• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.392-397
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• 1997

고리 2호기 주급수 차단밸브의 경우 다른 호기와는 달리 구동용 질소압력 측정스위치에 의한 닫힘 연동신호가 설치되어 있다. 이러한 연동신호는 벨브 구동용 반구내 질소 압력 스위치 "고" 오동작에 의한 밸브차단 가능성이 있으며 이 경우 질소압력스위치가 저/고 경보창에 COMMON되어 있어 원인 규명에 어려움이 있다. 또한 질소압력 스위치 고장 및 질소가스 누설시 작업수행이 어렵고 위험이 따른다. 이러한 70년대 발전소 설계의 과잉설비를 제거하므로서 최적운전과 경제성 향상에 기여할 수 있으며 아울러 유지정비의 용이성과 밸브 불시닫힘을 미연에 예방할 수 있으리라 예상된다. 이와 관련하여 발전소 계통안전성, 기기안전성을 평가한 결과 기존의 안전해석결과가 유효하며 또한 FSAR 수정없이 이러한 설비변경이 가능하다는 결론에 도달하였다.결론에 도달하였다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제11권1호
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• pp.39-44
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• 2015

The fracture toughness of 2.25Cr-1Mo cast steel (SA217-WC9) samples which were taken from the check valves of feed water piping of Korean Standard Nuclear Power Plant(KSNPP) was measured by Master Curve method. The measured $T_0$ reference temperature of SA217-WC9 steel was $-30^{\circ}C$. The obtained $T_0$ was compared to the derived value from Charpy impact test data following to SINTEP procedure. The heat-to-heat variation in fracture toughness of SA217-WC9 steel was observed. It was found that the low toughness of a heat of SA217-WC9 steel was attributed to the coarse MnS inclusion originated by high sulfur content as the results of microanalyses.

• 에너지공학
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• 제21권1호
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• pp.75-80
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• 2012

본 논문은 원자력발전소의 대형탱크 또는 배관파단에 따른 격실의 침수분석을 수행함에 있어 최적평가방법을 개발하여 원전에 실제로 적용하는 방법에 관한 논문을 작성하는데 목적이 있다. 주급수관파단사고 분석을 위해 RETRAN 전산코드를 사용하였다. 유출수 질량유량을 계산하는데 있어서 주급수제어밸브가 계통설계에 의거 원자로정지 후 5.0초 만에 닫히는 것으로 모델링하여 분석하였다. 출력 70% 운전시 방출유량이 가장 높은 것으로 나타났다. 방출 질량유량을 가지고 침수위를 계산한 결과 주급수관 격실의 최대 침수위는 1.43m로서 이는 안전성기기가 설치된 위치보다 낮아 원전의 안전정지에 미치는 영향이 없는 것으로 나타났다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제11권1호
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• pp.74-78
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• 2015

Nuclear power plant steam generator that is one of the main component has several thousands of thin tubes. And the steam generator tube is subject to damage because of the severe operation conditions such as the high temperature and pressure. Therefore periodic inspections are conducted to ensure the integrity of steam generator component. Hanul unit 3 also has been inspected in accordance with in-service inspection program and is scheduled to be replaced for exceeding the plugging rate which was recommended by manufacturer. During the steam generator replacement activity, we found several clustered porosity on inner surface of main feed water pipe. Additionally crack-like indications were found at weld interface between base material and weld of main feed water pipe. This paper describes the field experience and visual testing results for inner surface of main feed water pipes. The destructive test result had shown that these indications were porosities which were caused by manufacturing process not by operation service.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2011년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.648-654
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• 2011

The feed-water piping system constitutes a complex flow impedance network incorporating dynamic transfer characteristics which will amplify some pulsation frequencies. Understanding pressure pulsation waves for the feed-water recirculation piping system with cavitation problem of flow control valve is very important to prevent acoustic resonance. Feed water recirculation piping system is excited by potential sources of the shock pulse waves by cavitation of flow control valve. The pulsation becomes the source of structural vibration at the piping system. If it coincides with the natural frequency of the pipe system, excessive vibration results. High-level vibration due to the pressure pulsation affects the reliability of the plant piping system. This paper discusses the piping vibration due to the effect of shock pulsation by the cavitation of the flow control valves for the recirculation piping of feed-water pump system in combined cycle power plants.

• 한국소음진동공학회논문집
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• 제19권8호
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• pp.843-849
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• 2009

The reliable operation of a swing check valve in the main feed water system of a power plant is most essential for successful shout-down process. A failure to close the valve at proper time often leads to the instability of the main feed water system, or even to an emergency stop of the power plant. In reality it is a very difficult task to monitor the behavior of a swing check valve. Furthermore it is impossible to see the motion of the valve. In this work two measurements were carried out simultaneously to determine the precise valve closure time. The dynamic pressure measurements were made at the inlet and outlet regions of the swing check valve. The transient vibration of the valve housing in the direction of water flow was also measured, which enabled the measurement of the transient vibration of the valve housing near valve closure. By comparing the results produced from these measurements the precise valve closure time could be determined. By carrying out order tracking technique using the dynamic pressure signals and pump rpm signal, the complicated dynamic problems inside the main feed water system can be more easily dealt with. This measurement scheme might be implemented in a power plant on a real-time basis without much difficulty. If this could be implemented, valuable information essential for shut-down operations can readily be passed on to the main control room. The feasibility of this implementation was demonstrated by this experimental work.

• 한국지능시스템학회논문지
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• 제3권2호
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• pp.18-35
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• 1993

가압경수로형 원자력발전소 수위제어시스템과 특히 저출력시 수위제어상의 문제점들이 분석 및 고찰되었으며 저출력으로 운전시의 여러 과도특성에서도 안정된 제어를 하고 급수펌프고장과 같은 큰 수위변동 발생시에는 신속한 수위응답을 얻기 위한 방법이 주로 연구되었다. 제어기의 기본 알고리즘으로 퍼지제어기법을 적용하였으며 여기에 필요한 제어규칙 및 알고리즘은 운전원의 지식과 한국원자력연구소에 설치된 교육훈련용 모의제어반에서의 수동운전경험을 바탕으로 설정되었다. 실제 시스템 구현관점에서 제어변수 및 적용규칙은 보다 간편한 튜닝과 입출력변수간의 영향을 고려하여 세워졌다. 저유량일 때 측정이 불량한 유량신호에 대해, 중기발생기를 압력제어모드로 운전할 때에는 유량차의 퍼지변수로서 우회급수밸브의 개도를 이용한 대체정보를 채용하였으며 수위오차의 크기에 따라 유량차의 소속함수를 달리하는 동적인 튜닝방법을 사용하였다. 또한 우회급수와 주급수밸브간 간단한 전환알고리즘의 적용으로 밸브절환시의 수위요동을 억제하고자 하였다. 시뮬레이션 결과 저출력구간에서 원자로출력변동에 대해 기존에 설치된 방법보다 안정된 제어를 하고 동적 튜닝의 적용으로 미세제어동작과 수위오차가 큰 영역의 제어에 대해 신속한 응답과 함께 제어성능이 개선되었음을 보였다.