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NTIS 바로가기시스템엔지니어링학술지 = Journal of the Korean Society of Systems Engineering, v.10 no.1, 2014년, pp.49 - 56
신소은 ((주)미래와도전) , 이정훈 ((주)미래와도전) , 박동규 ((주)미래와도전) , 정종엽 (한국원자력연구원)
Since steam generator (SG) tubes are located in the boundary between the primary and secondary systems of nuclear power plant (NPP), the SG is one of the most important components in the aspects of the safety of NPP. The magnetite (
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핵심어 | 질문 | 논문에서 추출한 답변 |
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CATHENA를 통한 증기발생기 안전성 평가시스템을 활용하기 위한 조건은 무엇인가? | ∙ CATHENA 입력에서 노후화에 따라 변화하는 증기발생기 입력변수를 정확하게 예측하여야 함 ∙ CATHENA 코드 내에서 가압중수로 증기발생기의 노후화를 판단하는 지표는 마그네타이트 침적으로 인한 전열관 내경 감소이므로, 설비개선으로 전열관 내부가 세정된 증기발생기는 노후화가 진행되지 않은 증기발생기로 판단함 ∙ 노후 증기발생기가 주 평가 대상으로, 증기발생기 노후화의 원인과 결과로 변화할 수 있는 변수들을 함께 고려하여 평가에 반영해야함 ∙ 평가시스템의 신뢰성을 제고하기 위해서는 장기간의 발전소 운전자료가 필요함 | |
원전의 증기발생기(Steam Generator, SG) 전열관이 안전성 측면에서 살펴보야 할 가장 중요한 기기요소라 말할 수 있는 까닭은? | 원자력발전소(이하 원전)의 증기발생기(Steam Generator, SG) 전열관은 원전의 일차측 및 이차측 경계에 위치하고 있기 때문에 원전의 안전성 측면에서 살펴보아야 할 가장 중요한 기기요소 중 하나라 할 수 있다. 이로 인해, 전열관을 포함한 증기 발생기 노후화에 따른 원전의 안전성 평가는 매우 중요하며, 지난 십 수 연간 많은 연구가 수행되어왔다. | |
가압중수로 증기발생기 전열관에서 노후화의 주요원인은 무엇인가? | 가압중수로 증기발생기 전열관에서 가장 발생가능성이 큰 노후 메커니즘은 전술한 바대로 파울링이며, 이것이 노후화의 주요 원인이 된다. 출구 피더관의 감육에 의해 생성된 마그네타이트가 증기발생기 전열관에 침전되면서 파울링이 발생한다. |
KINS(Korea Institute of Nuclear Safety), Study on assessment of the integrity of steam generator in Wolsong 1, in KINS/RR-766, 2010 (in Korean).
Georg Kraemer, Dr. Christoph Stiepani, Steam generator cleanliness management-Inner diameter SG tube cleaning with the SIVABLAST process, 4th international CANDU in-service-inspection workshop NDT in CANADA 2012 conference, 2012.
D.H. Lister, J. Slade, and N. Arbeau, The accelerated corrosion of CANDU outlet feeders-observations, possible mechanisms and potential remedies, CNS proceedings of the 1997 CNA/CNS annual conference on powering Canada's future, 1997.
KINS, Investigation of aging elements effected on safety margin and DB system for CANDU reactors, KINS/RR-386, 2006 (in Korean).
KAERI (Korea Atomic Energy Research Institute), Development of realistic safety analysis technology for CANDU reactors, 2009 (in Korean).
PSR (Periodic Safety Review) of the Wolsong unit 1, 2003 (in Korean).
CATHENA MOD-3.5d/Rev 2 GENHTP Input Reference, 153-112020-UM-002, 2005.
KINS, Development of periodic safety review guidelines, KINS/RR-139, 2002 (in Korean).
R.L. Tappin, J. Nickerson, P. Spekkens C., Maruska, CANDU steam generator life management, Nuclear Engineering and Design, 197 (2000)213-223, 2000.
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오픈액세스 학술지에 출판된 논문
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