• 에너지공학
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• 제21권4호
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• pp.362-372
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• 2012

원전의 증기발생기 전열관은 압력경계 부위로 결함발생으로 인한 누설 시 방사능물질을 함유한 1차 계통의 냉각수가 2차 계통으로 새어나와 발전소 및 대기를 오염시키게 된다. 근래에 전열관의 균열결함은 대개 응력 부식균열이며 전열관의 확관부위, 슬러지 침적부위 그리고 U-bend 등에서 발생한다. 확관부위 및 U-bend 등에서의 균열발생인자 중 가장 영향을 미치는 인자는 잔류응력이다. 폭발확관법이 적용된 한국표준형원전(OPR-1000)의 운전경험에 따르면, 증기발생기 전열관 확관부위에서 가동 초기부터 응력부식균열이 발생해 왔으며, 특히 원주방향 균열이 대량 발생하고 있다. 따라서 본 연구에서는 확관방법에 따른 잔류응력의 분포 및 상태를 비교하였으며, 특정 방향이 우세한 원인을 살펴보았다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2005년도 창립60주년 기념 추계 학술대회
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• pp.140.2-140.2
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• 2005

• 한국재료학회지
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• 제10권2호
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• pp.138-143
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• 2000

화력발전설비의 주요 손상 요인 중의 하나인 응력부식 균열 성장에 대한 확률론적 잔존 수명평가에 대하여 연구하였으며, 손상해석 및 수명평가에 확률해석 기법을 도입한 확률론적 수명평가 프로그램을 개발하였다. 확률론적 수명평가는 재료물성치, 형상, 하중조건, 운전조건 등과 같은 불확실성과 변동 가능성을 고려하여 해석을 수행하며, 일정 시간 운전후 구조물의 손상이 일어날 확률을 예측하는 것이다. 응력부식 균열 성장에 대한 확률론적 잔존 수명평가 연구를 통하여 확률론적 수명평가 기술의 기반을 구축하였으며, 다른 손상기구에 대한 확률론적 수명평가를 수행하여 발전설비에 발생하는 모든 손상에 대하여 확률론적 수명평가가 가능하도록 확대할 계획이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권4호
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• pp.455-472
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• 2018

국내의 사용후핵연료가 증가함에 따라 사용후핵연료 저장조는 곧 포화가 될 것으로 예상된다. 따라서 사용후핵연료 건식저장 운영 및 관리 방안에 대해 연구하는 것은 매우 중요하다. 미국에서는 오랜 기간 건식저장을 운영해왔으며 이를 바탕으로 사용후핵연료 건식저장 운영 및 관리 방안에 대해 많은 연구가 수행되고 있다. 그러나 우리나라에서는 경수로 사용후핵연료건식저장 경험이 없으며 관련 관리방안 및 구체적인 기준이 매우 부족한 현실이다. 건식저장기간 동안 주요한 이슈중의 하나는 건식저장용기 열화현상이며 대표적으로 응력부식균열에 의한 부식현상이 있다. 미국에서는 U.S. DOE, U.S. NRC, 그리고 EPRI 주관 아래 건식저장 캐니스터에서의 염화물 응력부식균열에 관한 많은 연구들을 수행하고 있다. 또한 건식저장 캐니스터의 염화물 응력부식균열 현상을 설명하기 위해 SNL에서는 확률론적 응력부식균열 모델을 제시하였다. 본 논문에서는 SNL에서 제시한 확률론적 응력부식균열 모델을 검토하였으며 모델에 제시된 주요인자들을 세세하게 분석하였다. 본 논문은 우리나라에서 스테인리스 스틸로 제작된 캐니스터를 경수로 사용후핵연료 건식저장으로 이용할 경우, 건식저장 운영 및 관리 방안을 구축하는 대에 좋은 참고문헌이 될 것이라 사료된다.

• 한국산업안전학회:학술대회논문집
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• 한국안전학회 1998년도 춘계 학술논문발표회 논문집
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• pp.57-62
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• 1998

구조물이나 기계요소내의 결함이 성장하여 파손(Failure)에 이르는 현상은 공학분야에서 중요하게 평가되어 오고 있다. 반복적으로 변하는 응력에 의하여 결함이 초기 성장을 거쳐 재료의 파손에 이르게 되는 과정인 피로파괴는 파괴역학의 한 중요한 분야이다. 이에, 본 연구에서는 열처리의 특성상 부식환경에 매우 민감한 Al-Zn-Mg-Cu Alloy 7075에 대하여 Peak Aged T65l Tempering을 실시한 Al-Alloy 7075-T65l에 대하여 각기 환경(대기, 물, 해수)의 변화가 부식피로균열성장에 미치는 영향과 부식환경에서의 긴 균열(Long Crack)과 짧은 균열(Short Clark)의 부식피로균열 성장특성을 비교, 고찰하여 초기균열의 잠재시간과 안정성장 시간을 예측하여 구조물의 수명예측 및 안전성 평가에 기여 할 수 있는데 목적이 있다. (중략)

• 대한기계학회논문집A
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• 제37권3호
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• pp.387-395
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• 2013

최근 국외의 원자로 상부헤드 CRDM 관통노즐에 일차수 응력부식균열로 인한 냉각수 누출사고가 발생하였다. 일차수응력부식균열은 부식에 민감한 재료, 인장 잔류 응력 및 부식 환경 등의 3 가지 요인의 상호작용에 의해 발생하는 것으로 알려져 있기 때문에 응력 부식 균열 발생 및 균열 진전을 억제하기 위해서는 용접에 의한 잔류응력에 대한 정확한 예측이 선행되어야 한다. 본 논문에서는 국내 Westinghouse 형 원자로 상부 헤드 관통노즐(CRDM)을 대상으로 노즐의 두께 및 형상 비($r_o/t$)에 따른 노즐 잔류응력 분포 특성에 대해 연구를 수행하였다. 국내에 현존하는 원자로 상부헤드 관통노즐의 실제크기($r_o$=51.6, t=16.9 mm)를 기준으로 노즐의 두께 및 형상 비($r_o/t$=2, 3, 4)의 변수를 정립하였으며 정중앙 및 최외곽에 위치한 노즐을 대상으로 연구를 수행하였다.

