• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.10a
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• pp.193.2-193
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• 2001

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2004.05a
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• pp.149.1-149.1
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• 2004

• Journal of the Korean Magnetics Society
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• v.15 no.5
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• pp.292-297
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• 2005

Steam generator of a nuclear power plant has important rolls for the heat transfer and the isolation of radioactive materials. So bursting of the steam generator tube is directly related to the accident of nuclear power plants. Incone1600 has been used for the steam generator tube material. The material shows non-magnetic and metallic properties, eddy current NDT method has been employed for defects detection. In this work, a differential type of eddy current probe was developed to improve resolution of defect detection. To verify properties of the developed differential type eddy current probe, we have made reference material with SUS304 which has similar magnetic and electrical properties of Inconel600. Using the developed differential type eddy current probe, we can detect defect size of 0.25 mm in diameter and 0.2 mm in depth (volume of $1{\times}10^{-3}\;mm^3$) with the reference material.

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 2002.11a
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• pp.13-18
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• 2002

증기 발생기 전열관의 파열 사고는 지난 20년 동안 2년마다 1개씩의 비율로 발생되어왔고 최근 몇 년간은 매년 발생되고 있는 추세이다(3). 전열관의 파열 사고는 응력부식균열, 피로 그리고 마멸 등의 원인에 의해서 발생되고 있는 것으로 알려져 있다. 초기 발전소에서 균열의 발생 및 성장은 축 방향 균열에 국한하여 관심을 가졌었으나 최근 원주 방향 균열에 의한 사고가 발생되면서 원주 방향 균열에 대해 관심을 가지게 되었다.(중략)

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.290-297
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• 1996

일체형원자로에 적용될 모듈러 관류형증기발생기의 열적최적설계방법론을 제시하였다. 한국원자력연구소에서 개발된 ONCESG 프로그램을 사용한 scoping계산을 통해, 직관과 나선전열관을 사용하는 관류형 증기발생기의 서로다른 최적화 방법론이 제시되었다. 또한 전체플랜트의 열평형설계와 관류형 증기발생기의 열적최적설계 사이의 상호관계 및 관류형증기발생기의 사용이 일체형원자로의 제어논리설계에 미치는 영향도 연구되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.571-576
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• 1998

고온의 증기가 과냉각 상태의 물과 직접접촉에 의해 발생하는 응축현상(DCC Direct Contact Condensation)을 실험적으로 고찰하였다. 본 연구는 두단계로 나누어 수행하였다. 1단계 연구에서는 간단한 원형관 형태의 수평 노즐을 통하여 증기제트가 대기압 상태의 과냉각수로 분출될 때 증기제트 및 주위의 거동을 측정·분석하였다. 수조의 온도와 증기유량의 변화에 따른 증기제트의 축방향과 반경방향 온도분포와 수조 벽면에서의 동압을 측정하였으며, 고속 비디오 카메라를 사용하여 각각의 경우에 대하여 증기제트의 분출이미지를 촬영하였다. 벽면에서의 동압은 노즐의 분출구직경과 응축수의 온도에 비례하여 증가하였다. 2단계 연구에서는 몇가지 형태의 증기분사기 축소 모형에 대한 응축성능을 비교하였다. 이때에는 수조의 온도상승으로 인해 수조가 가압되는 정도를 알아보기 위해 수조를 밀봉한 상태로 실험을 수행하였다. 실험시 수조의 압력은 시간의 경과에 따라 계속적으로 증가하였으나, 이는 방출된 증기의 불완전한 응축에 의한 것은 아니고 증기의 분출과 응축으로 인한 응축수의 부피팽창과 수조 온도의 상승으로 인한 증기압의 상승 때문인 것으로 판단된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.217-222
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• 1995

1994년 11월에 나타난 고리 1호기 증기발생기의 전열관 누설에 대한 원인 조사결과, 손상원인은 2차측 응력부식균열(ODSCC)로 밝혀졌으므로, 이에 따른 단기적인 손상완화대책으로 (1) TiO$_2$와 보론산을 첨가한 틈새 세정, (2) TiO$_2$를 첨가한 하이드라진 담금, (3) $Na^{+}$/Cl$^{-}$ 몰비 조절, (4) 용존산소 제거, (5) T$_{HOT}$ 감소 등을 선정하였다. 이와 같은 완화 대책을 적용한 경우의 ODSCC 손상진전율을 확률론적으로 분석한 결과, 증기발생기교체(1998년 예정) 이전까지 전열관 누설에 의한 운전정지 가능성은 매우 낮게 나타났다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 1998.07g
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• pp.2433-2435
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• 1998

