• 대한용접접합학회:학술대회논문집
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• 대한용접접합학회 1996년도 특별강연 및 춘계학술발표 개요집
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• pp.34-37
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• 1996

The expanding method of tube to tubesheet joint part on neclear steam generators are classified into three classes of roller expanding, explosive expanding and hydraulic expanding. After the expanded Mock-Up specimen are made by the three expanding method. The general properties, microstructure/microvickers hardness, pull-out strength, hydraulic leak pressure, of tube to tubesheet joint part were inspected. and We evaluated the operation efficiency of expansion, reproduction of expanded joint about three expanding method. Through the overall evaluation of tube to tubesheet joint part, The hydraukic expanding and explosive expanding could be certificated more useful expanding method.

• 공업화학
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• 제9권2호
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• pp.268-272
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• 1998

액체금속로 냉각재인 액체 소듐에서 시편의 누출특성을 소듐-물 반응 실험에 의해 조사하였다. 소듐-물 반응 현상의 확인은 물 누출 실험 전후에 Fe, Cr 및 Ni 등과 같은 시편의 조성 변화로 확인하였다. $100kg/cm^2$의 누출 압력으로 4시간 동안 시편의 누출 경로를 통해 물을 누출시킨 결과, 누출경로에서 소듐-물 반응생성물들이 침적되어 있는 것을 확인하였으나, 부식에 의해 누출경로가 완전 파열되어 다량의 수증기가 액체 소듐속으로 빠져나가는 re-openning 현상은 관찰되지 않았다. 시편의 누출경로가 막히는 self-plugging 현상은 소듐-물 반응에 의한 반응생성물과 시편의 부식에 의한 부식 생성물이 주 원인으로 추정되고, re-openning 현상은 시편의 누출경로에서 열적인 transient로 추정되었다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제35권10호
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• pp.1075-1081
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• 2011

이중벽관 증기발생기에서 전열관의 내관과 외관 사이의 틈새에 채워진 헬륨가스의 압력변동으로 전열관의 파손을 감지하는 방법이 개발되고 있다. 이 현상을 모사하기 위해 압력으로 밀착된 두 평판사이의 미세한 틈새에서의 누설률을 측정하여 실험식을 개발하였다. 이 실험식에서는 틈새의 간격과 유동마찰계수가 표면조도에 의해 상호 결합된 형태로 기술되는데, 간단한 평판접촉 모델을 사용하여 유동마찰계수 식을 분리하였다. 이 실험식과 균열에서의 누설률 예측에 사용되고 있는 기존의 유동마찰계수 관련 실험식들을 상호 비교하였다. 레이놀즈 수의 적용범위가 상이함에도 불구하고 개발한 실험식이 0.1~0.35 에서는 레이놀즈 수가 높은 경우에 적용되는 실험식들과 유사한 값을 보였다.

• Journal of Mechanical Science and Technology
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• 제19권5호
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• pp.1206-1215
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• 2005

The thermal stratification phenomena, frequently occurring in the component of nuclear power plant system such as pressurizer surge line, steam generator inlet nozzle, safety injection system (SIS), and chemical and volume control system (CVCS), can cause through-wall cracks, thermal fatigue, unexpected piping displacement and dislocation, and pipe support damage. The phenomenon is one of the unaccounted load in the design stage. However, the load have been found to be serious as nuclear power plant operation experience accumulates. In particular, the thermal stratification by the turbulent penetration or valve leak in the SIS and SCS pipe line can lead these safety systems to failure by the thermal fatigue. Therefore in this study an 1/10 scaledowned experimental rig had been designed and installed. And a series of experimental works had been executed to measure the temperature distribution (thermal stratification) in these systems by the turbulent penetration, valve leak, and heat transfer through valve. The results provide very valuable informations such as turbulent penetration depth, the possibility of thermal stratification by the heat transfer through valve, etc. Also the results are expected to be useful to understand the thermal stratification in these systems, establish the thermal strati­fication criteria and validate the calculation results by CFD Codes such as Fluent, Phenix, CFX.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제30권5호
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• pp.435-443
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• 1998

Leak-before-break(LBB) approach has been shown to be both cost effective and risk reductive when applied to high energy Piping in nuclear Power Plants. For the Korean Next Generation Reactor (KNGR) development, LBB application is considered for the Main Steam Line(MSL) piping inside containment. Unlike the primary system leakages, the MSL leak detection systems must be based on principles other than radioactivity measurements. Among humidity, heat and acoustic noise currently being considered as indicators of leakage, we explored humidity as an effective one and developed ceramic-based humidity sensor which can be qualified for LBB applications. The ceramic material, sintered and annealed MgCr$_2$O$_4$-TiO$_2$, is shown to increase its electrical conductivity drastically upon water vapor adsorption over the entire temperature range of interest. With this ceramic sensor specimen, we suggested installation-inside-the-piping method by which we can detect leakage more rapidly and sensitively. In this paper, we describe the progress in the development and characterization of ceramic humidity sensor for the LBB application to the MSL of KNGR.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제32권1호
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• pp.77-87
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• 2000

