• Nuclear Engineering and Technology
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• 제12권1호
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• pp.9-18
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• 1980

냉각재 상실사고에 따르는 rewetting현상을 연구하기 위하여 대기압에서 단일가열관을 사용한 재관수 실험을 수행하였다. Yamanouchi 이론을 바탕으로한 1차원 및 2차원 열전도 해석을 본 실험조건과 일치시키기 위해 수정하여 실험결과와 비교 검토하였다. 하부재관수 해석에서는 unrewetted 구역에서 증기의 열전달이 고려 되어야 한다는 것을 알았다. 실험을 통해 revetting속도는 시험관의 초기벽온도, 냉각재 유량, 냉각재 온도에 따라 달라진다는 것을 알았다. rewetting 온도와 열전달 계수를 평가하기 위한 보다 나은 방법의 개발이 필요하다.

• 대한용접접합학회:학술대회논문집
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• 대한용접접합학회 2006년 추계학술발표대회 개요집
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• pp.38-40
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• 2006

Nuclear power plants are urged to reduce operating and maintaining costs to remain competitive as well as to increase the safety preventing the radioactive material to the atmosphere. To reduce the cost and to increase the safety, the inspection of balance-of-plant heat exchanger becomes important. However, there are some problems for plugging the heat exchanger tubes since the criterion and its basis are not clearly described. The codes and standards related to show the tube plugging criteria may not exist currently. In this paper, a method to establish the tube plugging criteria of BOP heat exchangers is introduced and the tube plugging criteria for the non-regenerative heat exchanger in the steam generator blow-down system of nuclear power plant. This method relies on the similar method used to establish the plugging criteria for the steam generator tubes.

• ESCO지
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• 통권37호
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• pp.86-89
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• 2005

삼성에버랜드 에너지절감형 '증기재압축시스템' 개발 · 상용화 성공/ 삼천리 산업기술대 열병합 도입 계약 체결/ LS산전 호남화력에 FD Fan 고압 인버터 설치/ (주)하이세스 절전기 '하이세스' 출시/ 현대차 김관중 동력팀장 '움직이면 커지는 엔트로피 이해' 책자 발간/ 산업자원위원회 에너지기본법 통과/ (주)케너텍 전기판매, 민간 사업자 1호 달성/ 일진전기(주) 최진용 대표 '산업포장'/ 포스코 에너지절감으로 원가 경쟁력 향상/ 울산시 삼성석화 등 에너지 절약 우수업체 선정/ 시민사회 '에너지를 생각하는 사람들의 알찬 모임' 화제/ 신재생에너지센터 공기관 대상 신재생에너지의무화 사업 설명회/ 에너지관리공단 열병합발전 설계자 대상 교육 실시

• 대한기계학회논문집A
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• 제28권7호
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• pp.1006-1013
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• 2004

Operating experience of steam generators shows that the tubes are degraded by stress corrosion cracking, fretting wear and so on. These defected tubes could stay in service if it is proved that the tubes have sufficient structural margin to preclude the risk of tube bursting. This paper provides detailed plastic limit pressure solutions for through-wall cracks in the steam generator tubes. These are developed based on three dimensional(3D) finite element analyses assuming elastic-perfectly plastic material behavior. Both axial and circumferential through-wall cracks in free span and in u-bend regions are considered. The resulting limit pressure solutions are given in a polynomial form, and thus can be simply used in practical integrity assessment of the steam generator tubes.

• 한국시뮬레이션학회:학술대회논문집
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• 한국시뮬레이션학회 2004년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.101-108
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• 2004

KEPRI has developed an Nuclear Steam Supply System(NSSS) thermal-hydraulics simulation program (called ARTS-KORI), based on the best-estimate system code, RETRAN, as a part of the development project for the KORI unit 1 Nuclear Power Plant Simulator. A number of code modifications, such as simplifications and removing of discontinuities of the physical correlations, were made in order to change the RETRAN code as an nuclear Steam Supply System thermal-hydraulics engine in the simulator. Some simplified models and a backup system were also developed. This paper briefly presents the results of non-integrated standalone test of ARTS-KORI.

