• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.525-530
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• 1995

최적 열수력 전산 코드인 CATHARE2 Vl.3u 코드를 이용하여 영광 3/4호기 midloop 운전중 잔열제거(RHR) 기능 상실사고를 해석하였다. 본 연구의 주된 목적은 사고시 계통에서 발생하는 열수력 현상의 이해 향상 및 증기발생기 열제거 능력 평가에 있다. 사고 복구 절차 관점에서 노심 비등, 노출 시점 및 계통압력 등이 중요한 인자이다. 본 계산 수행시 사용한 가정은 다음과 같다. 가) 초기 계통 수위는 고온관 중간에 위치하며 그 윗 부분은 질소 가스로 차 있다. 나) 3/4 인치 크기의 방출 밸브가 원자로 용기 상부 및 가압기 상부에 각각 설치되어 있으며, RHR 흡입구에 수위지시계가 설치되어 있다. 다) 증기발생기의 이차측은 U-튜브가 잠기도록 물로 차있다. 라) 두 증기발생기의 대기 방출 밸브(ADV)는 항상 열려 있어 사고시 이차측 압력을 대기압으로 유지하기에 충분하다. 사고는 원자로 정지 2일 후 발생하였다고 가정한다. 이와 같은 조건하에서 사고시 주된 계통 열제거 수단은 증기발생기 U-튜브내의 응축 작용이며 이는 전체 열제거량의 94%로 나타났다. 노심 비등 시점온 사고후∼300초 이후이며, 계통압력은 10,800초 이후에 최고 압력인 0.25MPa에 도달한 후 그 값을 계속 유지하고 있다. RHR 배관에 연결된 수위지 시계를 통해 10,200초 이후부터 냉각수가 방출되었다. 2개의 방출밸브 및 수위지시계를 통하여 방출된 유량에 근거하여 원자로 용기 냉각재 수위가 고온관 바닦까지 낮아지는 시점을 계산하면 사고 약 6.4 시간 이후가 된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.330-335
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• 1998

국내 전자력 발전소 J-1호기의 증기발생기 전열관에 발생한 1차측 응력부식균열(PWSCC) 결함 데이터를 기초로하여, PWSCC 발생률 및 성장률에 대한 Shot-Peening 효과를 조사하였다. 이를 위하여, (i) Weibull 기울기, (ⅱ) 주기별 성장률 및 (ⅲ) 평균 결함길이 등을 분석하였다. Shot-Peening에 의해 PWSCC 결함 발생틀 및 성장틀은 전반적으로 감소하였으나, Shot-Peening 직후에는 급격한 증가 양상물 보인 후 다시 감소하였다. 한편 Shot-Peening의 PWSCC 절함 성장에 대한 감소 효과는 새로운 결함에 국한되며, 기존의 결함에 대해서는 영향이 거의 없는 것으로 나타났다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.967-972
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• 1995

원자력발전소 증기발생기 전열관의 레이저 용접을 위하여 광섬유 전송 레이저 용접광학계를 설계하고 분석하고 실제 레이저 용접에 활용코자 하였다. 이를 위해서 ㎾급 고출력 Nd:YAG 레이저의 출력변수에 맞춘 광성유 선정 및 sleeve 면에서의 용접 power density와 초점깊이를 고려한 광학계통 설계를 수행하였다. 레이저 출력변수가 150 mm.mrad이며 800$\mu\textrm{m}$의 광섬유를 사용하는 경우, 3회에 걸친 coupling으로도 광섬유 출사부의 F# 를 2.48 정도로 하는 것이 가능하며 이때 +- 0.5mm 정도의 초점깊이를 얻을 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.956-960
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• 1995

원자력발전소 증기발생기 전열관의 레이저 보수용접 기술개발을 위해 Inconel tube의 sleeve 레이저 용접실험을 수행하였다. Nd:YAG 레이저로부터 발진된 레이저 빔은 광섬유를 통하여 전송되어 자체 개발한 weld head tool을 이용하여 tube 내부에서 용접이 이뤄지도록 하였다. 레이저의 출력 및 펄스폭, 반복율, buffer 가스속도, 용접속도 등의 용접 변수를 변화시키면서 용접단면의 형상을 측정하였다. 용접변수에 따른 결과를 고찰하였고 이에 따른 적절한 용접범위를 제시하였다.

• Proceedings of the Korean Information Science Society Conference
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• 2002.10c
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• pp.271-273
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• 2002

