• Title, Summary, Keyword: 압력용기

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Control of Remotely Operated, Underwater Robotic Vehicle System for Reactor Ves (원자로 압력용기 육안검사용 수중 로봇 시스템의 제어)

  • Byun, S.H.;Cho, B.H.;Shin, C.H.;Kim, J.S.;Kim, J.H.;Yang, J.B.
    • Proceedings of the KIEE Conference
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    • pp.2466-2468
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    • 2002
  • 원자력 발전소 중 가동년수가 오래된 발전소에서는 원자로 압력용기의 상부와 하부구조물 등에서 일부부품이 이탈되어 주 냉각재 순환계통의 주요기기를 손상시키는 사례가 있으며, 부품의 미소 결함의 정밀검사는 육안으로는 판단이 불가능하므로 원전 설비의 안정성과 신뢰성 확보 측면에서 로봇을 응용한 정밀검사가 요구되어진다. 본 논문에서는 원자로 압력용기 육안검사용 수중로봇 시스템을 설계 제작하고, 제어시스템을 구현하고, 실험을 통해 제작 구현한 수중로봇 시스템의 효용성을 보인다.

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원자로 압력용기 감시시험용 충격시험시스템 구축

  • 주용선;박대규;안상복;홍권표;이기순
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • pp.118-123
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    • 1998
  • 원자로 압력용기 재료로 사용되고 있는 ASTM SA508 및 SA533 계열의 재료는 결정구조가 체심입방격자(bcc)로서 시험온도별 최대흡수에너지(USE)에 대한 선도를 그리면 고온에서는 연성이 크고, 저온에서는 취성이 큰 전형적인 “S”자 형태의 Cv-천이온도곡선으로 나타난다. 그리고 조사전과 조사후의 연성-취성천이온도곡선을 흡수에너지값이 30ft-lb 또는 50ft-lb인 지점에석 비교해보면 재료의 조사취화(radiation embrittlement)현상으로 온도가 높은 쪽으로 이동됨을 알 수 있으며, 이러한 온도의 이동값은 원자로의 운전수명과 밀접한 관련이 있다. 따라서 조사전후의 흡수에 너지값에 따른 온도변화량를 정확하게 산출하기 위해서는 시편의 온도를 조절하는 장치 및 시편을 아주 짧은 시간내에 충격시험기의 앤빌까지 장전하는 장치 둥의 충격시험시스템 구축은 매우 중요하다. 이에 조사계시험시설(IMEF)에서는 원자로 압력용기 감시시험에 대한 충격시험시스템을 구축하였고, 이의 내용은 감시시험 수행에 기준이 되는 ASTM El85-82 및 과학기술처 고시 제 92-20호의 세부내용을 충분하게 만족시키는 것으로 확인되었으며, 이렇게 확인된 내용들은 현재 국내에서 수행되고 있는 감시시험에 적극적으로 활용되고 있다.

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LSTF 주증기배관 파단사고 평가

  • 이규복;손상배
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • pp.260-267
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    • 1996
  • LSTF의 주증기배관 파단사고 실험(RUN SB-SL-01)에 대한 RELAP5/MOD2 해석결과를 제시하고, LSTF의 RUN SB-SL-01 실험결과 중에서 일차측과 이차측 사이의 열전달률에 촛점을 맞추어 증기발생기 이차측 및 일차계통의 압력, 온도 등과 같은 주요변수를 조사하여 RELAP5/MOD2코드의 성능을 평가하였다. 10% 주증기배관파단사고에 관한 최적 평가에서 주요 매개변수의 전체적 추세가 비교적 잘 예측되었다. 원자로압력용기 상층부에서 기포가 발생하는 기간 동안에는 계통 압력에서 작은 차이가 발생함을 알 수 있었는데, 압력차 발생은 가압기가 비어 있거나 원자로압력용기 상층부에서 기포가 발생하기 때문으로 판단된다.

