• 비파괴검사학회지
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• 제29권2호
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• pp.153-161
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• 2009

2002년 미국 Davis Besse 원전에서 원자로 압력용기의 상부헤드 관통관 부위의 손상이 발견되고, 2002년 벨기에 Tihange 2호기 및 2003년 일본 쓰루가 원전의 가압기 노즐에서 균열이 발견되어 세계적으로 니켈합금기기의 일차 수응력 부식균열(PWSCC; primary water stress corrosion cracking)이 원자력안전에 상당히 위협적임을 인식하게 되었다. 이에 따라 2005년부터 4년간 계획으로 미국 NRC를 중심으로 니켈합금기기의 검사에 관한 국제공동연구(PINC; program for the inspection of nickel alloy components, 이하 PINC라 함)를 시작하였고 본 논문에는 2005년부터 수행된 PINC 국제공동연구의 수행현황에 대해서 소개한다. PINC 국제공동연구의 목적은 일차 수응력 부식균열의 형상(morphology)을 규명하고, 일차 수응력 부식균열에 대한 비파괴검사기법을 평가하는 것이다. 이 목적을 위하여 한국에서는 한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety, KINS, 이하 KINS라 함)을 주축으로 한국원자력연구원, 성균관대, 원자력발전기술원, 한전KPS, (주)엔스코, (주)UMI, (주)세안, 두산중공업(주)이 참가하였고, PINC 수행 결과는 2009년 상반기에 NUREG 보고서로 발간될 예정이다. 이러한 국제공동연구를 수행함으로써 국내 기계재료분야의 결함 형성 및 분석기술이 선진국 수준임을 과시하고, 국내 비파괴검사 기술을 선진국 수준으로 끌어 올릴 수 있었으며, 이번 기회를 통하여 국내 산학연이 서로 협력하여 니켈합금기기의 건전성평가 기술을 한 단계 상승시킬 수 있었다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제14권1호
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• pp.58-65
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• 2018

The purpose of this study is to develop a Half Nozzle Repair(HNR) process to prevent the leakage from welds on small bore piping in Reactor Coolant System. The Codes & Standards of tempered bead and design requirements of J-Groove welds are reviewed. Automatic machine GTAW welding and machining equipments are developed to perform HNR process. Single pass welding and overlay welding equipments are conducted in order to obtain the optimal temper bead welding process parameters with Alloy 52M filler wire. Coarse grain heat affected zone(CGHAZ) is formed by rapid cooling rate in heat affected zone after welding. Accordingly, a proper temper bead technique is required to reduce CGHAZ in 1-Layer of welds by 2- and 3-Layers. Mock-up tests show that the developed HNR process is possible to meet ASME Code & Standard requirements without any defect.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제11권1호
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• pp.61-68
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• 2015

The function of Feed Water Ring is to provide the flow path from Feedwater Nozzle to inside of SG(steam generator). Significant amounts of general FAC on the outside of the Feed Water Ring are not likely due to the low flow velocities in this area. However, on the interior of the Feed Water Ring, there may be areas of local higher flow velocity which could lead to higher FAC rates. These may include the inlet tee from the Feedwater Nozzle into the Feed Water Ring, the areas where the Feed Water Ring changes diameter, and especially the entrance area to the J-Nozzles. In this paper, the results of root cause analysis of through-wall hole observed at domestic WH 51F SG Feed Water Ring and its effect on the integrity and performance of SG are described. And, the maintenance strategy for WH 51F SG Feed Water Ring and the monitoring strategy for Downcomer Feed Water Ring of CE System 80 SG are presented.

• 대한기계학회논문집A
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• 제35권10호
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• pp.1337-1345
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• 2011

가압경수로형 원자로의 원자로압력용기 상부헤드에는 많은 제어봉구동장치(CRDM) 노즐이 분포한다. 최근 10 여 년 동안 제어봉구동장치 alloy 600 CRDM 노즐에서 균열 발생 사례가 증가하고 있으며, 이는 용접과 연관성이 매우 깊은 것으로 알려져 있다. CRDM 노즐에서 발생하는 축 및 원주방향 균열은 유럽과 미국의 원자력 발전소에서 발견되었으며, 사고의 원인은 용접 잔류응력 및 작용하중에 기인하는 일차수응력부식균열(PWSCC)임이 확인되었다. 이러한 이유로 본 연구에서는 유한요소해석을 통해 한국형 원자로의 CRDM 관통 노즐 용접부를 대상으로 용접 잔류응력을 예측하였으며, 특히, 관통노즐의 위치와 형상, 용접부 필렛 형상 및 인접노즐 용접에 의한 영향을 분석하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제36권10호
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• pp.1115-1130
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• 2012

최근 원자로 압력용기 상부헤드 관통노즐 J-groove 용접부 주변에서 균열로 인한 냉각수 누출사고가 발행하고 있다. 이러한 사고의 원인은 용접에 의한 인장잔류응력, 농축된 붕산수 및 응력부식에 민감한 재료로 인한 일차수응력부식균열(PWSCC : primary water stress corrosion cracking)인 것으로 판명되었다. PWSCC 평가는 원자로 건전성 평가의 주요 관심사로서 용접에 의해 발생되는 잔류응력을 정확하게 예측함으로써 가능하다. 본 연구에서는 유한요소해석을 이용하여 국내 원자로의 일반적인 J-groove 용접부의 해석절차를 소개하고, 용접해석 관련 변수의 민감도 해석을 통해 잔류응력 예측기법을 제시하고자 한다. 이를 위해 2 차원 및 3 차원 요한요소해석 방법을 바탕으로 변수 민감도 해석을 수행하였으며, 기존 연구결과와 비교를 통해 해석절차 및 방법의 유용성을 검정하였다.