원자력발전소의 증기발생기는 기능상으로도 중요한 역할을 하지만 증기발생기 내의 전열관 손상이나 누설은 바로 방사능 누출의 원인이 되므로 원자력 발전소의 안전성 측면에서 보면 매우 중요한 설비이다. 따라서, 증기발생기 전열관은 정기보수시 마다 전열관 각각에 대해 비파괴검사의 일종인 와전류검사(Eddy Current Testing, ECT)를 통해 건전성을 평가하고 있다. 현재는 신호를 취득하고 평가하는 업무가 별개의 기관에서 수행하고 있으며 이를 위해 현장에 관련 인력과 장비가 이동되어야 한다. 그러나, 취득한 신호를 평가자가 on-line으로 받을 수 있고 그 결과를 이용하여 즉시 피드백이 가능하다면 평가기관의 인력은 현장에 있지 않더라도 평가가 가능하다. 그러므로, 원격 평가 환경을 구축한다는 것은 평가자가 굳이 현장에 가지 않더라도 지역에 상관없이 LAN을 활용하여 전국 어디서든 평가가 가능하도록 하고자 함에 있다.

• Journal of Energy Engineering
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• v.23 no.2
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• pp.149-157
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• 2014

The steam generator tubes of nuclear power plants have various types of corrosion failures during the plant operation. The stress corrosion cracking which occurs on the outer surface of tube is called the secondary side stress corrosion cracking and mainly occurs in the expansion-transition area of tube. The causes are the concentration of impurities by the sludge pile-up related to the geometry of its region and the residual stress by tube expansion in the process of steam generator manufacturing. Especially the directionality and sizes of residual stresses are differed according to the tube expansion methods and the direction and the frequency of tube cracks depend on their characteristics. In bases on the plant experiences, it is notified that circumferential cracks of tubes expanded with explosive expansion method are dominantly occurred compared to those of tubes done with hydraulic expansion one. Therefore in this study, according to tube expansion methods frequencies and sizes of tube cracks with specific direction are compared by means of accelerated immersion test and also the crack morphology and the specific chemicals from water-chemistry environment are observed through the fracture surface examination.

• Proceedings of the Korea Information Processing Society Conference
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• 2013.11a
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• pp.1382-1385
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• 2013

본 논문에서는 로봇의 움직임 특성을 추출하여 로봇 시스템의 신뢰성을 평가하는 방법을 제안한다. 원자력 발전소 증기 발생기 전열관의 비파괴 검사에 사용되는 ECT 검사용 Probe 가이드 로봇 (이하 증기발생기 로봇으로 기술)을 대상으로 하였다. 증기발생기 로봇의 동작 상태를 감시하기 위해 관측 카메라가 설치된다. 증기발생기 수실은 로봇 설치 및 해체를 위한 원형의 출입구 (Man Way)를 제외하고는 밀폐된 공간이다. 증기 발생기 전열관의 비파괴 검사 중에는 로봇과 로봇의 동작을 감시하는 관측 카메라만 설치된다. 관측 카메라가 고정되어 있다면, 배경의 변화를 야기하는 외란은 없다고 가정할 수 있다. 시간적으로 이웃하는 2 개의 관측 영상을 미분 (차 영상) 처리하면, 로봇 시스템의 이동 성분만 추출된다. 이러한 이동성분의 크기를 계산하여 로봇의 전체 행정거리 (ECT Probe를 검사위치에 안내하기 위해 로봇 기구부가 움직이는 범위)에 대해 영상 프레임 단위로 전개하면 특정의 고유 궤적이 나타난다. 이러한 고유 궤적과 다른 패턴을 보이는 로봇의 움직임 궤적은 에러로 간주한다. Burn-in 시험 (원자력 발전소 현장에 투입하기 전에 실험실에서 현장 적용의 타당성을 검증하기 위해 수행하는 시험) 중에 있는 증기발생기 로봇에 대해 본 논문에서 제안한 방법으로 신뢰성 평가를 수행하였으며, 그 결과 및 문제점 등에 대해 기술한다.