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Measurement of Inner Defects and out of Plane Deformation of Pressure Vessel in Piping of Circulation System Using Shearography (전단간섭법을 이용한 배관 순환 시스템에서의 압력용기 내부결함 및 면외변형 측정)

  • Kang, Chan-Geun;Kim, Hyun-Ho;Jung, Hyun-Il;Choi, Tae-Ho;Jung, Hyun-Chul;Kim, Kyeong-Suk
    • Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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    • v.34 no.5
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    • pp.349-355
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    • 2014
  • Wall thinning defects can occur in the pressure vessels used in a variety of industries. Such defects are related to the flow velocity. Considering the fact that such vessels constitute up to 70 or 80% of the plant structures in a power plant, it is important to measure internal defects as part of a safety evaluation. In this study, optical measurement were applied in a non-destructive evaluation using shearography to ensure the safety and improve the reliability of a power plant through the non-contact, non-destructive evaluation of pressure vessels. In order to verify whether the pressure vessels contained faults, experimental and analytical investigation were conducted to measure any internal defects and out-of-plane deformation from inner temperature changes and pressure changes in the piping of the circulation system. The most important factors in this research were the thickness, width, and length of a defect. An increase in these could confirm an increase in the deformation. Thus, internal defects in a pressure vessel were measured using shearography, which made it possible to ensure the reliability and integrity of the pipe.

Estimation of Radioactive Inventory for a major component of Reactor in Decommissioning (해체시 원자로 주요 구성품에 대한 방사능 재고량 평가)

  • Hak-Soo Kim;Ki-Doo Kang;Kyoung-Doek Kim;Chan-Woo Jeong
    • Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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    • v.2 no.1
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    • pp.69-75
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    • 2004
  • DORT and ORIGEN2 code were used for calculation of neutron flux and inventory in reactor pressure vessel(RPV) of Kori unit-1, To calculate neutron flux using DORT code, the reactor was divided into 94 mesh from the center of core to RPV and from 0 to 45 degree along the azimuth. The cross-sections of main nuclides were recalculated using neutron flux in the RPV region. The results showed that 95% of the total activity in RPV came from the nuclides of $^{55}$ Fe, $^{60}$ Co, $^{59}$ Ni and $^{63}$ Ni. And the total activity with cooling of more than 50 years after decommissioning was no more than 0.2% of at the time of shutdown. Considering the weight of RPV is 210 tons, the initial total activity of RPV reached 5.25${\times}$10$^{6}$ GBq. To verify results of ORIGEN2 calculation, comparison between calculated and measured value at RPV of Kori unit-1 was peformed. The comparison results showed a good agreement.

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A Study for the Safety on the Flame Exposure of the Propane Cylinder (소형 프로판 용기의 화염 노출에 대한 안전성 연구)

  • Yim, Sang-Sik;Jang, Kap-Man;Lee, Jin-Han;Park, Gi-Dong;Kim, Ki-Bum
    • Journal of the Korean Institute of Gas
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    • v.19 no.5
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    • pp.36-40
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    • 2015
  • To evaluate the safety of propane cylinder, the flame test was performed by the flame exposure scenario of propane cylinder. The cylinder which was exposed in a flame was rapidly occurred to increase the internal pressure by liquid expansion, if so it cause of physical explosion. Therefore, the cylinder which was applied with thermal pressure relief device sholud be not bursted and the propane should be discharged to outside safely. The flame average temperature that was around of cylinder is $600^{\circ}C$, and then it increased $700^{\circ}C$ by discharged propane. The result of flame test, the cylinder was deformed, but it was not bursted. The regulations of flame exposure test for propane cylinder were not restricted, this paper can be applied to restrict the flame test if the cylinder is possible to expose the flame. Also, the results is expected as reference for estimation of the pressure cylinder performance.

