• 대한기계학회논문집A
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• 제39권3호
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• pp.269-273
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• 2015

일차수응력부식균열 개시 모델과 거시적 현상학적인 손상역학 접근론에 기반한 유한요소 손상해석을 수행하여 Alloy 600TT 로 제작된 원전 증기발생기 전열관에 발생하는 일렬 원주방향 표면 일차수응력부식균열의 성장에 미치는 균열 간격의 영향을 고찰하였다. 기존 연구 결과와의 비교를 통해 손상해석 방법의 타당성을 검증하였다. 검증된 방법을 일렬 원주방향 표면 일차수응력부식균열에 적용하였다. 적용한 결과, 단일 균열에 비하여 일렬 균열의 경우 보다 빠른 합체시간과 관통시간을 보이며 균열 간격이 증가할수록 합체시간과 관통시간은 증가함을 확인하였다. 또한 일정 간격이상으로 두 균열이 떨어지면 합체 이전에 관통될 수 있음을 확인하였다.

• 한국자동차공학회논문집
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• 제10권4호
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• pp.141-148
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• 2002

Repair were made for front pillar, center pillar and side-step panel for lightweight vehicles with head-on and 40% off-set collision of 15 km/h in a RCAR standard. The salt dilution was sprayed and the compression tests were performed for vehicles with and without anti-corrosional treatment after repair. After 764 hours of salt-dilt sprayed test without using anti-corrosion, the mean penetration depth fur corrosion was shown to be 58% of the thickness. The resulyed decrease in bending stiffness by 10∼20% can cause reduction of the residual life and crash-absorption capability for damaged vehicles. The corrosoin safety tests showed that the anti-corrosional treatment should be made to improve the safety characteristics for a or damaged car.

• 대한기계학회논문집A
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• 제37권3호
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• pp.387-395
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• 2013

최근 국외의 원자로 상부헤드 CRDM 관통노즐에 일차수 응력부식균열로 인한 냉각수 누출사고가 발생하였다. 일차수응력부식균열은 부식에 민감한 재료, 인장 잔류 응력 및 부식 환경 등의 3 가지 요인의 상호작용에 의해 발생하는 것으로 알려져 있기 때문에 응력 부식 균열 발생 및 균열 진전을 억제하기 위해서는 용접에 의한 잔류응력에 대한 정확한 예측이 선행되어야 한다. 본 논문에서는 국내 Westinghouse 형 원자로 상부 헤드 관통노즐(CRDM)을 대상으로 노즐의 두께 및 형상 비($r_o/t$)에 따른 노즐 잔류응력 분포 특성에 대해 연구를 수행하였다. 국내에 현존하는 원자로 상부헤드 관통노즐의 실제크기($r_o$=51.6, t=16.9 mm)를 기준으로 노즐의 두께 및 형상 비($r_o/t$=2, 3, 4)의 변수를 정립하였으며 정중앙 및 최외곽에 위치한 노즐을 대상으로 연구를 수행하였다.

• 한국강구조학회 논문집
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• 제20권2호
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• pp.313-321
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• 2008

최근 일본에서 하로식 트러스교의 콘크리트 상판을 관통하는 사재가 콘크리트 상판의 상부 또는 하부에서 심한 부식손상 에 의해 파단 된 사례가 보고되었다. 이는 도장막의 노화에 따른 콘크리트와의 경계부에 있어 사재의 국부부식에 기인한 것으로 추정되고 있다. 그러므로 이와 같이 콘크리트와 강재의 경계부에 있어서의 국부 부식손상 대책수립 및 이를 기점으로 발생될 수 있는 피로손상에 대한 검토가 필요하다. 본 실험에서는 인장시험편에 부분적으로 콘크리트 블록을 설치한 콘크리트-강재의 모델시험체에 대한 부식환경촉진실험을 실시하여, 경계부의 부식감소량을 측정하였으며, 부식실험 후의 모델시험체를 이용한 피로실험을 실시하였다. 부식촉진실험의 조건으로는 실제대기환경에의 적용성이 검토된 S6사이클(JIS K5621)을 사용하였으며, 부식촉진실험기간은 150일, 300일, 450일, 600일로 각 5개의 모델시험체를 사용하였다. 부식촉진실험결과를 근거로 실험기간에 따른 최대 및 평균 부식깊이를 정량화하였으며, 부식실험 후의 부식 손상된 모델시험체의 피로실험결과를 근거로 실험기간의 증가에 따른 피로강도 감소량을 명확히 하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제38권6호
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• pp.637-647
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• 2014

국내 가압경수로형 원자로의 압력용기 상부헤드에는 많은 제어봉구동장치(CRDM) 노즐이 분포한다. 이들 노즐은 억지끼워맞춤(Shrink fitting) 방식으로 결합되어 용접 처리 된다. 용접에 의해 발생되는 인장잔류응력은 일차수응력부식균열을 발생시키는 주요 요인이다. 이러한 이유로 최근 15 여 년 동안 관통노즐 용접부 부위에서 균열 발생 사례가 증가하고 있으며, 이를 극복하기 위해 다양한 방안이 모색되고 있다. 또한 용접과정에서 발생되는 불필요한 결함은 일차수응력부식균열(PWSCC)을 가속화 시키는 원인이 되기도 한다. 원자로 제작과정에서 용접에 의한 결함은 보수용접에 의해 즉시 수리가 이루어 진다. 기존의 연구에서는 정상적인 용접과정에서 발생되는 잔류응력을 예측하였으나, 본 연구에서는 용접과정에서 발생되는 결함을 보수하기 위해 실시되는 보수용접이 용접잔류응력에 미치는 영향을 분석하였다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2004년도 춘계학술대회
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• pp.90-95
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• 2004

