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선행호기 운영 및 시공경험을 반영한 신형경수로 1400
정대율(Chung Dae-Yul),오승종(Oh Seung-Jong),정대욱(Jeong Dae-Wook) 대한기계학회 2002 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2002 No.7
정부와 한전은 ‘92년부터 정부 G-7과제의 일환으로 안전성과 경제성이 향상된 대용량급(l400MWe) 신형원자로의 표준설계 개발을 추진하여 왔다. 기술개발 Ⅰ,Ⅱ단계에서 노형확정, 개념 및 기본설계의 개발을 완료하였고, Ⅲ단계에서 설계최적화를 수행하였으며, ‘02. 5월에 정부로부터 사업의 목표인 표준설계 인가를 획득하였다. 선형경수로 1400의 기술개발과정중 개념설계, 기본설계와 설계최적화의 단계별로 국내외 운전중이거나 건설중인 원전의 시공, 시운전 및 상업운전 과정중 발생되는 경험사항을 발굴하여 설계에 반영하도록 노력하였으며, 특히 현장방문과 기술교류회 등을 통해 건설성과 운전성 향상측면에서 기술적 타당성을 확인하도록 하였다. 본 논문에서는 신형경수로 1400에서 반영된 선행호기 경험사항의 반영절차, 반영현황과 주요내용, 반영결과, 그리고 사업단계(상세설계단계)의 향후계획 등에 대해서 소개하고자 한다.
신형경수로의 증기발생기 전열관 재질 Inconel-690 적용
임혁순(Hyuk-Soon LIM),정대율(Dae-Yul CHUNG),변성철(Sung-chul BYUN),이광한(Kwang-Han LEE) 대한기계학회 2003 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2003 No.4
Most of the operating pressurized water reactors (PWRs) has chosen Inconel 600 as steam generator tubing. The long-term operation of steam generators showed that the use of this material induced localized corrosion damages. The current trend is using Inconel 690 as a tube material for the replacement steam generators. Based on the current trend, we have chosen Inconel 690 for the Advanced Power Reactor 1400 (APR1400) steam generator tube material. In this paper, we examined the technical consideration in this modification:the effect of chemical composition, thermal conductivity, corrosion resistance and wear characteristics
최영상(Choi Young-Sang),오승종(Oh Seung-Jong),정대율(Chung Dae-Yul),정대욱(Jeong Dae-Wook) 대한기계학회 2001 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2001 No.11
정부와 한전은 그간 자립된 국내원전기술을 한단계 고도화 하고, 21세기 전력수요에 효율적으로 대처하기 위해 안전성과 경제성이 향상된 대용량급(1400㎿e) 신형원자로를 ‘92년부터 정부 G-7 과제의 일환으로 2001 년말까지 표준설계인가를 목표로 추진하고 있다. 기술개발 1,2단계에서 노형확정, 개념 및 기본설계의 개발, SSAR 작성 등을 완료하고 현재 3단계에서 설계최적화를 수행한 후 표준설계 인증을 획득하기 위해 많은 노력을 경주하고 있다. 본 논문에서는 신형경수로 1400의 기술개발현황, 주요 설계 특성, 안전성과 경제성 분석결과 및 향후 사업추진 전망 등에 대해 소개하고자 한다.
임혁순(Hyuk-Soon LIM),박영섭(Young-Sheop PARK),이광한(Kwang-Han LEE),이석호(Seok-Ho LEE),정대율(Dae-Yul CHUNG) 대한기계학회 2004 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2004 No.4
Inconel-600 alloy has been used as steam generator tube material for current pressurized water reactors (PWRs). The long-term operation of steam generators showed that the use of this material induced localized corrosion damages and increased tube wear of steam generator. To protect these problems, steam generator tube material is being changed to Inconel-690 alloy. Based on the current trend, we have chosen Inconel 690 as the Advanced Power Reactor 1400 (APR1400) steam generator(SG) tube material and performed the design optimization of preventive measure against tube fretting wear for the APR1400 steam generator. In this paper, we examined the technical consideration in this modification : the selection of material, wear characteristics, effect of the Egg-crate Flow Distribution Plate installation, and effect analysis of vertical strip installation.
복합하중이 작용하는 원주방향 관통균열이 존재하는 배관의 새로운 J-적분 및 COD 계산식
허남수(Nam-Su Huh),김윤재(Yun-Jae Kim),김영진(Young-Jin Kim),박치용(Chi-Yong Park),정대율(Dae-Yul Chung) 대한기계학회 2001 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2001 No.3
In order to apply the Leak-Before-Break (LBB) concept to nuclear piping, accurate estimation of J-integral and crack opening displacement (COD) is essential for complex loading, such as combined tension and bending. This paper proposes a new engineering method to estimate J-integral and the COD for circumferential through-wall cracked pipes subject to combined tension and bending loading. The proposed method to estimate the COD is validated against three published pipe test data, generated from a monotonically increasing bending load with a constant internal pressure, which shows excellent agreements.