• 비파괴검사학회지
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• 제17권1호
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• pp.31-40
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• 1997

원자로 압력용기 재료의 중성자 조사 취화 문제는 원자력발전소의 안전성 및 수명 관리에 가장 중대 한 영향을 미친다. 재료의 조사 취화를 평가하기 위하여 수행하고 있는 충격 및 인장시험 같은 파괴적 시험 결과는 석출물 크기나 분포, 전위 밀도 등, 재료 자체의 조직학적 특성에 좌우되므로 한정된 시편을 이용한 평가에는 많은 불확실성이 존재하게 된다. 따라서 이와 같은 문제점을 해결하기 위하여 비파괴기술을 이용한 조사 취화 평가에 대한 많은 연구가 진행되고 있다. 현재 원자로 압력용기 재료의 조사 취화에 따른 미세 조직 변화를 분석하기 위하여 응용되고 있는 비파괴기술로는 전기, 자기, 전자기, 초음파 및 경도측정법 등이 있으나 비파괴피험 결과와 미세조직의 변화, 기계적 성질 및 취화 정도 등과의 상관 관계를 정립해야만 기존 파괴적 시험의 대체가 가능하게 된다. 따라서 현재까지 수행되고 있는 여러 비파괴기술을 이용한 조사 취화 평가 연구결과를 비교 분석하여 보다 실현 가능성 있는 비파괴기술을 검토하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.915-920
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• 1998

본 논문에서는 반구형 헤드(hemi-spherical head)를 가진 압력용기에 비방사형(non-radial) 노즐을 가공할 경우, 개구(opening) 간격이 반구형 헤드의 설계에 미치는 영향을 검토하기 위하여 개구 간격의 변화에 따른 응력분포변화를 분석하였다. ASME 코드는 NB-3222.4(d)의 설계 조건을 만족하는 압력 용기의 혜드에 노즐을 가공할 경우, NB-3338.2(d)에서 개구사이의 최소거리를 제시하고 있다. 본 논문에 서는 ASME 코드가 제시하고 있는 개구사이의 최소거리의 타당성과 설계상 이 요건을 만족하지 못하는 경우에 대하여 분석하고 검토하였다. 해석모델은 한국 표준형원자로의 가압기를 기본모델로하여 개구사이의 간격변화에 따른 응력변화를 검토하고, 설계시 고려하여야할 인자를 분석하였다.

• 전산구조공학
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• 제11권1호
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• pp.153-160
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• 1998

본 연구에서는 가압열충격 사고로 소형 냉각재 상실사고를 가정하여 냉각재의 온도와 압력의 이력으로 부터 용기 벽의 온도분포를 구하고, 이로 부터 열응력과 압응력을 해석적으로 구하였다. 또 균열 선단에서의 응력강도계수와 파괴인성치를 ASME코드의 방법을 이용하여 구하였고, 이들을 시간에 따라 비교하여 균열의 진전여부를 평가하였다. 원자로 용기 벽에 존재하는 여러 형태의 균열이 견딜 수 있는 최대 기준무연성천이온도를 결정하였으며 평가 결과에 대하여 고찰하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.17-22
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• 1997

ASME SA508 Class 3 원자로압력용기강을 대상으로, 용접열영향부(heat affected zone, HAZ)의 최고온도(peak temperature) 등온분포도(isothermal diagram)를 작성 및 해석하였고, 재현(simulated) 열영향부 시험편을 제작하여 미세조직검사 및 기계적특성 시험을 실시하였다. 그 결과, 최고온도 등온분포도를 이용하여, 미소열영향부(subzone of HAZ)의 미세조직(microstructure)에 미치는 예열(preheat)온도와 용접입열량(weld heat input)의 크기 효과를 예측할 수 있었다. 또한, 재현 HAZ 의 기계적특성 시험결과, 용접용융선(fusion line) + 1 mm 이내의 위치로 대표되는 열 cycle 조건에서는 모재보다 양호한 강도와 인성을 보였고, 용접용융선 + 2~3mm부근에서 가장 미세한 조직(fine tempered lower bainite)과 우수한 충격인성을 나타냈다. 한편, 용접용융선 + 약 5mm 위치에서의 열 cycle 을 재현한 시험편에서는 미세조직의 변화(spheroidization of carbides)와 함께 인성 및 기계적 특성이 저하하여 모재보다 낮은 값을 보이는 것을 발견할 수 있었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.763-768
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• 1998

