• 한국구조물진단유지관리공학회 논문집
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• 제28권3호
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• pp.91-99
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• 2024

배관시스템은 다양한 산업 분야에서 이용되는 중요한 설비이며 생활 및 안전과 관련된 영역에서 사용되고 있다. 배관시스템은 건축물 및 시설의 주요 구조부에 고정되어 있으나 외부 하중을 지지하지 않으며 주어진 고유기능을 수행하는 비구조요소이다. 지진하중으로 인한 배관시스템은 두 지지점 사이의 서로 다른 거동으로 발생하는 위상차로 인한 상대 변위의 영향을 받으며 변위 지배적인 반복거동 때문에 손상이 발생할 가능성이 있다. 배관시스템에서 피팅과 조인트는 지진하중에 취약한 대표적인 요소이다. 배관시스템의 피팅과 조인트에 대한 내진성능과 한계상태를 평가하고자 한다면 상대변위를 모사하기 위한 높은 스트로크를 가지는 엑츄에이터가 필요하나 실험을 수행할 수 있는 설비가 많지 않아 어려움이 있다. 따라서 피팅과 조인트로 연결된 배관시스템의 내진성능과 한계상태를 평가하기 위해서는 요소 단위의 실험이 필요하다. 이 연구에서는 수직배관시스템에서 지진하중에 취약한 요소인 피팅과 조인트를 포함하는 엘보 시험체에 대하여 내진성능을 평가하는 방법을 제시하였다. 엘보 시험체는 90° 배관 엘보의 양단에 직관부를 유동식 그루브 조인트를 이용하여 연결하였다. 엘보 시험체에 대하여 변형각에 기반을 둔 주기하중 프로토콜을 이용하여 내진성능을 평가하였다. 평가된 내진성능에 대한 여유도를 확인하기 위하여 일정한 진폭에 대한 주기하중을 적용하여 한계상태를 평가하였다.

• 한국화재소방학회:학술대회논문집
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• 한국화재소방학회 2005년도 공동추계학술논문발표회 논문집
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• pp.86-93
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• 2005

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 요약집 춘계학술발표대회
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• pp.159-159
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• 2004

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제16권1호
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• pp.37-41
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• 2020

The Nuclear containment building is a main safety-related structure that performs shielding and conservation functions to prevent highly radioactive materials from leakage to the outside environment in the case of various environmental conditions and postulated accidents. The containment building contains a reactor, steam generator, pressurizer, tank, reactor coolant system, auxiliary system and engineering safety system, and is designed so that highly radioactive materials above the limits specified in 10 CFR 100 do not escape to the outside environment in the case of LOCA(Loss of Coolant Accident) for instance. The containment metal liner plate(CLP) is a carbon steel plate with a nominal plate thickness of 6 mm, which functions as a mold for the wall and dome of the containment building when concrete is filled, fulfills airtightness to prevent leakage of seriously radioactive materials. In recent years, backside corrosion was found on the liner plate in some domestic nuclear power plants. The main cause of backside corrosion was unfilled concrete. In this paper, an inspection technique of assessing filling suitability for CLP backside concrete is developed. Results show that the validity of inspection technique for CLP backside concrete using vibration sensor is successfully verified.

• Corrosion Science and Technology
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• 제11권5호
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• pp.173-178
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• 2012

To manage the wall thinning of carbon steel piping in nuclear power plants, the utility of Korea has performed thickness inspection for some quantity of pipe components during refueling outages and determined whether repair or replacement after evaluating UT (Ultrasonic Test) data. When the existing UT data evaluation methods, such as Band, Blanket, PTP (Point to Point) Methods, are applied to a certain pipe component, unnecessary re-inspecting situations may be generated even though the component does not thinned. In those cases, economical loss caused by repeated inspection and problems of maintaining the pipe integrity followed by decreasing of newly inspected components may be generated. EPRI (Electric Power Research Institute) in USA has suggested several statistical methods, TPM (Total Point Method), LSS (Least Square Slope) Method, etc. to distinguish whether multiple inspecting components have thinned or not. This paper presents the analysis results for multiple inspecting components over three times based on both NAM (Near Area of Minimum) Method developed by KEPCO-E&C and the other methods suggested by EPRI.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제18권12호
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• pp.768-777
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• 2017

세계 각국은 기후 및 홍수사상의 변화와 이에 따른 각종 수재해 시나리오에 대응하기 위하여 하천제방 유지관리기술을 고도화하고 있는 추세이다. 이러한 세계적 동향에 따라 본 연구에서는 하천제방을 효율적으로 유지관리할 수 있도록 하천제방 안전도맵 평가체계를 제안하고자 한다. 하천제방 안전도맵의 개념은 현행 하천제방의 활동, 파이핑, 육안점검 등의 안전도 지표를 GIS맵 상에 지도형태로 표출함으로써 하천관리자의 유지관리효율을 극대화하는 것이다. 이러한 평가체계를 구축하기 위해서 관련 문헌 및 자료 조사를 통해 활동, 파이핑, 육안점검 등 주요 안전도 지표를 선정하였으며, 각각의 안전도 지표를 A, B, C 등 3등급으로 평가할 수 있는 합리적인 기준을 제시하였다. 제시된 기준을 바탕으로 수치해석을 활용하여 시범구간(남강)에 대한 홍수위지속시간 변화에 따른 활동 및 파이핑 안전도 특성을 평가하였다. 시범평가 결과, 활동의 경우 제내외지 구분 없이 모두 A등급을 만족하였으며, 파이핑의 경우 R2에서 홍수위지속시간이 증가함에 따라 파이핑 등급 C등급으로 감소하는 경향을 확인하였다. 본 연구는 하천제방 안전도맵 평가체계를 제안하는 기획연구로서 하천제방 안전도맵 평가체계를 구축하기 위해서는 추후 개선된 추가 연구, 하천제방 자료의 표준화, 제도 및 관련 법 개선 등이 필요할 것으로 판단된다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2001년도 추계학술대회논문집A
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• pp.246-251
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• 2001