증기발생기(SG : Steam Generator)는 다수의 세관으로 구성되어 원자로에서 발생한 열을 이용하여 발전기 터빈을 구동시키는 원동력인 증기를 생성해 주는 기능을 하는 원자력발전소의 핵심 설비이다. 증기발생기 세관의 건전성을 확보하기 위해 매주기 계획예방정비, 즉 가동중 검사마다 정기적인 와전류 검사를 수행하고, 검사결과에 따라 전열관 보수 등과 같은 제반 조치를 취하고 있다. 현재 검사데이터 DB 구축은 일부 발전소에 개발되어 운영 중에 있고, 세관 DB와는 별도로 통계정보만을 관리하는 증기발생기 성능관리시스템이 운영되고 있으며, 또한 각 발전소마다 수질을 계측하여 수화학 성분을 감시하는 수질관리시스템이 운용되고 있다. 이러한 이원화된 DB 및 시스템을 통합하고 연계하여 전 원전의 증기발생기를 종합적으로 관리 할 수 있는 시스템의 필요성이 대두되었다. 따라서 본 논문에서는 현장에 보관되어 있는 모든 세관 검사데이터를 취득하여 대용량 데이터베이스를 설계 및 구축하고 이기종의 분산된 수질관리시스템 DB를 연계하여, 증기발생기의 설계/제작부터 검사결과 Mapping, 추이 분석을 통한 수명 평가에 이르는 전 과정을 통합 관리할 수 있는 시스템을 설계하고 그 구현방안을 제시한다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.34 no.9
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• pp.1217-1225
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• 2010

The possibility of a sodium-water reaction occurring in a conventional single-wall-tube steam generator in an SFR is a major problem. To improve the reliability of a steam generator, a double-wall-tube steam generator that can reduce the possibility of the occurrence of a sodium-water reaction is being developed. Current developments are focusing on improving the heat-transfer capability of a double-wall tube; further, the development of a leak-detection method to detect the occurrence of a sodium-water reaction during the reactor operation is also underway. In this study, new concepts, which will solve the above-mentioned problems, have been developed. Accordingly, a double-wall tube has been designed, fabricated, and mechanically tested for the purpose.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.28 no.2
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• pp.184-190
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• 2008

Various ECT techniques have been applied basically to assess the integrity of steam generator tithing in nuclear power plant. Among these techniques, the bobbin probe technique is applied generally to examine the volumetric flaws such as a crack-like defect and wear which is generally occurred on steam generator tubing, and additionally MRPC probe is used to examine closely tile top of tubesheet and bending regions due to the high possibility of cracking. Dent and bulge also may be formed on tube during installation process and operation of steam generator, but the dent and bulge indications greater than specific size criteria are recorded on examination report because these indications are not considered as flaw. These indications can be easily detected with bobbin probe and approximately sized with profile bobbin probe, but the size and shape can not be accurately verified. Accordingly, in this study, the $8{\times}1$ multi-array EC probe was designed to increase the measurement accuracy of the sectional profiling EC testing of tube. As a result, we would like to propose the application of $8{\times}1$ multi-array EC probe for the measurement of size and shape of profile change on steam generator tube in OPR-1000 nuclear power plant.

• Nuclear industry
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• v.33 no.5
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• pp.51-53
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• 2013

• Proceedings of the KAIS Fall Conference
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• 2002.05a
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• pp.264-266
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• 2002

원자력 발전소의 2차계통수에는 pH를 조절하여 부식을 억제하기 위해 pH제어제로 약염기성 화학물질을 첨가하고 있다. pH 제어제로 암모니아를 사용하였으나 pH가 낮아 부식생성물이 생성되어 증기발생기의 전열관에 슬러지의 퇴적으로 전열관의 부식이 촉진되므로 pH 제어제를 에탄올아민으로 바꿈으로 슬러지의 생성 및 이동을 억제하고 있다. 그러나 에탄올아민은 암모니아와 물리화학적 성질이 다르므로, 증기발생기에 유입되는 부식생성물의 용해와 흡착, 이온성 불순물의 잠복현상에 미치는 영향이 다르다. 본 연구는 암모니아와 에탄올아민이 온도가 점차 높아짐에 따라 부식생성물에 대찬 용해와 흡착, 이온성불순물의 잠복현상에 미치는 영향을 조사하였다. 이 실험의 결과로 2차 계통수의 pH 제어제는 ETA가 암모니아보다 증기발생기 슬러지의 철산화물에 더 흡착되어 더 많이 용해되어 퇴적된 슬러지 양을 감소시키므로, 슬러지에 흡착된 불순물의 양을 감소시저 잠복 현상을 억제할 것으로 조사되었다.

• Proceedings of the KAIS Fall Conference
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• 2003.06a
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• pp.325-327
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• 2003

원자력 발전소 2차계통수에는 pH를 조절하여 부식을 억제하기 위해 pH제어제로 암모니아를 사용하였으나 상변화 지역에서 액상의 pH가 낮아 부식생성물이 생성, 증기발생기로 유입되어 진열관의 부식을 촉진 시킨다. pH 제어제로 암모니아 대신 ETA를 도입하여 pH를 증가시키고 증기발생기로 유입되는 부식생성물의 양을 감소하여 진열관의 부식을 억제시키고 있다. 그러나 암모니아에서 ETA로 변경함에 따라 증기 발생기취출수계통의 탈염의 운진기간이 단축되었다. 따라서 본 연구의 목적은 탈염기의 수지 교체주기도 연장시키고 안전성도 확보할 수 있는 탈염기내 양ㆍ음이온 이온교환수지 조성 비율을 최적화하는데 있다. 연속화학평형모델을 이용한 결과 양ㆍ음이온 이온교환수지 비율이 10:1일 경우 최적인 것으로 조사되었다.