방사성동위원소 생산용 표적을 중성자 조사하기 위해 하나로의 제반 특성을 고려하여 조사용기를 개발하였다 IP(Isotope Production), HTS(Hydraulic Transfer System) 조사공별로 내.외부용기를 제작하였으며 재료는 검증된 Al-1050을 사용하였다. 내부용기는 냉간용접(Cold Welding) 하고, 외부용기는 TIG(Tungsten Inert Gas) 또는 전자빔으로 용접한 후 He을 충진하고 밀봉하였다. 조사용기의 건전성을 입증하기 위해 기포누설시험, 내압시험, 가열시험, 침투탐상시험, He 누설시험을 수행하였다. 기포누설시험 결과 내부용기는 90% 이상이 3x$10^{-6}$atm.cc/sec 이하의 누설율을 보였고, 내압시험 결과 파단압력은 28kg/$\textrm{cm}^2$ 정도였다. 외부용기는 TIG 용접시 70%, 전자빔 용접시 90% 이상이 누설율 1x$10^{-8}$atm.cc/sec 이하였다. 개발된 조사용기를 사용하여 하나로에서 200여회 방사성동위원소를 생산하였으나 중성자 조사중 누출을 포함한 기타의 문제가 발생하지 않았다. 조사용기 개발에서 확립된 밀봉시험, 내압시험 및 가열시험 방법은 기체표적이나 내압이 발생하는 표적용기의 개발 및 시험에 응용할 수 있다.

• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권1호
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• pp.74-83
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• 1995

원자로 압력용기에서의 정화한 속중성자 조사량의 계산은 발전소 압력용기 surveillance program의 핵심적인 부문이다. 최근 기존의 ENDF /B-III~V에 있는 철의 핵단면적 자료가 압력용기와 같은 철이 포함된 구조물에서 속중성자속을 낮게 평가하는 것으로 알려지고 있다. 본 논문에서는 ENDF /B-IV와 VI의 철(Fe) 자료의 비교를 위해 영광3/4호기 모델과 2개의 ENDF/B 파일에 있는 각각의 철자료를 이용하여 47-에너지그룹 핵단면적집 (CXFe-IV와 CXFe-VI )을 만들었다. CXFe-IV와 CXFe-VI를 사용하여 수행한 DOT4.3 계산결과에 의하면 압력용기 취화해석에 중요한 속중성자속(E 〉 1.0 MeV) 계산에서 ENDF /B-VI의 철자료를 사용한 경우가 ENDF /B-IV의 철자료를 사용한 경우보다 압력용기 내부표면에서 7.6%, 외부표면에서 20% 높게 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제23권3호
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• pp.340-351
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• 1991

l/5.03 축소 원자로 모델을 이용하여 원자력 발전소 영광 3,4호기를 위한 유동시험을 수행하였다. 이 유동 시험의 목적은 ABB-CE사의 System 80과 영광 3,4호기 원자로 크기의 상대적인 차이로 인해 발생하는 원자로 용기내의 수력학적 영향을 평가하는 것이다. 유동 모델은 상사성 원리에 따라 설계하였다. 이 시험에서 얻은 결과는 노심 입구 유량 분포, 노심 출구 압력 분포, 원자로 입구 노즐에서부터 출구 노즐까지 유동로를 따른 부분 구간 및 전체 압력 손실이다. 이 데이터들은 노심의 열적 여유도 분석에 필요한 입력 자료 제공과 해석적 수력설계 방법의 검증에 이용하게 된다.

• 한국산업안전학회:학술대회논문집
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• 한국안전학회 2003년도 춘계 학술논문발표회 논문집
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• pp.147-152
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• 2003

원자로 압력용기 저합금강들은 원자로 가동 중 중성자 조사에 의해 재질열화 (material degradation)가 발생한다. 그러므로 계속적인 재질열화의 평가는 발전소의 수명을 예측, 평가하기 위해서 매우 중요하다. 그러나 표준시편을 이용한 인장시험, 충격시험 및 파괴인성 시험법 등은 조사시편의 크기 및 수량에 제한이 따르고, 높은 방사능으로 인해 시험편의 취급에도 제약을 받게 된다. 따라서 소형시편을 이용한 재료의 손상평가기술의 필요성이 부각되었고, 소형펀치시험(small punch test, SP test)은 그 중 하나의 유용한 시험 방법이다.(중략)

• 기계저널
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• 제16권2호
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• pp.100-107
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• 1976

Stress analysis of tapered cylinder of reactor vessels is investigated by means of the intersection method. The tapered cylinder is approximated into three models-average cylinder, conical frustum, and ring. The results are compared with those of the finite element method program and an experiment. In this paper, the following results are obtained: (1) the best aproximation has been obtained by the ring model analysis: (2) the intersection analysis of the tapered cylinder by the ring model shows a sufficient accuracy for the stress analysis of reactor vessels.