• 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 2003년도 추계학술대회논문집
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• pp.84-91
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• 2003

Flow-Induced Vibration of steam generator tubes may result in fretting wear damage at the tube-to-support locations. KSNP(Korean Standard Nuclear Power plant) steam generators experienced fretting wear in the upper part of U-bend above the central cavity region of steam generators. This region has conditions susceptible to the flow-induced vibration, such as high flow velocity, high void fraction, and longer unsupported span. To improve its performance, APR1400 steam generator is designed with additional supports in this region to reduce unsupported span and to reduce peak velocity in the central cavity region. In this paper, we examined its performance improvement using ATHOS code. The thermal-hydraulic condition in the region of secondary side of APR1400 steam generator is obtained using the ATHOS3 code. The effective mass for modal analysis is calculated using the void fraction, enthalpy, and operating pressure information from ATHOS3 code result. With the effective mass distribution along the tube, natural frequency and mode shape is obtained using ANSYS code. Finally, stability ratios and real mean squared displacements for selected tubes of the APR1400 steam generator are computed. From these results, the current design of the APR1400 steam generator are examined.

• 한국결정학회지
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• 제14권1호
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• pp.35-38
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• 2003

증기-확산 단백질 결정화의 물-증발 속도를 조절하기 위해서, 간결한 모세관 내의 다중-단계 농도 장착법 (multistep-concentration setting in capillaries) 이 이용되었다. “조절 용액 (regulatory solution)”이라고 일컬어지는 2차 침전 용액이 이용되어, 이 방법으로 다양한 증발 속도 곡선들이 얻어졌다. 이때, 조절 용액은 단백질 용액에 직접적으로 노출되지 않는다. 모델 단백질인 lysozyme의 결정화에 이 그래프들이 적용되었다. 결정 성장은 증발속도에 달려있다는 것을 실험 결과들이 명백하게 보여주었다. 특히나. 단백질 용액의 침전 농도가 어떤 점까지 증가하다가 평형 농도로 줄어드는 decoupling 곡선이 가장 좋은 결정들을 만들어냈다.

• Corrosion Science and Technology
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• 제10권4호
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• pp.118-124
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• 2011

Alloy 600 (Ni 75 wt%, Cr 15 wt%, Fe 10 wt%) as a heat exchanger tube of the steam generator (SG) in nuclear power plants (NPP) has been degraded by various corrosion mechanism during the long-term operation. Especially lead (Pb) is known to be one of the most deleterious species in the secondary system causing outer diameter stress corrosion cracking (ODSCC). Oxide formation and breakdown is requisite for SCC initiation and propagation. Therefore it is expected that a property change of the oxide formed on SG tubing materials by lead addition into a solution is closely related to PbSCC. In the present work, the SCC susceptibility was assessed by using a slow strain rate test (SSRT) in caustic solutions with and without lead for Alloy 600 and Alloy 690 (Ni 60 wt%, Cr 30 wt%, Fe 10 wt%) used as an alternative of Alloy 600 because of outstanding superiority to SCC. The results were discussed in view of the oxide property formed on Alloy 600 and Alloy 690. The oxides formed on Alloy 600 and Alloy 690 in aqueous solutions with and without lead were examined by using a transmission electron microscopy (TEM), equipped with an energy dispersive x-ray spectroscopy (EDXS).

• 설비공학논문집
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• 제17권8호
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• pp.729-735
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• 2005

In this study, external condensation heat transfer coefficients (HTCs) were measured on a horizontal smooth tube at the saturated vapor temperature of $30^{\circ}C,\;39{\circ}C,\;and\;50^{\circ}C$ for R22, R410A, R407C, and R134a with the wall subcooling of $3\~8^{\circ}C$. The HTCs of all refrigerants are the highest at $30^{\circ}C,\;39{\circ}C,\;and\;50^{\circ}C$ in order. This trend is due to its excellent thermodynamic properties of the liquid phase. The measured data of HTCs were compared with the calculated ones by Nusselt's equation for a smooth tube. Measured HTCs of R22, R134a, R410A are $4.2\~7.5\%$ higher than prediction respectively while those of R407C are $15.6\~28.9\%$ lower than the prediction.

• 한국유체기계학회 논문집
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• 제19권4호
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• pp.29-34
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• 2016

In this study, the experimental investigation of air-cooled condensation in slightly inclined circular tubes with and without fins has been conducted. In order to assess the effects of the essential parameters, variable air velocities and steam mass flow rates were given to the test section. The heat transfer performance of air-cooled condensation were dominantly affected by the air velocity, however, the increase of the steam mass flow rate gave relatively weaker effects to total heat transfer capability. And in the experimental cases with the finned tube, the total heat transfer rate of the finned tube was significantly larger than that of the flat tube. From those results, it can be confirmed that the most important parameter for air-cooled condensation heat transfer is the convective heat transfer characteristics of air. Therefore, for the well-designed long-term cooling passive safety system, the consideration of the optimal design of the fin geometry is needed, and the experimental and numerical validations of the heat transfer capability of the finned tube would be required.

