• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.669-674
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• 1997

LAVA(Lower-plenum Arrested Vessel Attack) 실험은 중대사고시 고온의 노심 용융물이 냉각수가 존재하는 원자로 용기 하부 반구내로 재배치되는 경우 노심 용융물과 하부반구의 열적 거동 모사와 노심용융물과 하부 반구 사이의 구조 분석 및 고화 후의 용융물형상에 대한 관측을 통하여 노심용융물의 자연 냉각 현상을 규명하고자 하는 실험 연구이다. 원자로 용기 하부 반구를 1/8로 선형 축소한 반구형 반응 용기 내부로 $Al_2$O$_3$/Fe Thermite 용융물을 주입하여 용융물과 하부 반구 사이의 구조 및 하부 반구의 열적 거동을 분석하는 실험을 2회 수행하였다. 각각 20, 40kg의 $Al_2$O$_3$/Fe Thermite 용융물을 주입시 킨 LAVA_PRE, LAVA-1 실험 결과 용융물 주입에 따른 하부 반구의 파손은 발생하지 않았으며, 유사한 실험조건에서 수행된 일본 ALPHA실험에 비해서는 하부 반구의 최대 온도가 500 K 이상 높게 측정되었고 냉각율 또한 현저히 낮게 나타났다. 이는 $Al_2$O$_3$/Fe Thermit 용융물중 과열상태의 Fe성분이 하부 반구와 용접되었기 때문으로 판단되며 보다 정확한 하부 반구의 열적거동을 모사하기 위하여 반구 시편에 대한 재료, 조직 검사를 수행하고 있다. 추후의 실험에서는 하부 반구 내외부의 압력 부하에 따른 반응 양상 및 Fe 용융물(금속용융물) 성분을 제거하고 순수한 $Al_2$O$_3$용융물(산화용융물) 만을 주입하여 용융물 성분에 따른 하부 반구의 열적거동을 분선 할 예정이다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.28 no.6
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• pp.693-700
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• 2004

The probabilistic fracture mechanics(PFM) is a useful analytical tool to assess the integrity of reactor pressure vessel(RPV) at the event of pressurized thermal shock(PTS). In PFM, the probabilities of flaw initiation and propagation are estimated by comparing the applied stress intensity factor with the fracture toughness calculated by the simulation of various stochastic variables. It is known that the results of PFM analyses are dependent on the choice of the stochastic parameters and assumptions. Of the various variables and assumptions, we investigated the effects of the RT$_{NDT}$ shift equations, fracture toughness curves, and flaw distributions on the PFM results for the three PTS transients. The results showed that the combined effects of the RT$_{NDT}$ shift equations and fracture toughness curves are complicated and dependent on the characteristics of the transients, the chemistry of the materials, the fast neutron fluence, and so on.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2000.04a
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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.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2011.02a
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• pp.366-366
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• 2011

냉중성자원은 하나로 반사체탱크에 위치한 수직공에 설치되어 노심에서 발생하는 열중성자를 감속재인 액체수소층을 통과시켜 냉중성자를 생산하는 설비로 수소가를 충전하고 있는 수소계통이 있으며, 21K의 극저온 액체수소/기체수소 2상(ttwo-phase)을 유지하기 위해 외부에서 유입되는 열침입을 최소화하기 위해 진공계통이 설치되어 있다. 진공계통은 수조내기기 집합체(In-Pool Assembly : IPA)의 액체수소 열사이펀, 감속재 용기 등의 냉중성자원 극저온 부풀들의 단열을 위하여 진공용기 내부진공도를 공정진공도 이하로 유지하기 위한 계통으로 고진공펌프, 진공배기탱크 및 저진공펌프의 조합으로 두 개의 진공펌프시스템과 진공박스, 배기수집탱크 및 밸브박스를 포함한 연결배관으로 설계되었다. 저진공펌프를 이용하여 대기압에서 고진공펌프 작동압력까지 도달한 후 고진공펌프를 가동하여 공정진공도 이하의 진공도를 확보하고, 고진공펌프로부터 배기되는 배출가스는 고진공펌프 후단에 설치된 진공배기탱크에 포집되며, 필요 시 저진공펌프레 의하여 배기수집탱크로 배출된다. 진공펌프시스템은 진공용기 내부의 압력이 공정진동고 이하로 유지되도록 연속적으로 가동되어 진공단열이 가능하다. 본 논문은 감속재인 수소를 액화상태로 유지하며, 공정진공도 이하로 충분히 유지되어 운전되는 진공계통의 특성을 원자로 운전 주기별로 소개하고자 한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.783-788
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• 1998

