 작업자 회폭의 대부분이 핵연료 파손에 외한 피폭이었으며, 부식생성물의 방사화에 의한 피폭이 상대적으로 적었으나 재료 가공 처리 기술의 진보에 의해 핵연료 파손물이 감소함에 따라 상대적으로 부식 생성물의 축적에 의한 작업자 피폭이 해결해야할 중요한 과제가 되었다. 여러 가지 자료들을 통해 작업자 피폭이 부식 생성물의 이동 메카니즘들에 의해 일어남이 밝혀지고 ICRP 권장 작업자 피폭 제한치가 연간 5rem 에서 2rem 으로 피폭 하향 조정됨에 따라 부식 생성물의 제어와 계측이 필요하게 되었다. 이를 위해 본 연구에서는 COTRAN을 이용해 차세대 원전 1차계통내 부식 생성물 평가를 하였다. 특히 여러인자중 pH, 재질 및 제염 등을 고려하여 각각에 대한 영향을 평가하였다

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 2004.05a
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• pp.395-400
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• 2004

This study is that STEP based Data Repository of APR1400 Nuclear Power Plant Reactor Coolant System is developed. The STEP based Data Repository is accessed by Web-based and an attribute data of Reactor Coolant System Equipment is offered. Also, a P&ID drawing file & 3D CAD Model of Reactor Coolant System is loaded. The P&ID drawing file of Reactor Coolant System Equipment Model is connected with 3D CAD Model file. This 2D/3D CAD Model connected Prototype system confirms a real layout of Reactor Coolant System.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.05a
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• pp.197.2-197
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• 2001

• Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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• v.10 no.1
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• pp.96-99
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• 2014

The aim of the study was to evaluate the water treatment of pressurized water reactor secondary side by the mixed amine of ammonia and ethanolamine, from the standpoint of corrosion control, as compared with all volatile treatment of ammonia. The pressurized water reactor systems have switched a secondary side pH control agent to minimize the corrosion in the moisture separator/reheater and feedwater heater systems and the transport of corrosion products into steam generator. As results of field test, pH was increased in the steam generator and the wet steam area of moisture separator/reheater and the concentration of Fe were decreased by more than 50% as compared with water treatment of ammonia.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.26 no.2
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• pp.306-311
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• 1994

경수로형 원전의 NSSS 및 2 차계통의 주요부품에 대한 가동전. 중 검사로 수행되는 초음파 검사에 관한 내용을 수록하였다. 경수로형 원전에 적용하고 있는 초음파 검사 기술요건으로 ASME Sec. V및 XI 의 과거 10여년간의 변경과정과 검사기술, 강화된 검사 결과 기록 기준, 검사대상 및 범위에 관하여 언급하였다. 초음파검사의 신뢰성 제고를 위한 신기술의 실제 검사 적용을 유도하는 규격화의 조짐이 89년 ASME Sec. V 및 XI 규격에서 나타나고 있으며, 검사 결과의 평가 해석을 정확히 할 수 있도록 컴퓨터 화한 신호 처리 개념이 수록되어 그 요건을 살펴보았다.

• Proceedings of the Korean Institute of Surface Engineering Conference
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• 2014.11a
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• pp.193-194
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• 2014

원전은 고온기능시험 이후 2차계통 내부를 상대습도 40%이하로 관리하여 계통 재질 부식을 최소화하고 있다. 일반적으로 발전소에서는 운전 정지 후 상대습도 40%이하로 낮추는데 15일정도 소요되지만, 발전소 계통 중 일부 곡관부위는 약 60일정도 소요된다. 본 연구는 일부 계통 재료가 상대습도 제한치(<40%) 이상의 환경에서 장기간(최대 60일) 노출시 재료 건전성에 미치는 영향 평가이다. 평가를 위해 시편의 실험 전, 후 무게변화를 이용한 부식률 측정과 표면분석을 위해 광학현미경을 이용하였다. 사용 시편의 재료는 SA516 Gr.70이며 표면상태를 인위적으로 산화피막을 생성 시킨 것(2개)과 산화피막이 없는 것(6개)으로 2종류로 제작하였다. 총 시험기간은 60일이고 시험기간 중 산화피막이 없는 시편은 7일, 21일, 60일에 시편을 2개씩 꺼내어 무게를 측정하여 부식률을 계산하였다. 실험결과, 산화피막이 없는 시편은 노출되는 시간에 따라 부식률이 각각 0.35(7일), 0.21(21일), 0.67(60일) mpy이었고 산화피막이 있는 시편은 0.06(60일) mpy였다. 산화표면 분석결과, 산화피막이 없는 시편은 노출되는 시간에 관계없이 물방울이 맺힌 부분에 pitting을 확인하였다. 하지만, 산화피막이 있는 시편은 pitting의 흔적은 없었다. 산화피막이 없는 시편의 경우 시간에 따라 부식률은 높아지지만 학계에서 통용되는 뛰어난 내부식성 재료의 부식률 기준인 < 1 mpy이하기 때문에 재료 건전성에 미치는 영향은 거의 없을 것으로 판단된다. 또한, 대부분 원전의 경우 고온기능시험 또는 운전기간 동안에 2차계통 구성 재료 표면에 산화막이 생성되었기 때문에 산화피막이 있는 시편의 결과로 판단하면 상대습도 40%이상에 60일 이상 노출되어도 부식은 거의 일어나지 않았을 것으로 사료된다. 실증실험결과를 가지고 종합적으로 평가하면 상대습도 40%이상 환경에서 곡관부위가 60일이상 노출되어도 재료 건전성에 미치는 영향은 거의 없을 것으로 판단된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.05a
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• pp.279.2-279
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• 2001

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.5
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• pp.670-686
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• 1995

This paper provides an improvement on our previous study ［1］ for multi-fault diagnosis in real time in large-scale systems. In the method, fault propagation probability(FPP) and fault propagation time(FPT) in a fuzzy sense are additively used to describe the fault propagation model(FPM) in more practical manner. A modified fault diagnosis procedure is also given. This method is applied for diagnosis of the primary system in the Kori nuclear power plant unit 2 under a transient condition in case of unit value of FPP on each branch of the FPM.

• Journal of the Korea Academia-Industrial cooperation Society
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• v.11 no.8
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• pp.3112-3118
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• 2010

The pH control agent in PWRs, to insure the integrity of steam generator, was changed from ammonia to ethanolamine(ETA) which decreased pH at condensate system and low pressure feedwater heater drain system, so that several amines were investigated for the selection of the optimum amine. There was no single alternative amine to meet the optimum condition. The more volatile ammonia provides the higher pH in condensate, while the less volatile ETA increases the pH in wet steam area. Thus, the combined amine of ammonia and ETA is able to equally raise the pH in both region so that the flow accelerated corrosion be reduced in the every system of the secondary side and the integrity of steam generator be also improved in pressurized water reactors (PWRs).