원자로 격납건물의 해석 및 설계

  • 정영운
    • Computational Structural Engineering
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    • v.8 no.1
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    • pp.4-12
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    • 1995
  • 원자로 격납건물(Reactor Containment Bldg)은 정상가동시는 물론 냉각재상실사고(LOCA)를 포함하는 설계기준사고(DBA) 및 설계기준지진(DBE) 발생시 구조물 자체의 건전성 확보는 물론 주기기(NSSS Equipment)를 포함하는 안전관련 계통 및 기기를 안전하게 보호/지지하므로써 핵누출을 방지하여 발전소 종사자를 포함하는 국민의 재산과 생명을 보호하는 역할을 하는 원자력발전소에서 가장 중요한 구조물이다. 원자로 격납건물은 압력용기(Pressure Vessel : 설계내압 5 psi 이상인 용기)로 설계되는 격납용기와 1, 2차 차폐구조 등의 내부구조물로 구성되는데 이 중 본 소고에서는 격납용기의 해석 및 설계 그리고 구조건전성 시험 및 사용중검사에 대해서만 간략하게 기술한다.

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Progressive Failure Analysis of Adhesive Joints of Filament-Wound Composite Pressure Vessel (필라멘트 와인딩 복합재 압력용기의 접착 체결부에 대한 점진적 파손 해석)

  • Kim, Junhwan;Shin, Kwangbok;Hwang, Taekyung
    • Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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    • v.38 no.11
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    • pp.1265-1272
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    • 2014
  • This study performed the progressive failure analysis of adhesive joints of a composite pressure vessel with a separated dome by using a cohesive zone model. In order to determine the input parameters of a cohesive element for numerical analysis, the interlaminar fracture toughness values in modes I and II and in the mixed mode for the adhesive joints of the composite pressure vessel were obtained by a material test. All specimens were manufactured by the filament winding method. A mechanical test was performed on adhesively bonded double-lap joints to determine the shear strength of the adhesive joints and verify the reliability of the cohesive zone model for progressive failure analysis. The test results showed that the shear strength of the adhesive joints was 32MPa; the experiment and analysis results had an error of about 4.4%, indicating their relatively good agreement. The progressive failure analysis of a composite pressure vessel with an adhesively bonded dome performed using the cohesive zone model showed that only 5.8% of the total adhesive length was debonded and this debonded length did not affect the structural integrity of the vessel.

Pre-service Acoustic Emission Testing for Metal Pressure Vessel (금속압력용기의 사용 전 음향방출시험)

  • Lee, Jong-O;Yoon, Woon-Ha;Lee, Tae-Hee;Lee, Jong-Kyu
    • Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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    • v.23 no.3
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    • pp.280-284
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    • 2003
  • The field application of acoustic emission(AE) testing for brand-new metal pressure vessel were performed. We will introduce the test procedure for acoustic emission test such as instrument check distance between sensors, sensor location, whole system calibration, pressurization sequence, noise reduction and evaluation. The data of acoustic emission test contain many noise signal, these noise can be reduced by time filtering which based on the description of observation during AE test.

개구 거리변화에 따른 압력용기 헤드의 응력분포 평가

  • 김강수;김태완;장문희
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • pp.915-920
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    • 1998
  • 본 논문에서는 반구형 헤드(hemi-spherical head)를 가진 압력용기에 비방사형(non-radial) 노즐을 가공할 경우, 개구(opening) 간격이 반구형 헤드의 설계에 미치는 영향을 검토하기 위하여 개구 간격의 변화에 따른 응력분포변화를 분석하였다. ASME 코드는 NB-3222.4(d)의 설계 조건을 만족하는 압력 용기의 혜드에 노즐을 가공할 경우, NB-3338.2(d)에서 개구사이의 최소거리를 제시하고 있다. 본 논문에 서는 ASME 코드가 제시하고 있는 개구사이의 최소거리의 타당성과 설계상 이 요건을 만족하지 못하는 경우에 대하여 분석하고 검토하였다. 해석모델은 한국 표준형원자로의 가압기를 기본모델로하여 개구사이의 간격변화에 따른 응력변화를 검토하고, 설계시 고려하여야할 인자를 분석하였다.

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