• 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.

• Proceedings of the Korean Society of Precision Engineering Conference
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• 2004.10a
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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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05c
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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.

• Journal of the KSME
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• v.35 no.6
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• pp.481-494
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• 1995

원자로 압력용기 및 주 배관등 원자력발전소 주요부품 구조재료에서의 파괴저항성 및 건전성 문제를 일부 시험결과 및 평가결과와 함께 살펴보았다. 원자력환경하에서는 중성자 조사에 의한 조사취화 및 고온에서의 장기간 유지에 따른 열취ㅘ로 재료 고유의 파괴저항치가 가동에 따라 매우 감소하고, 이에 따라 부품의 건전성 및 수명이 매우 위협받고 있음을 확인하였다. 현재 가동중인 원자로 10기, 건설중인 8기, 합계 18기로 세계 9위의 원자력발전국이 되며, 대북 경수로 지원과 세계시장 진출을 계획하고 있는 우리나라에서는, 보다 안전한 원자력발전소가 건설되기 위해서, 재료의 균질성 및 파괴인성 개선연구, 조사특성 연구 등을 통해 파괴저항성이 우수한 국산소재를 제작\ulcorner공급하도록 하여야 한다. 또한, 수명기간 동안 고도의 건전성을 유지하면서 운전하고, 나아가 수명연장 운전을 위해서는, 용기 등 주요 부품의 상태(파괴인성치, 결함, 작용 응력)를 정확히 진단, 예측, 평가하여야 하고, 이들이 건전성에 미치는 영향평가와 건전성평가기술 확립을 통한 수명예측기술을 확보하여야 한다(이들은 대부분 파괴역학 시험 침 해석기술에 바 탕을 두고 있다). 국내 산\ulcorner학\ulcorner연 관련자들의 특별한 관심을 촉구하는 바이다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.27 no.6
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• pp.987-996
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• 2003

The structural integrity of the reactor vessel with the approaching end of life must be assured for pressurized thermal shock. The regulation specifies the screening criteria for this and requires that specific analysis be performed for the reactor vessel which is anticipated to exceed the screening criteria at the end of plant life. In case the screening criteria is exceeded by the deterministic analysis, probabilistic analysis must be performed to show that failure probability Is within the limit. In this study, probabilistic fracture mechanics analysis of the reactor vessel for pressurized thermal shock is performed and the effects of residual stress and master curve on the failure probability are investigated.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2001.06a
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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.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.26 no.1
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• pp.39-47
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• 2002

Performed here is an assessment study for deterministic fracture mechanics analysis of a pressurized thermal shock(PTS). The PTS event means an event or transient in pressurized water reactors(PWRs) causing severe overcooling(thermal shock) concurrent with or followed by significant pressure in the reactor vessel. The problems consisting of two transients and 10 cracks are solved and maximum stress intensity factors and maximum allowable nil-ductility reference temperatures are calculated. Their results are compared each other to address the general characteristics between transients, crack types and analysis methods. The effects of elastic-plastic material behavior and clad coating on the inner surface are explored.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.735-740
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• 1995

일체형 원자로에는 노심지지원통과 원자로용기 내벽사이의 환형 공간을 나선으로 감는 형태인 일체형 관류식 나선형 증기발생기와 증기발생기를 여러 개의 모듈로 나누어 환형 공간에 배치하는 형태인 모듈형 관류식 직관형증기 발생기가 가장 적합한 것으로 판단되어 두 가지 형태에 대한 개념을 설정하였다. 일체형 관류식 나선형 증기발생기는 전열관 집합체, 지지구조물, 하강유로, 그리고 증기 및 급수 헤더로 구성되어 있다. 모듈형 관류식 직관형 증기발생기는 개개의 모듈이 별도로 운전될 수 있는 12개의 모듈로 구성되며, 원자로용기를 관통하는 배관의 수를 줄이기 위해서 급수관이 증기관의 안쪽에 있는이중배관 개념을 사용한 것이 특징이다. 모듈형 관류식 직관헝 증기발생기가설계 및 제작이 용이하지만 높이를 줄이기 위한 방안으로 두 가지 개념이 조합된 모듈형 관류식 나선형 증기발생기도 검토하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05b
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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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2002.10a
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• pp.301.1-301
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• 2002