• 한국시뮬레이션학회:학술대회논문집
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• 한국시뮬레이션학회 2004년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.94-100
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• 2004

KEPRI has developed an Nuclear Steam Supply System(NSSS) thermal-hydraulic simulation program (called ARTS-KORIl) based on the best-estimate system code, RETRAN, as a part of the development project for the KORI unit 1 nuclear power plant simulator. To develop the RETRAN code as an NSSS T/H engine for the simulator, a number of code modifications, such as simplifications and removing of discontinuities of the physical correlations, were made to satisfy the simulator requirements of robustness and real time calculation capability Some simplified models and a backup system were also developed to simulate some transients that cannot be efficiently calculated by the RETRAN part of ARTS-KORIl.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2008년도 추계학술대회A
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• pp.1132-1135
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• 2008

The sludge grown up in steam generators of nuclear power plants shortens the life-cycle of steam generators and reduces the output of power plants. So KHNP(Korea Hydro and Nuclear Power), the only nuclear power utility in Korea, removes it periodically using a steam generator lancing system during the outage of plants for an overhaul. KEPRI(Korea Electric Power Research Institute) has developed lancing systems with high pressured water nozzle for steam generators of nuclear power plants since 2001. In this paper, the design of a partial inter-tube lancing system for model F type steam generators will be described. The system is actuated without a DC motor inner steam generators because the motors in a steam generator make a trouble from high intensity of radioactivity as a break down.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2011년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.693-699
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• 2011

The outermost SG tubes have more structural problems than inside tubes. Many studies have used a uniform added mass coefficient for all of the SG tubes during the FIV analysis. The purpose of this study is to find out the added mass coefficients for each tube in a cylindrical shell. When a number of tubes are increased, added mass coefficients are also increased. And added mass coefficients at outermost tubes are less than those of inside tubes. According to gap changes between outermost tube and cylindrical shell, added mass coefficients are decreased with increasing the gap. When the gap has very large value, it shows that the added mass coefficient is asymptotically converged to the value of the tube array in a free fluid field.

• 한국화재소방학회:학술대회논문집
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• 한국화재소방학회 2011년도 춘계학술논문발표회 논문집
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• pp.136-139
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• 2011

국가화재안전기준 107 및 107A에서 할로겐화합물 소화설비와 청정소화약제 소화설비 설계시 하나의 방호구역을 담당하는 저장용기의 소화약제의 체적합계보다 소화약제의 방출시 방출경로가 되는 배관(집합관을 포함한다)의 내용적의 비율이 설정된 값 이상인 경우 당해 방호구역에 대한 설비는 별도의 독립방식으로 하도록 요구하고 있다. 이산화탄소 소화설비의 경우에는 이산화탄소의 증기압이 충분히 높으므로 방출배관의 용적에 대한 제한사항이 포함되어 있지 않으나 저압이산화탄소 소화설비의 경우 약제의 저장온도가 낮으므로 방출시 기화되어 설계시 의도한 방출량을 만족시키지 못할 수 있다. 본 논문에서는 저압이산화탄소 소화설비에 대한 방출배관 용적 제한 필요성에 대하여 논의하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.597-602
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• 1995

원자력 발전소 증기발생기 전열관 재료인 합금 600의 대체재료로써 설계된 합금 690의 내식성의 향상을 위해서 염소 이온이 다량 포함된 환경에서의 부식 저항성을 크게 향상시킨다고 보고된 Mo을 첨가하여 부식 및 기계적 특성에 미치는 영향을 알아보았다. 미세조직상 Mo를 첨가함에 따라 기지에 미세한 석출물이 석출되어 입자의 미세화를 얻을 수 있었으며 연신율의 감소없이 항복 강도, 인장 강도 및 경도의 향상을 얻을 수 있었다. 공식 저항성은 Mo의 첨가량이 증가함에 따라 부식 속도가 감소하였다. 양극 분극 시험에서도 5$0^{\circ}C$, 3.5wt% NaCl 용액과 0.5N HCl 용액 모두에서 Mo의 함량이 증가할수록 부동태화 전류 밀도 및 임계 부동태화 전류 밀도가 감소하여 전반적으로 현저한 내식성의 향상을 관찰할 수 있었다.