• 비파괴검사학회지
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• 제30권4호
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• pp.295-301
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• 2010

원자력발전소 탄소강 배관의 유체가속부식은 주요 경년열화 현상이며 발전소의 성능 및 안전성을 저해할 수 있다. 유체가속부식 검사는 보온재 제거 및 설치로 상당한 비용이 수반되므로 최근에 보온재 제거가 필요 없고 원거리 검사가 가능한 유도초음파에 대한 관심이 점점 증가되고 있다. 유체가속부식 검출에 유도초음파 적용이 가능하다면 검사 비용 절감이 예상된다. 본 연구의 목적은 유체가속부식 손상 유무를 확인하고 결함 검출능을 결정하기 위함이다. 본 연구에서는, 실제 유체가속부식 손상 시험편의 엘보우 첫 번째 용접부와 두 번째 용접부의 진폭 감쇄비를 측정하기 위하여 3가지 검사 기법을 사용하였다. 연구 결과, 유체가속부식 손상을 검출하기 위한 최적의 검사 기법과 최소 결함 검출능을 도출하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 추계학술발표회요약집
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• pp.255.2-255
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.319.2-319
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• 2001

• 대한기계학회논문집B
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• 제34권4호
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• pp.437-442
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• 2010

고온, 고압의 유체가 흐르는 탄소강 배관에서는 유동가속부식으로 인한 배관감육 현상이 발생할 수 있다. 화력 및 원자력발전소에서 유동가속부식으로 인한 배관 손상시 고비용의 보수와 발전 정지를 유발할 뿐 아니라 발전소 신뢰도 및 안전성에 영향을 미칠 수도 있다. CHECWORKS 프로그램은 국내 발전소에서 유동가속부식에 의한 배관 손상을 예방하기 위하여 배관 두께검사 데이터를 평가하고 검사 계획을 수립하는데 이용되어 왔다. 그러나 상기 프로그램은 원전 2차측 배관 모두를 데이터베이스화한 후에 배관라인 그룹별로 유동가속부식 손상을 예측하기 때문에 국부적으로 감육에 민감한 부위를 찾는데 어려움이 있다. 본 논문에서는 CHECWORKS 프로그램을 이용하여 해석을 수행하고 수치해석을 통하여 검증할 수 있는 방법론을 기술하였다. 또한 국내 원전 2개의 배관 라인그룹에 대하여 CHECWORKS 프로그램을 이용한 유동가속부식 민감 부위를 FLUENT를 이용한 수치해석 결과와 비교하였다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제11권7호
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• pp.2708-2712
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• 2010

아민(암모니아 또는 MPA)은 가압경수로 원전 2차측 부식을 방지하는 최적 pH를 유지하기 위해 사용되고, 온도가 동일하게 유지되지 않는 물-증기 순환 영역에서 모든 아민은 평형상수에 따라 2차측에서 서로 다른 pH를 나타낸다. 부식제어에서 pH는 유일한 인자가 아니므로 두 번째 변수, 즉 불순물의 유입 또는 부식 반응으로 인해 $H^+$가 추가되거나 제거되었을 때 안정된 pH를 지속하는 능력인 완충세기의 고려가 필요하다. 온도를 고려한 완충세기는 2차측 최적 pH 제어제 선정과 유체가속부식의 특징을 기본적으로 이해할 수 있도록 한다. PWRs의 전체 운전범위에서 암모니아와 MPA의 완충세기를 조사하였다. 낮은 온도$(25{\sim}100^{\circ}C)$에서는 암모니아 그리고 높은 온도$(150{\sim}250^{\circ}C)$에서는 MPA가 부식 억제를 위한 충분한 완충세기를 나타내었다. 완충세기 측면에서, i) 최적 pH 제어제 pH 범위는 pH(T)- $1{\leq}pK_a(T){\leq}pH(T)$+0.5, ii) 아민 용액은 부식 억제를 위해 충분한 완충세기$({\beta})$를 가져야하고, iii) 최대 유체가속부식은 ${\beta}_B/{\beta}$ 비율이 최저인 온도에서 최대를 나타낸다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제11권8호
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• pp.3112-3118
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• 2010

