• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.54-59
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• 1998

원자로 압력용기 용접열영향부의 세부영역별 열 cycle 재현(simulation) 시험편을 제작하여 기계적 특성시험, 미세조직시험 및 magnetic Barkhausen noise (BN) 측정을 수행하였다. 각 영역에서 보자력(coercivity)은 크게 변하지 않았으나, Barkhausen noise (BN) 는 현격한 차이를 볼 수 있었다. 용접열영향부 각 위치에 대한 BN 는 미세조직과 기계적특성의 변화와 어느정도 특징적 변화를 보였으나, 미세조직 인자별로 정량적인 관계를 찾기 위하여는 더욱 더 많은 연구가 필요한 것으로 보였다. 이는 BN 의 변화에 미치는 영향인자가 미세조직적으로 매우 복잡한 관계를 갖기 때문으로 생각되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(3)
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• pp.317-322
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• 1996

원자로 압력공기 재료인 SA508-3 강의 중성자 조사량에 따른 Hysteresis Loop 의 변화와 Barkhausen Noise 의 변화를 조사하였다. 조사량에 따른 최대자기유도, 보자력, 잔류자화 및 Barkhausen Amplitude 의 변화를 측정하였으며, 이를 격자변형에 의한 자구 벽의 pinning 과 중성자 조사에 의한 자기에너지의 변화로 설명하였다. 중성자 조사에의 한 자기적 성질은 기계적 성질의 변화보다 훨씬 민감하게 변화하였으며, 보자력과 잔류자화는 중성자 조사량에 따라 선형으로 증가하였다. 이를 이용하면 조사손상 평가와 함께 조사량을 측정하는 dosimetry 에도 적용될 수 있는 가능성이 있다.

• 전산구조공학
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• 제9권2호
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• pp.153-161
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• 1996

본 논문에서는 가압열충격의 파괴역학적 해석에 필요한 이론을 조사하였고 원자로용기의 구조건전성을 평가하기 위하여 해석과정을 전산화하였다. 우선 사고 transient에 대하여 원자로용기내의 압력과 주입되는 냉각재의 온도변화가 주어지면 이들로 부터 시간에 따른 용기에서의 온도와 응력분포를 구하고, 중성자 조사량과 용기 재질의 화학성분으로 부터 기준무연성천이온도의 분포가 구해지며 이로부터 파괴인성치 K/sub IA/와 K/sub IC/의 분포가 얻어진다. 또한 응력분포로 부터 균열의 크기 및 형상에 따라 응력확대계수 K/sub I/이 구해지므로 이를 K/sub IA/및 K/sub IC/와 비교함으로써 균열의 성장거동을 예측할 수 있다. 지금까지 보고된 가압열충격을 유발할 수 있는 대표적인 사고 transient가 국내 발전소에 발생할 경우를 가정하여 해석을 수행하였고 그 결과에 대하여 검토하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.675-680
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• 1995

원자로 압력용기 재료인 SA508-3 강의 인장소성변형에 따른 자기적 성질변화를 연구하였다. 소성변형에 따른 보자력, 잔류자화, 자기이력손실 및 Barkhausen Noise의 변화를 측정하였으며, 변형에 따른 자기적성질의 변화를 자구와 전위와의 상호작용으로 설명하였다. 강자성체의 자기적 성질과 기계적 성질 사이는 밀접한 관련이 있으며, 이를 이용하면 압력용기강의 조사효과 평가에 적용 할 수 있을 것으로 보인다.

• 한국정밀공학회:학술대회논문집
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• 한국정밀공학회 2004년도 추계학술대회 논문집
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• pp.1327-1330
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• 2004

An underwater robotic system has been developed and applied to visual inspection of reactor vessel internals. The Korea Electric Power Robot for Visual Test (KeproVt) consists of an underwater robot, a vision processor-based measuring unit, a master control station and a servo control station. The robot guided by the control station with the measuring unit can be controlled to have any motion at any position in the reactor vessel with $\pm$1 cm positioning and $\pm$2 degrees heading accuracies with enough precision to inspect reactor internals. A simple and fast installation process is emphasized in the developed system. The developed robotic system was successfully deployed at the Younggwang Nuclear Unit 1 for the visual inspection of reactor internals.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(3)
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• pp.182-187
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• 1996

