• 대한용접접합학회:학술대회논문집
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• 대한용접접합학회 2010년도 춘계학술발표대회 초록집
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• pp.84-92
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• 2010

현재 가동 중인 몇몇 가압 경수로 원전 안전 1등급 설비의 이종금속 용접부는 일차수응력부식균열(PWSCC : Primary Stress Corrosion Cracking) 발생의 세가지 조건(민감 재질, 부식 환경, 인장응력)을 동시에 충족하고 있다. 즉, 이종금속 용접부는 PWSCC에 민감한 재질인 Alloy 600 계열 합금으로 제작 또는 용접되어 있으며 고온 수화학 부식 환경 하에 놓여있다. 아울러 오스테나이트 스테인리스 강의 예민화 예방을 위한 용접 후열처리 미실시로 높은 인장 용접 잔류응력이 작용하고 있다. 이러한 이종금속 용접부의 특성상 PWSCC가 발생할 잠재성이 있을 뿐만 아니라 국내외적으로 Alloy 600 계열 합금으로 제작 및 용접된 가압 경수로 원전 안전 1등급 설비의 이종금속 용접부에 실제 PWSCC가 발생된 사례들이 다수 보고되고 있다. 운전 환경 및 재질 변화 없이 PWSCC 발생을 예방하기 위해서는 인장 잔류응력을 이완시켜 낮은 인장 또는 압축 응력화하여야 한다. 이러한 인장 잔류응력 이완방법들로는 PWOL(Pre-emptive Weld Overlay), 레이저 피닝(Laser Peening), MSIP(Mechanical Stress Improvement Process), 워터 제트 피닝(Water Jet Peening), IHSI(Induction Heating Stress Improvement) 방법들이 있는데 공정 시간이 짧고 열 에너지 원이 필요 없으며 전체적인 소성 변형을 야기시키지 않는 레이저 피닝을 본 연구의 대상 방법으로 한다. 본 연구에서는 동적 유한요소 해석을 통해 용접 잔류응력을 이완시키는 레이저 피닝의 효과를 검증하고 용접 잔류응력에 미치는 레이저 피닝 변수의 영향을 고찰하고자 한다. 내부 보수용접이 수행된 경수로 원전 가압기 노즐 이종금속 용접부에 레이저 피닝을 적용한 경우에 대해 상용 유한요소 해석 프로그램인 ABAQUS를 이용하여 동적 유한요소해석을 수행한 결과, 고온 수화학 일차수와 접하는 Alloy 600 계열 합금 내면에서의 인장 잔류응력이 상당히 이완됨을 확인하였다. 또한, 최대충격 압력이 증가할수록, 충격압력 지속시간이 증가할수록, 레이저 스팟 직경이 증가할수록 내표면 인장 잔류응력 이완 정도는 감소하나 이완되는 영역의 깊이는 증가함을 알 수 있다. 또한, 레이저 피닝 방향이 잔류응력 이완에 미치는 영향은 미미함을 알 수 있다.

• Composites Research
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• 제33권5호
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• pp.235-240
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• 2020

본 연구에서는 B₄C tile 삽입 B₄C_p/Al7075 하이브리드 복합재의 내충격성을 향상시키기 위하여 B₄C/Al7075 계면의 제어법을 개발하고 제어된 계면의 특성에 관하여 분석하였다. 이를 위해 B₄C 타일 표면에 B₂O₃, Ni, 그리고 Si을 각각 열산화, 무전해도금, 그리고 플라즈마 용사법을 이용하여 코팅하였다. 이후 코팅된 B₄C 타일을 액상 가압법을 이용하여 B₄C/Al7075 복합재 내부에 삽입하여 B₄C tile 삽입 B₄C_p/Al7075 하이브리드 복합재를 제작하였다. 코팅의 효과를 체계적으로 분석하기 위해 계면에너지, 접합 강도, 그리고 내충격성을 측정하였다. 모든 코팅이 계면에너지, 계면강도, 내충격성을 증가시켰으며 특히 B₂O₃ 코팅 시 내충격성이 86.8% 증가하였다. 본 연구는 차세대 경량 장갑, 방탄소재로 주목받고 있는 B₄C/Al 계열 복합재의 성능을 향상시키는 핵심적인 표면처리법을 개발, 분석한 것에 의의가 있다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제21권7호
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• pp.1089-1096
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• 1997

In this paper, Rancho Seco transient which is reported as a typical pressurized thermal shock event is postulated to be occuring in the Kori unit 1 plant, the oldest nuclear power plant in Korea. For the given material properties, transient history such as temperature and pressure, and postulated flaw, the stress distribution is obtained to calculate stress intensities for a wide range of assumed crack sizes. The stress intensities are compared with the fracture toughness, which is determined using the material properties and the distribution of the nil ductility transition temperature, to determine if cracking is expected to occur during the transient. The allowable operating year for the transient is determined and the evaluation results are discussed.

