• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.411-416
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• 1998

출력운전 동안 원자로 냉각재의 정화 없이 운전하는 SMART원자로의 수화학 설계 요건을 정립하기 위하여 핵연료 피복관 및 계통재질의 부식을 최소화하고 부식 생성물의 방사화에 의한 방사선 준위의 상승을 억제하기 위한 수화학 운전 변수에 대한 정성적인 분석을 시도하였다. 원자로냉각재 의 pH 제어 계통을 구성하는 재질의 부식에 따른 건전성, 부식생성물의 거동 및 원자로 냉각재의 방사선 준위 측면에서 수화학 설계 요건이 적절한지의 여부를 살펴보았다 분석 결과, 원자로냉각재의 pH 제어는 암모니아를 이용하므로 높은 pH(= 9.5∼10.6)에서 운전이 가능하며, 계통재질의 부식을 최소화하며 방사선 준위의 상승을 억제할 수 있었다. 또한 SMART 증기발생기 튜브에 사용된 titanium 합금은 주어진 운전 조건하에서 Inconel-600보다 내 부식성이 매우(약 12 배) 우수하였다.

• 한국유체기계학회 논문집
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• 제9권4호
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• pp.36-42
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• 2006

In the present work, characteristics of the flow in the cage of a steam turbine bypass control valve for thermal power plant are investigated. Experimental measurement for wall static pressure has been carried out to validate numerical solutions. And, the flowfield is analyzed by solving steady three-dimensional Reynolds-averaged Navier-Stokes equations. Shear stress transport (SST) model is used as turbulence closure. The effects of the flow area between stages of the cage on the pressure drop are also found.

• 한국안전학회지
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• 제18권4호
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• pp.16-22
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• 2003

Generally the rupture of steam generator tubes proceeds from significant plastic deformation before failure. In this study, the burst pressures of damaged steam generator tubes were calculated from the plastic instability analysis with the finite element method. Two wear types, flat and circumferential types were considered. An equation for the burst pressure was proposed by using the strength reduction factor and the Svensson equation. The analysis results were compared with the experiment data from published references and they showed a good agreement with the experiment data.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2009년도 춘계학술대회 논문집 에너지변화시스템부문
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• pp.109-111
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• 2009

본 논문에서는 전자기 유한요소 해석을 이용하여 원전 증기발생기 세관에서의 결함 변화에 따른 배열와전류프로브의 와전류탐상 특성을 해석하였다. 프로브의 전자기적 특성을 해석하기 위하여 3차원 전자기유한요소법을 이용하였다. 해석 대상으로 FBH 결함이 있는 세관을 사용하였으며, 결함의 위치는 관의 외부표면에 존재하게 하고 결함의 깊이는 세관 두께의 20%, 40%, 60%, 80%, 100%로 하였다. 결함의 크기를 변화시켰으며, 시험주파수는 100kHz, 300kHz, 400kHz를 사용하였다. 배열와전류프로브의 방향성에 대한 특성을 확인하기 위하여 축방향 및 원주방향 Notch 결함 신호의 차이를 비교하였다. 본 논문을 통하여 결함형상, 깊이 및 크기, 시험주파수의 변화에 따른 탐상신호의 변화를 확인할 수 있었으며, 본 논문의 결과는 배열와전류프로브의 와전류탐상 신호 평가 시 도움이 될 것이다.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2005년도 추계학술대회 논문집 전기기기 및 에너지변환시스템부문
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• pp.13-16
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• 2005

원자력발전소의 안전과 관련된 기기는 원전의 정상상태 운전조건뿐만 아니라 원전의 설계기준사고 조건에서도 기기의 안전관련 기능을 충분하게 수행할 수 있음이 입증되어야만 한다. 아울러 기기의 설치 환경은 원전의 설계기준사고조건(DBE))으로서 지진만이 고려되는 온화한 환경(mild zone)과 냉각재상실사고(LOCA) 주증기관파단사고(MSLB) 등과 같이 고온, 고압 등의 환경요건이 급격히 변화하는 가혹한 환경(harsh zone)으로 구별되므로 안전관련 기기의 검증 또한 이러한 환경요건에 따라 수행되어져야 한다. 본 연구에서는 당사가 개발한 가혹환경용 안전관련 고압전동기의 개발사례를 중심으로 가혹환경요건에 대한 기기의 검증절차와 방법을 제시하였다.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2005년도 추계학술대회논문집
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• pp.919-924
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• 2005

Fretting-wear caused by turbulence excitation for KSNP(Korea standard nuclear power plant) steam generator is investigated numerically. Secondary sides density and normal velocity are obtained by the thermal-hydraulic data of the steam generator. Because nonlinear finite element analysis is complex and time consuming, work rate is estimated by using linear analysis for simple straight 2-span tube. Wear volume and depth by using work rate calculation are estimated. Span length, secondary side fluid density and normal velocity are adopted to study the effects on the fretting-wear by turbulence excitation. When secondary sides density and normal velocity is increased, It turns out that secondary side density and normal gap velocity are very important paramater for fretting-wear phenomena of the steam generator.

