Leakage of waterworks pipe line net cause loss of water resources, additional foundation of pressurization facilities from pressure loss and soil weakening near leaked pipe line, etc.. This makes it difficult to maintain and manage waterworks pipe line net and so cause serious economic loss. The rate of accounted water can be improved by monitoring always water pressure and flux, and so on. from isolated region, preparing positively against leakage accident and preventing leakage from occurring. Actually after isolating region, average rate of accounted water in this region went up 88.94% by continuously monitoring control of water pressure and inflow rate. It is about 9.44% higher than that of Busan metropolitan city in 2003, 79.5%.
Proceedings of the Korea Contents Association Conference
/
2005.11a
/
pp.115-118
/
2005
Leakage of waterworks pipe line net cause loss of water resources, additional foundation of pressurization facilities from pressure loss and soil weakening near leaked pipe line, etc. This is difficult to maintain and manage waterworks pipe line net and to cause serious economic loss. Rate of accounted water is better by monitoring always water pressure and flux, etc. from isolated region, positively dealing with leakage accident and preventing leakage from occurring. Actually after isolating region, average rate of accounted water in this region is 88.94% by continuously monitering control of water pressure and inflow rate. It is about 9.44% more than that of Busan metropolitan city in 2003, 79.5%.
If there is a water flow with a range of temperature inside a pipe, the wanner water tends to float on top of the cooler water because it is lighter, resulting in the upper portion of the pipe being hotter than the lower portion. Under these conditions, such thermal stratification can play an important role in the aging of nuclear power plant piping because of the stress caused by the temperature difference and the cyclic temperature changes. This stress can limit the lifetime of the piping, even leading to penetrating cracks. Investigated in this study is the effect of thermal stratification on the structural integrity of the pressurizer surge line, which is reported to be one of the pipes most severely affected. Finite element models of the surge line are developed using several element types available in a general purpose structural analysis program and stress analyses are performed to determine the response characteristics for the various types of top-to-bottom temperature differentials due to thermal stratification. Fatigue analyses are also performed and an allowable environmental correction factor is suggested.
In order to monitor the pipe thinning caused by flow-accelerated corrosion (FAC) that occurs in coolant piping systems, a shear horizontal ultrasonic pitch-catch waveguide technique was developed for accurate pipe wall thickness monitoring. A clamping device for dry coupling contact between the end of the waveguide and pipe surface was designed and fabricated. A computer program for multi-channel on-line monitoring of the pipe thickness at high temperature was also developed. Both a four-channel buffer rod pulse-echo type and a shear horizontal ultrasonic waveguide type for high-temperature thickness monitoring system were successfully installed to the test section of the FAC proof test facility. The overall measurement error can be estimated as ${\pm}10{\mu}m$ during a cycle from room temperature to $200^{\circ}C$.
Jo, Jong Chull;Jeong, Jae Jun;Yun, Byong Jo;Kim, Jongkap
Nuclear Engineering and Technology
/
v.53
no.1
/
pp.322-336
/
2021
This paper presents a numerical prediction of the transient hydraulic loads acting on the tubes and external supports of a pressurized water reactor (PWR) steam generator (SG) during blowdown following a sudden feedwater line break (FWLB). A simplified SG model was used to easily demonstrate the prediction. The blowdown discharge flow was treated as a flashing flow to realistically simulate the transient flow fields inside the SG and the connected broken feedwater pipe. The effects of the SG initial pressure or the broken feedwater pipe length on the intensities or magnitudes of transient hydraulic loads were investigated. Then predictions of the decompression pressure wave-induced impulsive pressure differential loads on SG tubes and the transient blowdown loads on SG external supports were demonstrated and the general aspects of transient responses of such transient hydraulic loads to the FWLB were discussed.
The aim of this study is to examine the relative economic benefits between the septic tank and exclusive sewage pipe line in designing the large building at combined sewer districts. With the case study of Lotte World Tower Building, we analyze a cost-benefit between two alternatives. The research results showed 2 years of payback period, about ₩6.17 billion of NPV, and 1.93 of B/C ratio for installing the exclusive sewage pipe line in comparison with septic tank. This results provide useful guidelines for policy establishment of the septic tank closure and for plausibility of installing exclusive sewage pipe line when constructing a large building. In the future, it will be necessary to consider additional cost-benefit analysis including burden charge borne by causers, the burden of management responsibility with a exclusive sewage pipe line, and the economic benefits of reducing odor.
