• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11b
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• pp.623-628
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• 1996

핵주기 공정 및 원전 2차 계통 증기발생기의 화학 세정시 배출되는 액체 폐기물 및 산업 폐수등에 존재하는 구리, 우라늄, 납 및 카드늄 등의 중금속들은 일반환경 및 공중보건상에 심각한 문제를 야기할 수 있다. 본 연구에서는 사과 주스공정에서 나오는 폐 사과 껍질을 이용하여 용액의 pH, 이온강도, 유기, 무기 ligands 존재, 및 화학적 처리등에 따른 페수중 구리의 제거 특성에 대하이 연구하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.23 no.3
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• pp.299-305
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• 1991

Corrosive environment may be generated within steam generators from condenser cooling water in-leakage. Theoretical analysis of the accumulation of chloride as a sea water impurity is being carried out for the condenser cooling water used at YGN-1,2 nuclear power stations. Calculations have shown that highly concentrated chloride solution would be produced within the steam generators in the case of sea water in-leakage. Maximum allowable design condenser leak rate(0.5 gpm) leads chloride concentration of 2.3 ppm at steam generetor and 0.6 ppm at hotwell with the maximum blowdown rate and condensate purification. Concentration factor at steam generator is dependent only on both blowdoum rate and condensate purification efficiency as follows, Concentration Factor（equation omitted）(B$\neq$O) Blowdown and condensate purification are evaluated as the only effective measures to remove impurities from the secondary systems.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 1999.11c
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• pp.600-602
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• 1999

원자력발전 비율이 증가함에 따라 전기에너지의 효율적인 이용과 원자력발전의 경쟁력 제고를 위하여 원자력발전소(이하 원전)의 부하추종운전 필요성이 점점 커지고 있다. G7과제의 하나로 개발되고 있는 차세대원자로(KNGR, Korean Next Generation Reactor)는 경쟁력 있는 원전의 설계를 위하여 "일일부하추종운전 능력의 확보"를 기본 성능요건의 하나로 하여 개발되고 있다. 그러나 수동으로 원자로출력분포를 제어하는 기존 원전의 제어방식으로는 상기목표를 충족시키기 어려워 원자로의 출력분포와 출력을 동시에 제어하는 새로운 자동 제어방식을 도입하였다. 본 논문에 기술된 제어방법은 원자로 출력분포 상태에 따른 비선형 제어방법이 적용되며 목표출력 부근에서의 Oscillatory Behavior 방지를 위해 설정된 Deadband 내에서의 다른 상태변수를 제어하기 위한 알고리즘도 포함된다. 개발된 제어방법의 성능을 확인하기 위해 원자로 증기공급계통 전체를 모델링한 성능분석 Simulator를 이용한 Numerical Simulation을 수행하였다. 일일부하추종운전은 100-50-100%P[$(10{\sim}16)-2-(10{\sim}4)-2$ hr] power cycle over a 24-hour period, 주파수제어는 일반적인 Grid Follow에 대해 Simulation하였다.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2005.06a
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• pp.137-144
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• 2005

Silica in primary system combines with an alkali grammatical particle metal and forms the zeolite layer which is hindering the heat transfer on the surface of the cladding. Zeolite layer becomes the cause of the damage in this way. The problems of the NPP's primary system have been issued steadily by EPRI. Through a series of experiments of the laboratory scale, we confirmed the applicability of NF membrane for silica removal, as silica rejection rate of NF membrane is about $60\;{\sim}\;70\%$ and boron rejection rate is about $10\;{\sim}\;20\%$. We accomplished a site experiment about four NF membranes manufactured by FilmTec and Osmonics Inc. In experiment using 400L of SFP water, when operation pressure is $10kg_{f}/cm^2$, we confirmed that the silica rejection rate of NF90-2540 manufactured by FilmTec Inc. is about $98\%$, boron rejection rate is about $43\%$. The silica rejection rate of NF270-2540 is about $38\%$, boron rejection rate is about $3.5\%$. Afterward, through additional experiments, such as long term characteristic experiments, we are going to design a optimum NF membrane system for silica removal.