• 한국표면공학회:학술대회논문집
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• 한국표면공학회 2009년도 추계학술대회 초록집
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• pp.153-154
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• 2009

원자력발전소 증기발생기 전열관 보수 기술의 하나로 니켈 합금 전기 도금이 연구되고 있다. 여러 도금 공정변수 중 peak current density를 달리하여 Ni-P-Fe 전기도금층을 제조한 뒤, 열처리 온도 $325^{\circ}C$에서 10, 30일간 열처리를 한 후, 인장강도와 연신율을 측정하고, 그 파단면을 관찰하였다. 50mA/$cm^2$로 제조된 도금층은 100mA/$cm^2$로 제조된 도금층에 비해 우수한 열적안정성을 가짐을 알 수 있었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.469-474
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• 1996

Alloy 690은 응력부식 균열에 대한 저항성이 요구되는 원자력 발전소 증기발생기 전열관 재료에 사용되고 있다$^{(1)}$ . 응력부식 균열에 대한 저항성은 주로 결정입계에 존재하는 크롬탄화물의 기여에 의한 것이 대부분이다. 크롬탄화 석출물의 핵생성을 알아보기 위해서 110$0^{\circ}C$에서 용체화처리를 0, 1, 3, 10분 동안 하여 관찰하였다. 용체화처리한 모든 시편에서 결정입계에 존재하는 석출물의 분포는 쌍정과 교차하면서 갑자기 변화하는 것을 관찰 할 수 있다. 이처럼 석출물이 존재하지 않는 결정입계들은 대부분 낮은 ∑ 값의 CLS으로부터 약간 벗어난 입계가 될 것이다. 결정입계에 존재하는 석출물은 기지와 Cube-Cube orientation relationship을 갖는다. 그리고 단지 하나의 결정입과 반정합을 이룬다. 기지와 반정합을 이루는 석출물은 M$_{23}$ C$_{6}$형태의 크롬 탄화물이고 격자상수는 기지의 격자상수보다 3배 크다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제16권2호
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• pp.10-17
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• 2020

Securing the integrity of steam generator tubes is an essential requirement for safe operation of nuclear power plants. Therefore, tubes that do not satisfy integrity requirements are no longer usable and must be repaired according to the related requirements. In general, the repair criterion is that the damage depth is more than 40% of the tube wall thickness. However, the plugging limit can be changed and be applied, provided a technical proof is given that integrity can be secured against specific degradation at a specific plants and that approval can be obtained from a regulatory agency. A typical example is alternative repair criteria for defects within the tube sheet or tube support plates. In this paper, a background of establishing the plugging limit for steam generator tubes and changes in maintenance criteria are reviewed as examples.

• 대한화학회지
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• 제34권5호
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• pp.396-403
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• 1990

일반적인 화학증기증착(CVD : Chemical Vapor Deposition)실험에서 반응기작을 연구할 수 있는 LPCVD (Low Pressure CVD) 장치의 설계 및 제작에 관한 것과, 특히 이 장치를 이용하여 메탄, 수소의 혼합기체와 헬륨을 완충(buffer) 가스로 사용하여 p-type (111) Si wafer 위에 다이아몬드 박막(diamond film)을 얻고자 시도한 것에 대하여 기술하였다. 실험은 두 가지 방법으로 나누어서 행하였다. (1) Si wafer를 반응기 안에 있는 heater(약 480$^{\circ}C$)위에 놓고 두 개의 다른 inlet 가스관을 사용하여 실험하였다. Posphoric acid로 coating된 하나의 관은 microwave discharge시킨 수소 기체를 흘려주는데 사용하였고, 다른 관은 discharge시키지 않은 메탄 기체를 흘려주는데 사용하였다. 그 결과로 무정형 탄소 뭉치 화합물(amorphous carbon cluster)을 얻었다. (2) 수소와 메탄을 동시에 discharge시켜 plasma 상태인 discharge tube안에 Si wafer을 넣고 증착시켜, 그 결과로 다이아몬드 구조를 갖은 반응생성물을 얻었다.