• 대한기계학회논문집A
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• 제24권8호
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• pp.2083-2090
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• 2000

In order to manage nuclear power plants safely and cost effectively, it is necessary to develop integrity evaluation methodologies for the main components. Recently, the integrity evaluation techniques were broadly studied regarding the license renewal of nuclear power plants which were approaching their design lives. Since the integrity evaluation process requires special knowledges and complicated calculation procedures, it has been allowed only to experts in the specified area. In this paper, an integrity evaluation system for reactor pressure vessel was developed. RVIES(Reactor Vessel Integrity Evaluation System) provides four specific integrity evaluation procedures covering PTS(Pressurized Thermal Shock) analysis, P-T(Pressure-Temperature) limit curve generation, USE(Upper Shelf Energy) analysis and Fatigue analysis. Each module was verified by comparing with published results.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2000년도 춘계학술대회논문집A
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• pp.908-913
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• 2000

In the process of integrity evaluation for nuclear power plant components, a series of fracture mechanics evaluation on surface cracks in reactor pressure vessel(RPV) must be conducted. These fracture mechanics evaluations are based on stress intensity factor, K. However, under pressurized thermal shock(PTS) conditions, the combination of thermal and mechanical stress by steep temperature gradient and internal pressure causes considerably high tensile stress at the inside of RPV wall. Besides, the internal pressure during the normal operation produces high tensile stress at the RPV wall. As a result cracks on inner surface of RPVs may experience elastic-plastic behavior which can be explained with J-integral. In such a case, however, J-integral may possibly lose its validity due to constraint effect. In this paper, in order to verify the suitability of J-integral, two dimensional finite element analyses were applied for various surface crack. Total of 18 crack geometries were analyzed, and Q stresses were obtained by comparing resulting HRR stress distribution with corresponding actual stress distributions. In conclusion, HRR stress fields were found to overestimate the actual crack-tin stress field due to constraint effect.

• 대한기계학회논문집A
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• 제26권1호
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• pp.105-112
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• 2002

In recent years, the integrity of reactor Pressure Vessel(RPV) under pressurized thermal shock (PTS) accident has been treated as one of the most critical issues. Under PTS condition, the combination of thermal and mechanical stress by steep temperature gradient and internal pressure causes considerably high tensile stress at the inside of RPV wall. As a result, cracks on inner surface of RPV may experience elastic-plastic behavior which can be characterized by J-integral. In such a case, however, J-integral may possibly lose its vapidity due to the constraint effect. The degree of constraint effect is influenced by the loading mode, crack geometry and material properties. In this paper, in order to investigate the effect of clad thickness and crack geometry on constraint effect, three dimensional finite element analyses were performed for various surface cracks. Total of 27 crack geometries were analyzed and results were presented by a two-parameter characterization based on the J-integral and the f-stress.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제7권3호
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• pp.15-22
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• 2011

The chemistry factor and RTPTS margin for domestic reactor pressure vessel materials were analyzed by using the surveillance data which have been obtained from 8 nuclear power plants in Korea. The surveillance data have been used to assess the integrity of the pressure vessel under the pressurized thermal shock (PTS) event. The chemistry factor, which is determined by the Cu and Ni contents of vessel materials, is considered a proper tool to assess the $RT_{PTS}$. The chemistry factors, which were obtained from the surveillance data of domestic reactor pressure vessels, were investigated and compared with those of Regulatory Guide 1.99 in this study. Regressions for ${\Delta}RT_{NDT}$ were performed to expect the chemistry factor as a function of Cu and Ni, and to estimate $RT_{PTS}$ margin. The margin analysis was performed by comparing the regression graphs and standard deviations with those of Regulatory Guide 1.99. The standard deviations calculated by using the domestic surveillance data for base metal and welds are almost same as the standard deviations which are suggested on Regulatory Guide 1.99, Rev.2.