PARK, JAI HAK;CHO, YOUNG KI;KIM, SUN HYE;LEE, JIN HO
Nuclear Engineering and Technology
/
v.47
no.3
/
pp.332-339
/
2015
The leak before break (LBB) concept is widely used in designing pipe lines in nuclear power plants. According to the concept, the amount of leaking liquid from a pipe should be more than the minimum detectable leak rate of a leak detection system before catastrophic failure occurs. Therefore, accurate estimation of the leak rate is important to evaluate the validity of the LBB concept in pipe line design. In this paper, a program was developed to estimate the leak rate through circumferential cracks in pipes in nuclear power plants using the Henry-Fauske flow model and modified Henry-Fauske flow model. By using the developed program, the leak rate was calculated for a circumferential crack in a sample pipe, and the effect of the flow model on the leak rate was examined. Treating the crack morphology parameters as random variables, the statistical behavior of the leak rate was also examined. As a result, it was found that the crack morphology parameters have a strong effect on the leak rate and the statistical behavior of the leak rate can be simulated using normally distributed crack morphology parameters.
The MELCOR code useful for a plant-specific hydrogen risk analysis has inevitable limitations in prediction of a turbulent flow of a hydrogen mixture. To investigate the accuracy of the hydrogen risk analysis by the MELCOR code, results for the turbulent gas behavior at pipe rupture accident were compared with CFX results which were verified by the American National Standard Institute (ANSI) model. The postulated accident scenario was selected to be surge line failure induced by station blackout of an Optimized Power Reactor 1000 MWe (OPR1000). When the surge line failure occurred, the flow out of the surgeline was strongly turbulent, from which the MELCOR code predicted that a substantial amount of hydrogen could be released. Nevertheless, the results indicated nonflammable mixtures owing to the high steam concentration released before the failure. On the other hand, the CFX code solving the three-dimensional fluid dynamics by incorporating the turbulence closure model predicted that the flammable area continuously existed at the jet interface even in the rising hydrogen mixtures. In conclusion, this study confirmed that the MELCOR code, which has limitations in turbulence analysis, could underestimate the existence of local combustible gas at pipe rupture accident. This clear comparison between two codes can contribute to establishing a guideline for computational hydrogen risk analysis.
The accelerated corrosion by Flow Accelerated Corrosion (FAC) has caused unexpected rupture of piping, hindering the safety of nuclear power plants (NPPs) and sometimes causing personal injury. For the safety, it may be necessary to select some pipes in terms of condition monitoring and to measure the change in thickness of pipes in real time. Direct current potential drop (DCPD) method has advantages in on-line monitoring of pipe wall thinning. However, it has a disadvantage in that it is difficult to quantify thinning due to various thinning shapes and thus there is a limitation in application. The machine learning approach has advantages in that it can be easily applied because the machine can learn the signals of various thinning shapes and can identify the thinning using these. In this paper, finite element analysis (FEA) was performed by applying direct current to a carbon steel pipe and measuring the potential drop. The fundamental machine learning was carried out and the piping thinning model was developed. In this process, the features of DCPD to thinning were proposed.
Luiz, Leandro C.;Ferreira, Francisco J.O.;Crispim, Verginia R.
Nuclear Engineering and Technology
/
v.49
no.4
/
pp.781-786
/
2017
The presence of crust on the inner walls of metallic ducts impairs transportation because crust completely or partially hinders the passage of fluid to the processing unit and causes damage to equipment connected to the production line. Its localization is crucial. With the development of the electronic imaging system installed at the Argonauta/Nuclear Engineering Institute (IEN)/National Nuclear Energy Commission (CNEN) reactor, it became possible to visualize crust in the interior of metallic piping of small diameter using real-time neutron radiography images obtained with a low neutron flux. The obtained images showed the resistance offered by crust on the passage of water inside the pipe. No discrepancy of the flow profile at the bottom of the pipe, before the crust region, was registered. However, after the passage of liquid through the pipe, images of the disturbances of the flow were clear and discrepancies in the flow profile were steep. This shows that this technique added the assembled apparatus was efficient for the visualization of the crust and of the two-phase flows.
본 웹사이트에 게시된 이메일 주소가 전자우편 수집 프로그램이나
그 밖의 기술적 장치를 이용하여 무단으로 수집되는 것을 거부하며,
이를 위반시 정보통신망법에 의해 형사 처벌됨을 유념하시기 바랍니다.