국내 프랑스 가압경수형 원전인 울진 1,2호기 캐비티의 격납건물 직접가열에 대한 특성을 분석하기 위하여 노심용융물 고압분출 실험을 수행하였다. 본 연구에서는 환형통로 면적과 파손 직경에 따라 원자로용기 압력을 변화시키면서 용융물을 저온 용융 합금물인 Wood's Metal, 증기를 질소기체로 각각 모의하여 실험을 수행하였으며, 실험 결과는 물을 용융물 상사물로 사용한 전년 실험 결과(1)와 비교.분석하였다. 실험결과, 밀도가 물보다 큰 저온 용융 합금물을 사용한 경우는 물을 사용한 실험결과보다 밀도와 용융물의 벽면 고화고착 때문에 격납건물로 방출되는 용융물 양이 적게 나타났다. 물을 상사물로 사용한 경우와 같이 노심 용융물 고압분출에는 원자로 용기 파손직경이 많은 영향을 미치고 환형통로 면적은 큰 영향을 미치지 않는 것으로 나타났다. 노심용융물 고압분출 실험에 중요한 영향을 미치는 실험 상사물의 밀도와 용융물의 벽면 고화부착에 대해서는 종합적으로 분석하는 추가 연구가 필요하다.

• Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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• v.12 no.3
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• pp.271-279
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• 1999

본 연구에서는 국내에서 가장 취약할 것으로 예상되는 원자력 발전소에 가압열충격 사고를 유발할 수 있는 주증기관 파단사고를 가정하여 열수력 해석과 파괴역학 해석을 수행하였다. 원전수명관리연구의 일환으로 계통열수력 해석 및 혼합열유동 해석에 의하여 구한 냉각제의 온도와 압력의 이력 및 용기의 재질성분으로부터 용기의 응력확대계수와 파괴인성치를 계산하고 이들을 비교하여 균열의 진전여부를 판단하여 형상계수가 1/6인 표면균열이 견딜 수 있는 최대 기준무연성천이온도를 결정하였다.

• Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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• v.13 no.1
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• pp.61-68
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• 2017

Reactor pressure vessel (RPV) under severe accident conditions accompanied by core melting is exposed to direct high-temperature thermal loads. Understanding the creep behavior of the material is one of the most important factors for evaluating the structural integrity at these conditions. While damage evaluation studies have been conducted on critical structures of nuclear power plants through finite element (FE) analyses considering creep behavior, for accurate creep damage evaluation, constitutive equations considered in the FE analyses may have different results depending on the time hardening and strain hardening models as well as the tertiary creep consideration. The purpose of this study is to evaluate the creep damage under severe accident conditions by using FE method for a representative domestic RPV material, SA508 Gr.3. The effect of material hardening models and constitutive equations which are the main variables were also investigated.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.38 no.6
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• pp.637-647
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• 2014

In pressurized water reactors, the upper head of the reactor pressure vessel (RPV) contains numerous control rod drive mechanism (CRDM) nozzles. These nozzles are fabricated by welding after being inserted into the RPV head with a room temperature shrink fit. The tensile residual stresses caused by this welding are a major factor in primary water stress corrosion cracking (PWSCC). Over the last 15 years, the incidences of cracking in alloy 600 CRDM nozzles have increased significantly. These cracks are caused by PWSCC and have been shown to be driven by the welding residual stresses and operational stresses in the weld region. Various measures are being sought to overcome these problems. The defects resulting from the welding process are often the cause of PWSCC acceleration. Therefore, any weld defects found in the RPV manufacturing process are immediately repaired by repair welding. Detailed finite-element simulations for the Korea Nuclear Reactor Pressure Vessel were conducted in order to predict the magnitudes of the repair weld residual stresses in the tube materials.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.16 no.1
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• pp.46-51
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• 1996

원자로는 압력용기 및 내부 구조물로 구분되어 있다. 내부 구조물들의 경련 열화 현상에 따라 결함이 많이 발생하여 이에 대한 초음파검사가 요구되고 있다. 따라서 원자로 내부 구조물에 대한 초음파검사 현황 및 각각 구조물들의 검사 원리를 기술하였다. 특히 원자로 내부 구조물 중 CRDM, core baffle bolt, core barrel bolt, CRGT-support pin 및 fuel alignment pin에 대한 유럽 및 독일을 중심으로 한 검사 현황 및 검사방법을 간략하게 기술하였다. 이 기술에 대한 지침안(guideline)이 독일, 프랑스, 일본을 중심으로 하여 마련되고 있다.