원자로 압력용기강의 품질 열처리인 ？칭과 템퍼링 중간에 페라이트와 오스테나이트가 공존하는 2상영역에서 열처리를 행함으로써 인성을 향상시키는 제조공정을 개발하였다. 710~74$0^{\circ}C$에서 4~8시간 동안 2상영역 열처리를 추가하면 기존 열처리 과정에 비하여 상온 충격인성이 크게 증가하였다. 상온 충격인성과 두께를 고려하여 결정한 최적 조건안 7$25^{\circ}C$에서 6시간 동안 2상영역 열처리를 하면 최대 흡수 에너지가 30~50% 증가하고, 천이 온도가 약 l$0^{\circ}C$ 감소하였다. 2상영역에서 형성된 침상 오스테나이트는 냉각 중에 하부 베이나이트 또는 마르텐사이트로 변태하여 템퍼드 베이나이트와 복합조직을 이루므로 균열진전을 억제하여 충격인성이 향상되었다. 2상영역 열처리 온도가 높거나 시간이 길면 오스테나이트의 체적 분율이 증가하거나 조대화가 일어나 균열진전억제 효과는 저하되었다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2001년도 춘계학술대회논문집A
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• pp.430-434
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• 2001

To perform the integrity evaluation of RPV more realistically, it is necessary to evaluate the metallurgical microstructure and residual stress considering more real phenomena such as multi-pass welding process and PWHT. Accordingly, firstly, this paper proposes the integrated assessment methodology systematically developed for residual stress on weldment of RPV by using thermodynamics, diffusion theory, finite element method and validation experiment. Also, the residual stress on circumferential weldment of reactor pressure vessel is calculated considering multi-pass welding process by the commercial finite element package, ABAQUS.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제15권2호
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• pp.40-49
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• 2019

In this paper, failure probabilities of the OPR1000 reactor vessel under pressurized thermal shock (PTS) were estimated using the probabilistic fracture mechanics code, R-PIE. Input variables of initial crack distribution, crack size, copper contents, and upper shelf toughness were selected for the sensitivity analyses. A wide range of the input data were considered. Through-wall cracking frequencies determined by the product of the vessel failure probability and the corresponding occurrence frequency of the transient were also compared to the acceptance criterion. The results showed that transient history had the most significant impact on the vessel failure probability. Moreover, conservative assumptions resulted in extremely high through-wall cracking frequencies.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.11-16
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• 1997

원자로 압력용기강의 제조열처리인 ？칭과 템퍼링 중간에 페라이트와 오스테나이트가 공존하는 영역에서 2상영역열처리를 추가한 후 템퍼링조건을 조정함으로써 파괴인성을 향상시키는 열처리 공정을 개발하였다. 새 열처리공정을 적용하면 기존공정에 비하여 강도는 크게 감소하지 않으면서 충격인성과 연성이 크게 증가하고, 천이온도가 약 2$0^{\circ}C$ 감소하였다. 2상영역열처리를 하면 연한 템퍼드 베이나이트 기지에 비교적 강한 템퍼드 마르텐사이트가 균일하게 분산된 복합조직을 얻을 수 있고, 유효 결정립의 크기가 감소하여 균열진전이 억제되었다. 또한 기존공정의 판상 탄화물 대신 구형 탄화물이 형성되기 때문에 응력집중이 완화되어 파괴저항성이 향상되었다. 그리고 2상 영역열처리후 템퍼링 정도를 낮추면 탄화물 크기가 작아지기 때문에 균열발생이 억제되어 저온 충격인성이 향상되었다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제19권1호
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• pp.36-43
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• 2023

Lots of researches have been conducted on in-vessel retention (IVR) to prevent or mitigate severe accident in nuclear power plants. Various methodologies were proposed and the external reactor vessel cooling was selected as a part of promising IVR strategy. In this study, the strategy is strengthened by enhancing the natural circulation performance through the adoption of insulation in the reactor cavity. A thermal analysis was carried out based on an assumed accident scenario and its results were used as boundary conditions for subsequent seven flow analysis cases. By comparing the natural circulation performance, effects of annular gaps and insulation shapes on the mass flow rate and flow velocity were quantified. The improvement in cooling performance can be reflected in actual design via detailed assessment.