[게시일 2004년 10월 1일]
이용약관
제 1 장 총칙
제 1 조 (목적)
이 이용약관은 KoreaScience 홈페이지(이하 “당 사이트”)에서 제공하는 인터넷 서비스(이하 '서비스')의 가입조건 및 이용에 관한 제반 사항과 기타 필요한 사항을 구체적으로 규정함을 목적으로 합니다.
제 2 조 (용어의 정의)
① "이용자"라 함은 당 사이트에 접속하여 이 약관에 따라 당 사이트가 제공하는 서비스를 받는 회원 및 비회원을
말합니다.
② "회원"이라 함은 서비스를 이용하기 위하여 당 사이트에 개인정보를 제공하여 아이디(ID)와 비밀번호를 부여
받은 자를 말합니다.
③ "회원 아이디(ID)"라 함은 회원의 식별 및 서비스 이용을 위하여 자신이 선정한 문자 및 숫자의 조합을
말합니다.
④ "비밀번호(패스워드)"라 함은 회원이 자신의 비밀보호를 위하여 선정한 문자 및 숫자의 조합을 말합니다.
제 3 조 (이용약관의 효력 및 변경)
① 이 약관은 당 사이트에 게시하거나 기타의 방법으로 회원에게 공지함으로써 효력이 발생합니다.
② 당 사이트는 이 약관을 개정할 경우에 적용일자 및 개정사유를 명시하여 현행 약관과 함께 당 사이트의
초기화면에 그 적용일자 7일 이전부터 적용일자 전일까지 공지합니다. 다만, 회원에게 불리하게 약관내용을
변경하는 경우에는 최소한 30일 이상의 사전 유예기간을 두고 공지합니다. 이 경우 당 사이트는 개정 전
내용과 개정 후 내용을 명확하게 비교하여 이용자가 알기 쉽도록 표시합니다.
제 4 조(약관 외 준칙)
① 이 약관은 당 사이트가 제공하는 서비스에 관한 이용안내와 함께 적용됩니다.
② 이 약관에 명시되지 아니한 사항은 관계법령의 규정이 적용됩니다.
제 2 장 이용계약의 체결
제 5 조 (이용계약의 성립 등)
① 이용계약은 이용고객이 당 사이트가 정한 약관에 「동의합니다」를 선택하고, 당 사이트가 정한
온라인신청양식을 작성하여 서비스 이용을 신청한 후, 당 사이트가 이를 승낙함으로써 성립합니다.
② 제1항의 승낙은 당 사이트가 제공하는 과학기술정보검색, 맞춤정보, 서지정보 등 다른 서비스의 이용승낙을
포함합니다.
제 6 조 (회원가입)
서비스를 이용하고자 하는 고객은 당 사이트에서 정한 회원가입양식에 개인정보를 기재하여 가입을 하여야 합니다.
제 7 조 (개인정보의 보호 및 사용)
당 사이트는 관계법령이 정하는 바에 따라 회원 등록정보를 포함한 회원의 개인정보를 보호하기 위해 노력합니다. 회원 개인정보의 보호 및 사용에 대해서는 관련법령 및 당 사이트의 개인정보 보호정책이 적용됩니다.
제 8 조 (이용 신청의 승낙과 제한)
① 당 사이트는 제6조의 규정에 의한 이용신청고객에 대하여 서비스 이용을 승낙합니다.
② 당 사이트는 아래사항에 해당하는 경우에 대해서 승낙하지 아니 합니다.
- 이용계약 신청서의 내용을 허위로 기재한 경우
- 기타 규정한 제반사항을 위반하며 신청하는 경우
제 9 조 (회원 ID 부여 및 변경 등)
① 당 사이트는 이용고객에 대하여 약관에 정하는 바에 따라 자신이 선정한 회원 ID를 부여합니다.
② 회원 ID는 원칙적으로 변경이 불가하며 부득이한 사유로 인하여 변경 하고자 하는 경우에는 해당 ID를
해지하고 재가입해야 합니다.
③ 기타 회원 개인정보 관리 및 변경 등에 관한 사항은 서비스별 안내에 정하는 바에 의합니다.
제 3 장 계약 당사자의 의무
제 10 조 (KISTI의 의무)
① 당 사이트는 이용고객이 희망한 서비스 제공 개시일에 특별한 사정이 없는 한 서비스를 이용할 수 있도록
하여야 합니다.
② 당 사이트는 개인정보 보호를 위해 보안시스템을 구축하며 개인정보 보호정책을 공시하고 준수합니다.