• 대한기계학회논문집A
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• 제28권2호
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• pp.158-164
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• 2004

Steam generator tubes experience widespread degradations such as stress corrosion cracking, wear, tube rupture, denting, fatigue and so on. The resulting damages can cause tube bursting or leak of the primary water which contains radioactivity Therefore the allowable size of the damage is required to be determined on the maintenance purpose. The burst pressure of a tube with a T-type combination crack consisting of longitudinal and circumferential cracks is obtained experimentally and analytically. Fracture parameters such as stress intensity factor and crack opening angle are investigated. Also the burst pressure for a T-type combination crack is compared with that of a single longitudinal crack to develop a length-based criteria.

• 전력전자학회논문지
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• 제7권1호
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• pp.48-54
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• 2002

본 논문에서는 간접 유도가열 되는 DPH시스템과 주파수 범위가 20kHz에서 50kHz사이에서 작동되는 전압형 직렬공진 고주파인버터를 이용하여 열 기체를 발생시키는 전압형 공진형 인버터에 관하여 설명하였다. 얇은 스텐레스 판재가 서로 스폿 용접되어 연결되어 있고 미세한 많은 구멍을 갖고있는 적층형 충진발열테로 특수하게 설계된 유도 가열기는 외부에 워크 코일로 감겨져 있는 불소수지계의 절연용기 안에 삽입되어 있다. 이 워크 코일은 공진형 인버터와 연결되어 있으며 유도가열기를 통해 흐르는 관 유체를 1단가열부에서 저압의 포화증기를 2단가열부에서 열방사성 증발유체를 생성하는 본 DPH시스템의 성능 및 효용성을 실용적인 측면에서 논의하고 평가 할 것이다.

• 월간 기계설비
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• 통권266호
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• pp.49-57
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• 2012

지난 8월 13일 서울 종로구 소격동 국립현대미술관 서울관 공사현장에서 화재 발생으로 4명이 숨지고 18명이 중경상을 입는 등 많은 인명피해를 냈다. 이처럼 인명피해가 컸던 것은 우레탄 공사를 하던 밀폐공간에서 불이 나면서 발생한 유독가스 때문에 사람들이 제대로 대피하지 못했기 때문이다. 사고발생 원인으로 '용접공사' 여부를 놓고 공방을 벌였으나 경찰은 '전기합선'이라는 잠정 결론을 내렸다. 지난 2008년 1월에 발생한 경기도 이천 냉동창고 화재는 40명의 목숨을 앗아갔다. 화재 원인은 냉동배관을 설치하면서 전기 용접을 하기 위해 불을 붙였다가 이것이 공기 중에 차 있던 유증기(기름증기)와 만나면서 폭발이 일어난 것이었다. 올 여름처럼 기온이 높고 건조한 날이 지속되면서 인화성 액체(유기용제)를 취급하는 건설현장에서는 다량의 유증기가 발생할 수 있을 뿐만 아니라 건조한 조건에서 정전기에 의한 화재 폭발 누출사고의 발생 위험이 높아지고 있다. 기계설비공사에서 화재, 폭발 위험성이 가장 큰 공사는 용접공사이기에 용접공사를 할 때 화재, 감전의 위험성을 배제한 후 공사에 들어간다. 용접으로 인한 사망사고의 유형으로는 용접 중 추락사고와 더불어 용접 불꽃이 가연성 물질에 옮겨 붙어 화재 발생으로 인한 질식사, 용접작업 중 절연체가 파손된 용접기 홀더 충전부의 접촉으로 인한 감전사 등이 있다. 본지는 용접으로 인한 화재 감전 등의 사고발생을 미연에 방지하기 위해 안전작업 수칙 및 안전수칙 체크리스트, 재해사례를 시리즈로 연재한다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.201-206
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• 1997

본 연구에서는 Ni-기 합금인 합금 600과 합금 690, Fe-기 합금인 합금 800 및 초내식성 오스테나이트계 스테인리스강인 SR-50A에 대하여 부식 환경의 변화에 따른 특성 평가를 행하였다. 전기화학적 부식 평가는 양극 분극 시험을 통하여 행하였으며 부식 환경은 NaCl, HCI, NaOH(+$Na_2$SO$_4$) 액이었다. 응력 부식 균열 시험으로는 CERT(Constant Extension Rate Test)를 행하였으며 부식환경은 40%NaOH, 40%OH+12%$Na_2$SO$_4$ 용액이었다. CERT시험 후 그 파면을 SEM관찰하여 파괴 양상을 관찰하였다. 각 합금의 양극 분극 특성을 부식 환경에 따라 평가한 결과, 부식 용액의 증류에 따라 서로 다른 분극 거동을 보이고 있는데 산성과 중성 용액에서는 SR-50A가 가장 큰 저항성을 보이는 반면, 강 알카리용액인 NaOH용액에서는 Ni-기 합금의 저항성이 Fe-기 합금의 저항성보다 우수하게 나타났다. 응력 부식 균열 저항성은 전반적으로 Fe-기 합금보다 Ni-기 합금이 우수하게 나타났다. 파단면을 SEM관찰한 결과 합금 800과 SR-50A(tube)는 용액에 관계없이 입내 파괴 모드를 나타내고 있으며, 합금 600과 SR-50A판재는 입계 파괴 양상을 보이고 있다. 또한 가성 용액 중에 $Na_2$SO$_4$를 첨가할 경우, 부식 속도를 가속화시키고 응력 부식 균열 저항성을 감소시키고 있다.