• 한국재료학회지
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• 제5권5호
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• pp.611-619
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• 1995

PAN계 탄소섬유와 페놀수지를 이용하여 rod를 인발성형 한 후, 다른 섬유분율을 갖는 두종류의 hexagonal type 4D 프리폼을 제작하였다. 석탄계 핏치를 가압함침 탄화공정을 통하여 함침한 후 탄화와 고온열처리를 하였다. 이와 같은 공정을 반복하여 고밀도화된 4D CRFC를 제조하였다. 열충결 시험 후 새로운 크랙이 생성되었을 뿐만 아니라 기존의 크랙이 확장되었으며 이와 같은 크랙들은 공기와의 접촉면을 제공하여 중량감소를 보였다. 공기 산화 저항성을 고온열처리 공정을 거친 것이 약 20% 우수하게 나타났다. 4D CFRC의 밀도와 섬유의 분율이 높을 수록 삭마 저항성이 커지고, 삭마량은 시간에 따라 선형적으로 증가하였으며 type II가 type I보다 삭마저항성이 우수하였다. 삭마 메카니즘을 관찰한 결과 1차적으 기질의탈리가 먼저 일어난 다음 섬유가 삭마되었다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제25권4호
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• pp.756-763
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• 2001

In the process of integrity evaluation for nuclear power plant components, a series of fracture mechanics evaluation on surface cracks in reactor pressure vessel(RPV) must be conducted. These fracture mechanics evaluation are based on stress intensity factor, K. However, under pressurized thermal shock(PTS) conditions, the combination of thermal and mechanical stress by steep temperature gradient and internal pressure causes considerably high tensile stress at the inside of RPV wall. Besides, the internal pressure during the normal operation produces high tensile stress at the RPV wall. As a result, cracks on inner surface of RPVs may experience elastic-plastic behavior which can be explained with J-integral. In such a case, however, J-integral may possibly lose its validity due to constraint effect. In this paper, in order to verify the suitability of J-integral, tow dimensional finite element analyses were applied for various surface cracks. A total of 18 crack geometries were analyzed, and $\Omega$ stresses were obtained by comparing resulting HRR stress distribution with corresponding actual stress distributions. In conclusion, HRR stress fields were found to overestimate the actual crack-tip stress field due to constraint effect.

• 한국진공학회지
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• 제16권2호
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• pp.153-159
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• 2007

KSTAR 장치의 저온 component에 헬륨을 공급하기 위한 헬륨라인은 크게 두 가지로 이루어져 있다. 냉동기에서 KSTAR 저온용기 외부까지의 트랜스퍼 라인과, 저온용기 내부의 헬륨라인이다. KSTAR 장치는 3가지 종류의 헬륨을 사용하여 각 저온 component를 냉각하는데, 초전도 자석 시스템과 버스라인에는 초임계 헬륨, 전류인입장치에는 액체 헬륨, 열차폐체에는 가스 헬륨을 공급한다. 저온용기 내부의 헬륨라인은 냉동기에서 저온용기 근처까지 연결된 배관을 저온용기 내부의 각 장치에 최단거리로 열손실 없이 설치하여 각 장치가 정상 작동하도록 하는데 그 목적이 있다. 저온용기 내부의 헬륨라인은 최대 20bar로 가압되는 운전시간 동안에 헬륨누설 없이 설치되어야 한다. 그리고 상온으로 부터의 복사열을 차단하기 위하여 다층절연제로 배관을 감싸주어야 하고 고전압 부분은 프리프레그 테잎으로 절연되어야 한다. 전기절연체는 세라믹과 스테인레스 스틸 튜브를 브레이징 접합 방법으로 연결하여 만들어진 것으론 배관과 배관, 배관과 저온 component간의 절연을 위해 사용되고, 헬륨라인과 동일하게 4.5K 초임계 헬륨온도에서 누설이 없어야 한다. 따라서 모든 전기절연체는 액체질소에 침전시켜 열충격을 가하고, 내부에 30 bar를 가압하여 진공 누설시험을 한다. 그리고 초전도 자석과 배관의 절연체로 사용되므로 15kV 고전압 절연 검사를 한다. 전기절연체의 세라믹 부분은 구조적 보강을 위하여 추가적으로 표면에 절연 작업을 한다. 현재 대부분의 저온용기 내부의 헬륨 라인은 설치 완료되어 있으며, 최종 검사가 진행 중이다.