In this study, we proposed new method to mitigate tensile welding residual stress for preventing PWSCC in CRDM nozzle. Residual stress analysis using finite element method is performed to confirm benefit of the new method. In case of applying existing method, tensile axial residual stress decrease by about 28% and tensile hoop residual stress decrease by about 33%. In case of applying the new method, tensile axial residual stress decrease by about 32% and tensile hoop residual stress decrease by about 43%. Therefore, we conclude the new proposed method is more effective to prevent PWSCC than existing method.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제21권4호
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• pp.302-307
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• 1989

방사성폐기물 저장용기에 생긴 결함으로부터의 핵종유출을 분석하였다. 결함은 부식이나 균열으로부터 기인하며 저장용기의 재질이나 부식 부산물층을 관통하게 된다. 본 연구는 결함을 통한 핵종의 이동을 다루었으며 결함이 생기게 되는 방법에 관해서는 고려하지 않았다. 다수의 작은 결함으로부터의 핵종유출이 중요하며 저장용기가 없다고 가정한 폐기물고화체로부터의 핵종유출과 거의 비슷함을 보여준다. 비록 부분적으로 파손된 저장용기일지라도 핵종유출에 대하여서 장기간에 걸쳐 중요한 방벽의 역할을 하지만, 작은 결함의 수가 많아지면 방벽으로서의 효과가 줄어들게 된다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.78-83
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• 1998

Alloy 600과 Alloy 690의 응력부식파괴(Stress corrosion cracking, SCC)에 미치는 TiO$_2$의 영향을 315$^{\circ}C$의 10%NaOH 수용액에서 RUB(reverse U-bend) 시편, C-Ring 시편과 CT(compact tension)시편을 사용하여 평가하였다. 시편은 alloy 600 MA(mill anneal), alloy 600 TT(thermal treatment) 그리고 alloy 690 TT로 제작하였다. SCC 시험은 탈산된 10%NaOH 수용액에 2 g/1 TiO$_2$를 첨가한 용액과 첨가하지 않은 용액에서 수행하였으며, 이 조건에서 분극곡선도 얻었다. SCC 시험시 시편을 부식전위로부터 +150 ㎷ 양극분극을 가하였다. 기준전극으로 external Ag/AgCl electrode를 사용하였다. Alloy 600 MA로 제작한 RUB 시편은 TiO$_2$가 없는 용액에서 5일 안에 벽 관통 균열을 보였으나 TiO$_2$가 첨가된 용액에서는 균열을 관찰할 수 없었다. TiO$_2$가 첨가됨에 따라 alloy 600과 alloy 690의 임계전류밀도는 크게 감소하였고 또한 부동태 전류밀도도 감소하였다. 부동테 영역에서 TiO$_2$가 있는 용액의 경우 여러 peak가 있는 반면에 TiO$_2$가 없는 용액은 peak가 뚜렷하지 않았다. 이런 결과는 TiO$_2$가 첨가점에 따라 active region에서도 안정한 부동태 피막이 존재한다는 것을 시사한다. 또한 TiO$_2$가 없는 경우 SCC가 잘 일어나는 영역에 존재하는 부동태 피막이 TiO$_2$ 첨가에 따라 repassivation kinetics 등의 성질이 변화한 것으로 판단된다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제37권9호
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• pp.1159-1168
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• 2013

가압형 경수로 원자로의 압력용기 상부헤드 관통노즐 J-groove 용접부 주변에서 일차수응력부식균열(PWSCC)로 인한 냉각수 누설사례가 발생하고 있다. 본 연구에서는 PWSCC 의 주요 원인 중 하나인 용접 잔류응력을 유한요소 해석을 이용해 평가하고 원자력 발전소의 정상가동 조건을 해석에 반영하는 방법이 용접잔류응력 분포에 미치는 영향에 대한 분석을 수행하였다. 또한 반복되는 원자력 발전소의 가동 주기가 용접잔류응력 분포에 미치는 영향을 확인하여 정상가동조건에서의 정확한 용접 잔류응력을 예측할 수 있는 방법을 분석하였다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제6권2호
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• pp.34-41
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• 2010

This work is concerned with the analysis of stress corrosion cracking(SCC) behavior of Alloy 600 nozzle penetration mock-up according to a residual stress induced by a dissimilar metal welding(DMW) in a nuclear reactor pressure vessel. The effects of the dimension and materials of the nozzle penetration on the deformation and the residual stress induced by DMW were investigated using a finite element analysis(FEA). The inner diameter(ID) change of the nozzle by DMW and its dependance on the design variables, calculated by FEA, were well consistent with those measured from the mock-up. Accelerated SCC tests were performed for three mock-ups with different wall thicknesses in a highly acidic solution to investigate mainly the effect of the residual stress on the SCC behavior of Alloy 600 nozzle. From a destructive examination of the mock-up after the tests, the SCC behavior of the nozzle was fairly related with the residual stress induced by DMW : axial cracks were found in the ID surface of the nozzle within the J-weld region where the highest tensile hoop stress was predicted by FEA, while circumferential cracks were observed beyond both J-weld root and toe where the highest tensile axial stress was expected.