It is reported that the toughness and safety margins of the SA106 Gr.C main steam line piping steel is reduced due to dynamic strain aging (DSA) at the reactor operating temperature for Leak-Before-Break (LBB) application. In this study, intercritical annealing in two-phase ($\alpha$+${\gamma}$）region was performed to investigate the possibility of improving the toughness and reducing DSA susceptibility. The manifestations of DSA were still observed in the tensile tests of the annealed specimens. However, the ductility loss caused by DSA was smaller than that in the as-received material. Furthermore, the intercritical annealing was able to increase the Charpy impact toughness by 1.5 times compared to as-received. With the heat treatment, we could obtain microstructural changes such as the cleaner retained ferrite, increased ferrite content and somewhat finer grain size. It is considered that the reduced DSA was induced by cleaner retained ferrite, which in turn resulted in higher impact toughness in addition to the general toughening due to finer grain sizes and increased ferrite content.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제23권3호
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• pp.299-305
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• 1991

복수기를 통한 해수유입은 증기발생기내에 부식환경을 조성시키게 한다. 이론적 분석을 통하여 복수기누설시에 해수증의 불순물인 염소가 2차계통내에 누적되는 경향을 영광원전을 모델로하여 평가하였다. 분석결과 해수누설시에 고농도의 염소가 증기발생기내에 누적되는 것으로 나타났으나, 이는 증기 발생기내의 수질을 산성분위 기로 조성시킬 것으로 판단되었다. 복수기의 최대허용 설계누설(0.5 gpm)시에는 증기발생기 취출수량을 최대로 늘리고, 복수기정화계통을 가동하더라도 증기발생기에 2.3 ppm 및 복수기집수정에 0.6 ppm의 염소가 누적되는 것으로 나타났다. 또한 증기발생기에서의 염소농축계수는 아래와 같이 전적으로 취출수량 및 정화계통효율에만 의존하는 것으로 나타났으며,（equation omitted）취출수 및 정화계통은 2차계통내의 불순물을 제거하는데 효과적인 것으로 평가되었다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제35권10호
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• pp.1097-1103
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• 2011

액적충돌침식은 증기나 공기에 포함된 액적이 금속 소재에 고속으로 충돌할 때 모재가 손상되는 현상이다. 액적충돌침식 손상은 증기터빈이나 빗방울과 부딪치는 항공기에서 주로 발생되어 왔으나 최근에는 원전 배관에서도 발생하고 있다. 원전 배관 중에서도 특히 높은 압력강하가 발생하고 2상 증기가 흐르는 배관에서 주로 발생한다. 실제 2011년 초반 국내 한 원전에서는 2상 증기가 흐르는 배관에서 액적충돌침식 손상으로 인한 누설이 발생한 바 있다. 본 논문에서는 액적충돌침식 손상이 발생한 배관에 대하여 손상을 억제할 수 있는 설계변경 방안에 관한 연구를 수행하였다. 설계변경은 유체 유동측면에서 분석하였으며, 상용 수치해석 코드인 FLUENT를 이용하였다.

• 비파괴검사학회지
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• 제36권3호
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• pp.181-187
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• 2016

화력발전용 보일러 내부에는 연소열을 고온 고압의 스팀으로 변환하기 위한 열교환 튜브가 복잡한 형태로 배치되어 있다. 이 튜브에서 누설이 발생할 경우 고압의 스팀에 의해 치명적인 고장과 발전 정지를 초래하며, 누설 발생 여부를 조기에 검출하지 못할 경우 인근 튜브의 손상까지 연쇄적으로 발생하여 조기에 튜브 누설을 검출할 수 있는 기술 확립이 필요하다. 본 논문에서는 기존 보일러 튜브 누설 감시 설비(BTLD)에 음향방출(AE) 기술을 적용하여 기존 시스템 대비 미세누설을 검출하고 조기에 경보를 발생시킬 수 있는 시스템에 대해 개발을 하였다. 또한 이 시스템을 검증하기 위해 실제 운전 중인 560 MW급 화력발전소 보일러에서 다양한 크기(ⵁ2, ⵁ5, ⵁ10 mm)의 모의 누설시험을 실시하였으며, 그 결과 기존 시스템에서는 검출하지 못하였던 미세누설(ⵁ2 mm, ⵁ5 mm)에 대해 개발된 시스템은 조기에 경보를 발생(18 dB 이상 신호 상승)시킬 수 있음을 확인하였다.

• 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.