• Journal of Energy Engineering
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• v.21 no.4
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• pp.362-372
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• 2012

The steam generator tubes of nuclear power plants are pressure boundaries, and if tubes are leaked, the coolant with the radioactive materials was flowed out from the primary system to the secondary system and polluted the plant and the air. Recently most crack defects of tubes are stress corrosion cracks and these defects are located in expansion transition area, sludge pile-up region, and U-bend area. The most effective one of crack initiation factors in expansion transition area and U-bend area is the residual stress. According to the experiences of Korea standard nuclear plants(Optimized Power Reactor-1000), they had the stress corrosion cracks at the tube expansion transition area in early operating stage and especially lots of circumferential cracks were occurred. Therefore in this study, the distributions and conditions of residual stresses by tube expansion methods were compared and the dominant reason of a specific direction was examined.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11b
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• pp.717-722
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• 1996

원자력 발전소 2차측 배관에서 가장 심각한 문제로 대두되고 있는 침식부식 현상을 예측/감시하는 시스템을 개발하여 특정 원전 2차 계통의 전 부분을 망라하여 실제 평가를 수행하였으며, 이를 현장에서 초음파검사로 측정한 결과와 비교하였다. 본 시스템으로 평가한 침식부식률을 실제 측정으로 산출한 침식부식률과 비교해 본 결과, 오차 100% 이내에 포함되는 부위가 92%에 달하는 것으로 확인되었다. 본 시스템은 침식부식 이론 및 관련 변수들로부터 단상 및 2상유체 배관의 침식부식률과 ASME 코드 및 BS 코드의 허용기준에 따른 잔여수명을 예측할 수 있으며, 침식부식으로 인한 배관의 두께가 최소허용치 이하로 떨어질 경우에는 국부 배관감육평가를 수행 할 수 있는 시스템의 형태로 개발하였다.

• Nuclear industry
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• v.16 no.2 s.156
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• pp.47-55
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• 1996

원자력발전소 2차 계통수중의 용존산소는 증기발생기 뿐만 아니라 터빈 급수가열기와 응축기 등 주요설비 부식의 직접적인 원인으로서, 원자력발전의 경제성 저하 및 원전설비의 안전성에 심각한 문제를 야기시키고 있다. 한국정수공업(주)는 최근 $\ulcorner$촉매수지식 용존산소 제거설비$\lrcorner$를 한국원자력연구소의 기술지원 아래 연구$\cdot$개발하여 고리원자력 1호기에 설치$\cdot$운용중에 있다. 그 개발경위와 활용전망 등을 알아본다.

• Proceedings of the Korea Water Resources Association Conference
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• 2017.05a
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• pp.272-275
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• 2017

최근 국내 대부분의 원자력 발전소 2차 계통 중 복수 탈염설비의 운전 시 pH를 제어하기 위해 에탄올아민(Ethanolamine, ETA)를 사용하고 있으나 ETA를 적용한 후 발생하는 폐수에 의한 방류수의 화학적 산소요구량(COD) 및 총 질소(TN)의 증가는 심각한 환경적인 문제를 발생 시킨다. ETA가 강이나 하천과 같은 수계로 유입되면 자연적으로 생분해되기 힘들고, 분해부산물이 증가되어 수질을 악화시킬 수도 있다. 이러한 문제점을 해결하기 위해 본 연구에서는 폐경석, 제강슬래그, 저회를 혼합하여 제올라이트화(zeolitization)과정을 통해 새로운 형태의 저비용, 고효율의 ETA 처리용 복합흡착제를 제조하였다. 최적의 흡착 및 이온교환능력을 갖는 복합흡착제는 폐경석, 제강슬래그 및 저회의 혼합조성비를 Mixture Analysis 통계법을 통해 도출하였다.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2001.06d
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• pp.807-812
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• 2001

This paper represents the wall thinning analysis results for secondary side piping of two types of domestic nuclear power plants based on the DB establishment and F AC analysis study for NPP secondary system piping. CHECWORKS code utilized in this study has been applied world widely to wall thinning analyses for secondary side piping and its reliability has also been proved. The predicted wear rates for several piping systems of a pressurized water reactor NPP are compared with those of a pressurized heavy water reactor NPP and with the measured wear rates. On the basis of comparison results of the predicted and measured wear rates, the analysis results can be effectively applied to the development of a standard thinned pipe management program targeted all domestic nuclear power plants.

• Journal of Energy Engineering
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• v.11 no.1
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• pp.18-25
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• 2002

One of the most serious concern in nuclear power plant piping maintenance is thickness reduction due to flow-accelerated corrosion (FAC). Since the FAC occurs under specific conditions of pH, dissolved oxygen, temperature, flow velocity, steam quality of the fluid and materials and geometry of the piping, a systematic approach is required for managing the FAC problem. In this study, construction of a secondary piping database, analyzing the FAC rate using the database and predicting the residual life was performed for a domestic CANDU nuclear power plant. Also FAC mechanism and factors affecting FAC were reviewed. By showing a case study on analysis for a pipe line between a separator and a flash tank, a procedure for managing FAC problem is suggested. The procedure proposed in this paper can be widely applied to the secondary piping of other domestic nuclear polder plants.