• 조명전기설비학회논문지
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• 제13권1호
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• pp.77-85
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• 1999

이 논문은 가공 배전선에서 단선, 극심한 국부부식이나 아연손실과 같은 열화상태를 검사하기 위하여 솔레노이드 와전류 센서를 이용한 비파괴검사 시스템의 실험적인 연구에 대하여 다룬다. ACSR과 ACSR-OC에 대한 부식기구가 검토되고 코일과 시료의 구조적인 파라미터들을 검사하기 위하여, 솔레노이드 센서의 임피던스도 간단히 해석된다. 정전류원, 신호처리 장치 및 모터 구동장치로 구성된 측정시스템이 제작되었다. 이 장비는 연속적으로 센서 출력을 검출하고 검사 도체의 결함을 추정하는 성능이 있다. 그 결과, 관통형 코일의 와전류 센서가 가공 배전선의 열화에 의한 직경 변화를 효과적으로 추정할 수 있음을 밝혔다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제17권1호
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• pp.56-63
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• 2021

The feedwater ring is an assembly in steam generator internal piping, which distributes feedwater into the secondary side of the steam generator. It consists of an assembly of carbon steel piping, pipe fittings and J-nozzles which are inserted into the top of the feedwater ring and welded to the diameter of the ring. The feedwater ring at the attachment region of the J-nozzle may be susceptible to flow accelerated corrosion (FAC) due to flow turbulence which increases local fluid velocities. If a J-nozzle becomes a loose part, it can cause damage to tubing near the tube sheet. In this paper, the structural stress analysis for a wall thinned feedwater ring and integrity evaluations under assumed loading conditions are carried out in compliance with ASME B&PV SecIII, NB-3200.

• 산업융합연구
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• 제21권2호
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• pp.93-101
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• 2023

본 연구에서는 칼과 가위 및 화학약품에 의한 물리·화학적 섬유 손상을 분석하여 손상의 원인 파악을 위한 기술 데이터 자료로써 활용하고자 하였다. 칼 4종류 및 가위 5종류와 4종류의 화학약품(황산, 염산, 수산화나트륨, 수산화칼륨)을 이용하여 면(Cotton), 울(Wool), 폴리에스터(Polyester), 레이온(Rayon), T/C(Polyester 50%, Cotton 50%), T/W(Polyester 50%, Wool 50%)에 물리·화학적 손상을 생성하여 공구와 화학약품에 따른 손상을 분석하였다. 칼과 가위에 의한 관통 손상은 칼의 날 부분이 관통한 경우 공통으로 "V" 유형의 손상이 나타났으며, 칼의 등 부분이 관통한 칼의 경우 "T", "ㅁ", 갈고리, "ㄷ" 유형의 손상이 나타났다. 또한, 가위의 경우 모두 "Y" 유형의 손상이 공통으로 나타났다. 화학약품에 의한 섬유 손상은 유류 흔적, 부식, 분해, 수축, 변색 등 다양한 손상이 나타났으며, 화학약품과 섬유의 종류에 따라 나타나는 손상에 차이를 보였다. 섬유의 물리적 손상은 공구의 형태적 특성에 따라 나타나는 특징에 차이를 보였으며, 화학적 손상은 화학약품과 섬유의 종류에 따른 특징 차이를 보임을 확인하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제36권2호
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• pp.137-148
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• 2012

가압경수로의 많은 관통관 중에서 니켈 기저 합금인 Inconel alloy 600 계열의 이종금속용접부는 일차수응력부식균열에 민감하며, 이를 평가하기 위하여 용접부에 작용하는 잔류응력분포를 정확히 예측하는 것이 중요하다. 본 논문에서는 유한요소해석을 이용하여 노즐 맞대기 이종금속용접부에 작용하는 일반적인 잔류응력분포를 예측하였다. 이를 위해 노즐 맞대기 이종금속용접부의 형상을 단순화하여 특정한 형상 변수에 따른 용접부 잔류응력분포를 확인하였으며, 이를 토대로 기존 문헌에 제시된 오스테나이트계 배관 맞대기 용접부 잔류응력 분포식을 수정하여 가압경수로 노즐 맞대기 이종금속용접부에 작용하는 일반적인 잔류응력분포 예측식을 제시하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제36권9호
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• pp.1047-1052
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• 2012

가압경수로형 원전의 Alloy 600 원자로압력용기헤드 관통노즐 및 Alloy 82/182 이종금속 맞대기 용접부에서 일차수응력부식균열(PWSCC)이 보고된 이후 전 세계적으로 PWSCC에 의한 용접부 파단을 예방하기 위해 강화검사를 적용하고 있다. 본 이종금속용접부에 대한 가동중검사에서 균열이 발견된 경우 건전성평가 결과가 도출되기까지 발전소가 정지 상태에 있게 됨에 따라 원전 이용율 저하가 발생할 수 있는데, 이를 예방하기 위해서는 균열건전성평가 관련 기술의 정립뿐만 아니라 신속하게 평가 결과를 도출할 수 있는 시스템의 구축이 필요하다. 본 연구에서는 이종금속 맞대기 용접부를 대상으로 진행하고 있는 PWSCC 균열건전성평가 기준 정립 및 전산 시스템 개발 결과를 제시하였다. 본 연구를 통해 이종금속 맞대기 용접부 PWSCC 균열건전성평가 기술이 정립되고 전산 시스템으로 구현되어 원자로압력용기 주변 이종금속 맞대기 용접부에서의 PWSCC 균열에 대한 기술적 건전성평가 수단을 확보하였다.