The performance demonstration round robin test was conducted to quantify the capability of ultrasonic inspection for in-service and to address some aspects of reliability for nondestructive evaluation. The fifteen inspection teams who employed procedures that met or exceeded ASME Sec. XI code requirements detected the pinping of nuclear power plant with various cracks to evaluate the capability of detection. With data from PD-RR test, the performance of ultrasonic nondestructive inspection could be assessed using probability of detection and length and depth sizing of cracks.

• 에너지공학
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• 제23권3호
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• pp.116-124
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• 2014

고온에서 운전되는 플랜트에서는 열변형에 의한 배관 사고를 예방하고 배관계통의 우선 검사관리 부위의 선정을 위해 배관 시스템하중 해석을 수행하는 경우가 많다. 본 연구에서는 국내 한 공정플랜트에서 설계변경에 따라 반응기와 반응기 사이에 추가 설치된 연결배관을 대상으로 배관 시스템응력해석을 수행하였다. 특히 배관에 일반적으로 설치되는 하중행거(hanger) 이외에 열팽창을 흡수하는 신축이음(expansion joint)이 함께 설치된 경우의 배관 특성을 연구하였다. 이를 위해 배관 응력을 형성하는 구조적 요인의 영향을 평가하기 위해 배관계에 포함된 행거와 신축이음이 비정상적으로 작동되는 경우도 가정하여 해석하였다. 추가적인 인입라인이 있는 경우도 해석을 수행하였다. 정상 운전 시 배관계의 시스템 응력 결과와 비정상적인 운전 경우의 해석결과를 비교하여 각각 배관요소의 역할을 연구하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제36권1호
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• pp.112-120
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• 2004

The purpose of this paper is to analyze the piping failure frequency for the main feedwater system in domestic nuclear power plants(NPPs) for the application to an in-service inspection(ISI), leak before break(LBB) concept, aging management program(AMP), and probabilistic safety analysis(PSA). First, a database was developed for piping failure events in domestic NPPs, and 23 domestic piping failure events were collected. Among the 23 events, 12 locations of wall thinning due to flow accelerated corrosion(FAC) were identified in the main feedwater system in 4 domestic WH 3-loop NPPs. Two types of the piping failure frequency such as the damage frequency and rupture frequency were considered in this study. The damage frequency was calculated from both the plant population data and damage(s) including crack, wall thinning, leak, and/or rupture, while the rupture frequency was estimated by using both the well-known Jeffreys method and a new method considering the degradation due to FAC. The results showed that the damage frequencies based on the number of the base metal piping susceptible to FAC ranged from $1.26{\times}10^{-3}/cr.yr\;to\;3.91{\times}10^{-3}/cr.yr$ for the main feedwater system of domestic WH 3-loop NPPs. The rupture frequencies obtained from the Jeffreys method for the main feedwater system were $1.01{\times}10^{-2}/cr.yr\;and\;4.54{\times}10^{-3}/cr.yr$ for the domestic WH 3-loop NPPs and all the other domestic PWR NPPs respectively, while those from the new method considering the degradation were higher than those from the Jeffreys method by about an order of one.

• 한국안전학회지
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• 제28권3호
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• pp.44-50
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• 2013

Process gas piping is one of the most basic components frequently used in the refinery and petrochemical plants. Many kinds of by-product gas have been used as fuel in the process plants. In some plants, natural gas is additionally introduced and mixed with the byproduct gas for upgrading the fuel. In this case, safety or design margin of the changed piping system of the plant should be re-evaluated based on a proper design code such as ASME or API codes since internal pressure, temperature and gas compositions are different from the original plant design conditions. In this study, series of piping stress analysis were conducted for a process piping used for transporting the mixed gas of the by-product gas and the natural gas from a mixing drum to a knock-out drum in a refinery plant. The analysed piping section had been actually installed in a domestic industry and needed safety audit since the design condition was changed. Pipe locations of the maximum system stress and displacement were determined, which can be candidate inspection and safety monitoring points during the upcoming operation period. For studying the effects of outside air temperature to safety the additional stress analysis were conducted for various temperatures in $0{\sim}30^{\circ}C$. Effects of the friction coefficient between the pipe and support were also investigated showing a proper choice if the friction coefficient is important. The maximum system stresses were occurred mainly at elbow, tee and support locations, which shows the thermal load contributes considerably to the system stress rather than the internal pressure or the gravity loads.