최근 경수로형 원전 2차 계통의 건전성 유지를 위해 수처리제를 암모니아에서 에탄올아민으로 전환하였으나, 적용 후 복수 및 저압급수가열기 영역에서의 pH가 감소하므로 본 연구에서는 최적의 pH 제어제로 사용 할 수 있는 아민을 조사하였다. 대체아민 조사 결과 최적 조건을 만족시키는 단일 아민은 존재하지 않았다. 암모니아는 상대휘발도가 높아 증기에 많이 분포되어 증기 응축수인 복수에서 pH가 높으며, 상대휘발도가 낮은 에탄올아민은 습증기 영역의 pH를 높여 유체가속부식을 억제하므로 증기발생기 철 슬러지 유입을 감소하는데 효과적인 것으로 나타났다. 따라서 복수 및 저압급수계통에서 pH가 높은 암모니아와 습증기영역의 유체가속부식 측면에서 특성이 우수한 에탄올아민(ETA)을 혼합 주입하는 복합아민을 선택하면 2차 계통 재질의 손실을 최소화하여 증기발생기 건전성을 확보할 수 있을 것이다.

• 한국윤활학회:학술대회논문집
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• 한국윤활학회 1992년도 제16회 학술강연회초록집
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• pp.44-49
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• 1992

액체를 취급하는 기계.장치는 유속 및 회전속도 등이 빠르게 되면 유체충격과 정압의 저하에 따른 국부적 비등으로 인해 캐비테이션(cavitation) 현상이 발생한다. 이러한 캐비테이션현상에 따른 소음과 진동율 초래하고, 또한 기포의 붕괴에 따른 형격압으로 캐비테이션-침식(cavitation-erosion)이 발생하여 기계.장치의 구성재료에 손실이 일어남으로써 이들 기계의 효율을 저하시킴과 아울러 수명을 단종시킬 수 있다. 더욱이 부식성의 액체에 사용되는 기계.장치의 금속재료에는 캐비테이션(erosion-corrosion)이 중첩하여 발생하는 경우는 침식과 부식이 상호간에 가속하는 상승효과 때문에 기계.장치의 수명에 치명적인 영향을 미친다. 따라서 본 연구에서는 초음파 진동장치에 의한 각종 유중에서 베어링 합금 1종, 7종 및 켈-멧 4종에 대한 캐비테이션-침식실험을 실시하여, 침식손상거동및 특성등을 구명하고저 하였다.

• Journal of Welding and Joining
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• 제19권3호
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• pp.334-341
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• 2001

The chemical and geometric effects of weld on flow-accelerated corrosion (FAC) of SA106 Gr.C low alloy steel pipe in 3.5wt% NaCl and simulated feedwater of nuclear power plant have been investigated by using rotating cylinder electrode. Polarization test and weight loss test were conducted and compared at rotating speed of 2000rpm (3.14m/s) with the variables of chemical and geometric parameters. The results showed that the chemical effects were relatively larger than the geometric effects, and the welded parts were the local anode and preferentially corroded, which could be explained by the differences between microstructural and compositional parameters. On the other hand, under active corrosion conditions, the heat affected zone were severely corroded and microstructural effects became the important role in the whole process.

• 한국유체기계학회 논문집
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• 제12권4호
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• pp.54-62
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• 2009

The feedwater heaters are Critical components in a nuclear power plant. As the operation years of heaters go by, the maintenance costs required for continuous operation increase. When the carbon steel components in nuclear make contact with running fluid, the wall thinning caused by FAC (flow accelerated corrosion) can be generated. Local wall thinning is inevitable at the area around wet steam entrance to be attacked due to the long term operation. Sometimes the shell with thinned wall is eventually ruptured. To identify the relationship between the local wall thinning and fluid behavior of the feedwater heater, the practical data of a plant, which were based on ultrasonic thickness measurement tests, were analyzed and CFD(Computed Fluid Dynamics) analyses were performed.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2004년도 춘계학술대회
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• pp.264-267
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• 2004

Wall thinning of carbon steel pipe components due to Flow-Accelerated Corrosion (FAC) is one of the most serious threats to the integrity of steam cycle piping systems in Nuclear Power Plants (NPP). Since the mid-1990s, secondary side piping systems in Korean NPPs have experienced wall thinning, leakages and ruptures caused by FAC. Korea Electric power Research Institute (KEPRI) and Korea Hydro & Nuclear Power Co., LTD. (KHNP) have conducted a study to develop the methodology for systematic pipe management and established the Korean Thinned Pipe Management Program (TPMP). To effectively maintain the integrity of piping system, FAC engineer should understand the criterions of the structural integrity evaluation and the safety margin assessment for the thinned pipe component. This paper describes the technical items of TPMP, and shows the example of the integrity evaluation and safety margin assessment for three thinned pipe component of a NPP.