• 한국해양공학회:학술대회논문집
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• 한국해양공학회 2004년도 학술대회지
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• pp.239-241
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• 2004

Stress intensity factor of semi-circular crack front was calculated by FEM, and also allowable crack size which doesn‘t break out the fracture by SCC in residual stress field of STS materials. Allowable crack size was increased with compressive residual stress provided by shot peening on material surface, and with magnitude of compressive residual stress for depth direction.

• 콘크리트학회논문집
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• 제22권2호
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• pp.179-186
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• 2010

철근과 콘크리트의 부착은 콘크리트와 철근의 일체거동에 의한 안전성 확보를 위해서도 필요하지만, 적정수준의 연성을 확보하여, 부재의 거동을 조절하기 위해서도 필요하다. 현재까지 반복하중 하에서의 부착응력-슬립관계에 대한 연구는 진행되어 왔으나, 철근 부식이 이루어진 경우의 반복하중 하에서의 부착응력-슬립관계에 대한 연구는 거의 없는 실정이다. 따라서 이 연구에서는 부식된 철근의 부착 실험을 통하여 단조하중과 반복하중 하에서의 부식률에 따른 부착응력-슬립 관계를 살펴보았다. 실험결과로부터 철근 부식은 할열 균열이 발생하기 전까지는 단조하중에서의 부착강도를 증가시키는 것을 확인하였다. 그리고 반복하중 횟수와 반복하중 하에서의 슬립 및 잔류슬립을 이중로그스케일로 도시한 결과, 철근 부식이 있는 경우에도 철근 부식이 없는 경우와 마찬가지로 선형 관계임을 확인하였다. 그리고 부식에 의한 균열이 발생하지 않는 한, 철근 부식이 반복하중 재하 이후의 부착강도 및 부착강도에서의 슬립 등 부착 특성에 영향을 미치지 않는 것도 알 수 있었다. 마지막으로, 철근 부식으로 인한 균열이후에서의 응력수준에 따른 피로수명은 급격히 감소하는 것을 확인하였다. 이 연구에서 제시하는 철근 부식을 고려한 반복하중 하에서의 부착응력-슬립의 관계는 철근콘크리트 구조물의 내구수명 예측 시 유용하게 사용될 수 있을 것으로 사료된다.

• 부식과 방식
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• 제12권1호
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• pp.12-23
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• 2013

원자력 발전소 주요 부품에 사용되는 Alloy 600의 PWSCC 개시와 전파기구를 살펴보고 그 억제 기술을 소개하였다. ○ 균열은 경화된 표면 산화층이 깨질 경우, 입계부식, 공식(pitting), 열처리 또는 물속에 노출되었을 때 일어나는 선택부식(selective corrosion), MnS등 게재물의 용출등에 의해 시작된다. ○ 균열의 전파는 '느린 성장'과 '빠른 성장'으로 구별해 볼 수 있는데 빠른 균열성장은 균열 선단에서의 응력확대 계수(K_I)가 균열이 전파하는 임계값(K_Iscc)을 넘는 경우에 일어난다. ○ Slip Dissolution/Film Rupture Model, Enhanced surface mobility model, Hydrogen assisted creep rupture, Internal oxidation 등의 모델이 제시되어 있으며 Internal oxidation 모델이 여러 실험자료로 잘 뒷 받침되고 있다. ○ PWSCC 억제 방안으로는 부식환경과의 격리 및 보수용접이 대표적이며 부품의 교체를 통한 안전 확보의 방안도 있다. 수소량 조절을 통한 억제 방안도 제시되어 있다. ○ Alloy 600 PWSCC열화 관리 전략프로그램은 결함 발생 가능성이 높은 부위 선정, 우선 순위에 따른 계획적인 검사, 결함이 발견될 경우 완화조치를 취하거나 필요시 교체/보수를 실시하고 그 운영프로그램을 지속적으로 갱신관리하는 방안으로 유지되어야 한다.

• 부식과 방식
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• 제12권1호
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• pp.30-38
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• 2013

원전의 구조적 건전성에 문제가 될 수 있는, 오스테나이트계 합금의 환경조장균열(EAC)에 대한 거동을 실험적인 결과와 문헌 조사를 통해 분석하였다. 일차측 환경에서 주기적인 반복하중을 받을 때에는 기계적인 피로균열에 더해 수소유기균열이나 동적변형시효 등으로 인한 가속화 메커니즘을 통해 피로수명 감소가 나타났다. 따라서 EAF에 대한 저항성은 전반적인 부식저항성이 우수한 니켈기합금이 스테인리스강보다 크게 나타났다. 그러나 일정한 하중을 받을 때에는 내부산화에 의해 국부적인 취약부인 입계로의 빠른 균열의 생성과 진전이 나타나 일차수 응력부식균열(PWSCC)이라는 형태로 발생한다고 여겨진다. 이때는 니켈-크롬의 비율이 내부산화 저항성에 영향을 미쳐, 비율이 낮은 스테인리스강은 높은 저항성을 가지고, 비율이 높은 니켈기합금은 낮은 저항성을 가진다. 그러나 아직 이러한 균열 메커니즘에 대한 명확한 이해가 부족하므로, 명확히 규명하기 위해서는 추가적인 연구가 필요하다.