The In-Pile Section(IPS) is located inside the reactor pool. It is divided into 3-parts; the in-pool pipes, the IVA(IPS Vessel Assembly) and the support structures. The test fuel is loaded inside a double wall, inner pressure vessel and outer pressure vessel, to keep the functionality of the reactor coolant pressure boundary. The IVA is manufactured by local company and the functional test and verification were done through pressure drop, vibration, hydraulic and leakage tests. A IVA has been manufactured by local technique and have finally tested under high temperature and high pressure. The IVA and piping did not experience leakage, as we have checked the piping, flanges, assembly parts. We have obtained good data during the three cycle test which includes a pressure test, pressure and temperature cycling, and constant temperature.

The Fuel Test Loop(FTL) which is capable of an irradiation testing under a similar operating condition to those of PWR(Pressurized Water Reactor) and CANDU(CANadian Deuterium Uranium reactor) nuclear power plants has been developed and installed in HANARO, KAERI(Korea Atomic Energy Research Institute). It is consisted of In-Pile Section(IPS) and Out-of Pile System(OPS). The IPS which is localed inside the pool is divided into 3-parts; they are in-pool pipes, IVA(IPS Vessel Assembly) and the support structures. The test fuel is loaded inside a double wall, inner pressure vessel and outer pressure vessel, to keep the functionality of the reactor collant pressure boundary. The localization of the IVA is achieved by manufacturing through local company and the functional test and verification were done through pressure drop, vibration, hydraulic and leakage tests. The brazing technique of the instrument lines has been checked for its functionality and yield. A IVA has been manufactured by local technique and will be finally tested under out of the high temperature and high pressure test.

원자로 용기의 온도-압력 한계곡선을 위하여 국내공동비교연구를 수행하였다. 국내 원전의 데이터를 이용하여 국내 각 기관에서 온도-압력 한계곡선 작성에 사용하고 있는 방법 및 기법을 비교하기 위하여 round robin 해석을 제안하였고 주어진 문제에 대하여 각 기관이 문제를 해석한 후 결과를 제출하여 이들을 분석함으로써 온도-압력 한계곡선 작성에 대한 표준 해석 자료를 만들어 추후 평가에 이용할 수 있도록 하였다.

샤피 V-노치 충격 하중-변위 곡선으로부터 얻은 균열정지하중을 이용하여 원자로압력용기강의 균열정지파괴인성(KIa)을 예측할 수 있는 방법을 모색하고 그 타당성을 고찰하였다. 샤피충격 하중-변위 곡선으로부터 얻은 균열정지하중값의 변화는 특성온도로 보정된 지수함수의 형태로 잘 표현될 수 있었다. 특성온도 TPa=2kN은 실험적인 무연성천이온도(TNDT) 및 T41 J과 높은 상관성을 나타냈으며, 원자로압력용기강의 균열정지파괴인성을 표현하는 새로운 특성온도로 사용할 수 있을 것으로 판단되었다. 또한 균열정지하중값의 변화는 파면으로부터 측정된 안정균열길이의 변화와 매우 높은 상관성을 나타내었다. 따라서 무딘 노치를 갖는 시편에 대한 계장화샤피충격시험을 통하여 균열정지하중 및 안정균열길이를 측정하믈써 비교적 정확하게 원자로압력용기강에 대한 하한값의 파괴인성치(KIa)를 평가하는 것이 가능한 것으로 판단되었다.

구미와 일본에서는 균열이 실린더벽을 과통하므로서 발생되는 일부누설로 인하여 실린더가 불안전 파괴가 이루어진 후 급속파단으로 전개되는 판당전 누설(Leak Before Break, LBB)를 전제로 한 구조건전성의 확인 시험연구가 널리 수행되고 있다. 본고에서는 Gs-C25 실린더의 구조건전성을 LBB개념의 도입과 파괴역할을 이용하여 평가하였다. 내부압력 80bar일때의 실린더에서 응력확대계수 계산은 구조물의응력확대계수가 극단적으로 큰 디멘젼을 지닌 측균열인 경우에서만 재료의 인성계수 Klc /와 Keff 에 도달된다는 것을 나타내었으며, 반면에 원주균열은 파괴 인성치 Klc- 와 Keff- 값까지는 어떠한 경우에도 도달되지 않았다. 구조물의 국부적인 취성파괴는 균열을 함유한 누설로 유도되는 범위에서, "K1 구조물≥Klc 및 Keff "의 조건을 만족시에만 발생되며, 이는 축균열이 원주균열보다 훨씬 더 위험하다는 것을 증명한다.는 것을 증명한다.

In the nuclear power plant, the steel or polymer liner plates are adopted to prohibit the inner concrete surface from contacting with gas or liquid materials. If there is an accident, the plate may be damaged, and, in this case, concrete shall have the final responsibility to safety requirements. In this paper, an experimental research was carried out to investigate the effects of construction joint and wet and loading conditions on the permeability of concrete. The test results showed that, under a construction joint in the wet condition, leakage of gas pressure has been started from 1 kg/cm2. However, when there are no construction joints, it is initiated from 2 kg/cm2. In addition, under the air dried and unloading condition, regardless of with or without the presence of the construction joint, since the gas passage that exist in concrete is constant, leakage has a constant tendency to increase. Finally, under the loading condition, as described in Reference 1, since leakage is inversely proportional to the thickness of the wall, and, considering the wall thickness of the actual plant, it is found that there will not be no problem in the sealing of the gas.

재료조성이 김치의 저장 중 탄산가스 발생과 용기 압력에 미치는 영향을 조사하기 위하여 재료조성을 달리한 김치를 1 에서 저장하면서 pH, 산도, 탄산가스 발생량 및 용기압력의 변화를 측정하였다. 그 결과 마늘을 뺀 김치는 pH감소와 산도의 증가가 완만하였으나 생강, 고춧가루, 젓갈을 뺀 김치는 크게 촉진되었다. 탄산가스 발생량은 대조구와 생강, 고춧가루 및 젓갈을 뺀 김치에서는 저장 3일째부터 높아지기 시작하여 저장 6일째에 최대 값을 나타내었으