③ 당 사이트는 회원으로부터 제기되는 의견이나 불만이 정당하다고 객관적으로 인정될 경우에는 적절한 절차를
거쳐 즉시 처리하여야 합니다. 다만, 즉시 처리가 곤란한 경우는 회원에게 그 사유와 처리일정을 통보하여야
합니다.
제 11 조 (회원의 의무)
① 이용자는 회원가입 신청 또는 회원정보 변경 시 실명으로 모든 사항을 사실에 근거하여 작성하여야 하며,
허위 또는 타인의 정보를 등록할 경우 일체의 권리를 주장할 수 없습니다.
② 당 사이트가 관계법령 및 개인정보 보호정책에 의거하여 그 책임을 지는 경우를 제외하고 회원에게 부여된
ID의 비밀번호 관리소홀, 부정사용에 의하여 발생하는 모든 결과에 대한 책임은 회원에게 있습니다.
③ 회원은 당 사이트 및 제 3자의 지적 재산권을 침해해서는 안 됩니다.
제 4 장 서비스의 이용
제 12 조 (서비스 이용 시간)
① 서비스 이용은 당 사이트의 업무상 또는 기술상 특별한 지장이 없는 한 연중무휴, 1일 24시간 운영을
원칙으로 합니다. 단, 당 사이트는 시스템 정기점검, 증설 및 교체를 위해 당 사이트가 정한 날이나 시간에
서비스를 일시 중단할 수 있으며, 예정되어 있는 작업으로 인한 서비스 일시중단은 당 사이트 홈페이지를
통해 사전에 공지합니다.
② 당 사이트는 서비스를 특정범위로 분할하여 각 범위별로 이용가능시간을 별도로 지정할 수 있습니다. 다만
이 경우 그 내용을 공지합니다.
제 13 조 (홈페이지 저작권)
① NDSL에서 제공하는 모든 저작물의 저작권은 원저작자에게 있으며, KISTI는 복제/배포/전송권을 확보하고
있습니다.
② NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 상업적 및 기타 영리목적으로 복제/배포/전송할 경우 사전에 KISTI의 허락을
받아야 합니다.
③ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 보도, 비평, 교육, 연구 등을 위하여 정당한 범위 안에서 공정한 관행에
합치되게 인용할 수 있습니다.
④ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 무단 복제, 전송, 배포 기타 저작권법에 위반되는 방법으로 이용할 경우
저작권법 제136조에 따라 5년 이하의 징역 또는 5천만 원 이하의 벌금에 처해질 수 있습니다.
제 14 조 (유료서비스)
① 당 사이트 및 협력기관이 정한 유료서비스(원문복사 등)는 별도로 정해진 바에 따르며, 변경사항은 시행 전에
당 사이트 홈페이지를 통하여 회원에게 공지합니다.
② 유료서비스를 이용하려는 회원은 정해진 요금체계에 따라 요금을 납부해야 합니다.
제 5 장 계약 해지 및 이용 제한
제 15 조 (계약 해지)
회원이 이용계약을 해지하고자 하는 때에는 [가입해지] 메뉴를 이용해 직접 해지해야 합니다.
제 16 조 (서비스 이용제한)
① 당 사이트는 회원이 서비스 이용내용에 있어서 본 약관 제 11조 내용을 위반하거나, 다음 각 호에 해당하는
경우 서비스 이용을 제한할 수 있습니다.
- 2년 이상 서비스를 이용한 적이 없는 경우
- 기타 정상적인 서비스 운영에 방해가 될 경우
② 상기 이용제한 규정에 따라 서비스를 이용하는 회원에게 서비스 이용에 대하여 별도 공지 없이 서비스 이용의
일시정지, 이용계약 해지 할 수 있습니다.
제 17 조 (전자우편주소 수집 금지)
회원은 전자우편주소 추출기 등을 이용하여 전자우편주소를 수집 또는 제3자에게 제공할 수 없습니다.
제 6 장 손해배상 및 기타사항
제 18 조 (손해배상)
당 사이트는 무료로 제공되는 서비스와 관련하여 회원에게 어떠한 손해가 발생하더라도 당 사이트가 고의 또는 과실로 인한 손해발생을 제외하고는 이에 대하여 책임을 부담하지 아니합니다.
제 19 조 (관할 법원)
서비스 이용으로 발생한 분쟁에 대해 소송이 제기되는 경우 민사 소송법상의 관할 법원에 제기합니다.
[부 칙]
1. (시행일) 이 약관은 2016년 9월 5일부터 적용되며, 종전 약관은 본 약관으로 대체되며, 개정된 약관의 적용일 이전 가입자도 개정된 약관의 적용을 받습니다.