• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 2000.11a
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• pp.257-262
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• 2000

원전을 가동함에 따라 전열관에서는 SCC(stress corrosion cracking), 프레팅(fretting) 등과 같은 다양한 종류의 결함이 발생된다. 이러한 결함이 발생된 전열관에 대해서는 건정성 평가를 수행하여 계속 가동을 수행하던가, 전열관 막음(plugging) 또는 재생보수(sleeve) 등의 보수 작업을 수행하게 된다. 현행 전열관의 구조 건정성 확보를 위한 방안 중의 하나로 결함의 종류, 위치 등에 관계없이 모든 결함에 대하여 40% 관두께 기준을 적용하고 있다［1］. 그러나 현재 적용되고 있는 40% 관두께 보수기준은 전열관의 파열사고 가능성을 완벽하게 차단하지 못하면서도 과도하게 보수적인 측면이 있다.(중략)

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 1999.07g
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• pp.2926-2928
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• 1999

원자력발전소 증기발생기 전열관 건전성 유지를 위하여 매 주기마다 실시하고 있는 비파괴검사의 일종인 와전류검사(ECT, Eddy Current Testing)의 주요 공정은 크게 3가지로 분류할 수 있다. 첫 번째는 전열관 상태검사를 위한 신호데이터 취득공정이고, 두 번째는 취득된 신효를 판독하여 전열관의 건전성 여부를 진단하는 평가공정, 세 번째는 평가공정에서 발생하는 데이터를 토대로 전열관 이력 및 상태를 유지관리하는 공정으로 구분할 수 있다. 본 논문에서는 위의 세 번째 공정결과 생성되는 전열관 이력 및 상태자료를 데이터베이스화하여 유지 관리하고, 데이터베이스화된 내용을 바탕으로 전열관 상태 변화추이를 파악하는 기능, 현재까지 비 체계화된 모든 전열관의 이력자료를 다양한 보고서 형태로 출력할 수 있는 기능 둥을 제공하기 위한 "인트라넷 증기발생기 전열관 이력관리시스템"의 설계 및 구현과정 을 정 리 하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05b
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• pp.561-565
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• 1997

증기발생기 전열관 보수를 위하여 sleeve pipe를 삽입하여 레이저 용접을 하는 과정에서 전열관과 sleeve pipe 의 간격을 최소한으로 줄여 용접 품질을 높이고, 균등하게 하기 위하여 sleeve pipe에 대하여 확관이 수행된다. 확관은 sleeve pipe의 상단부와 하단부에 각각 수행되는데 정확한 확관규격을 유지하기 위하여 컴퓨터로 확관압력의 미분치를 비교분석하여 압력펌프를 제어하였다. 압력신호의 변화가 크고 안정되지 못하여 전후신호와 비교분석하여 안정화시킨 후 미분치를 추출하여 제어함으로써 전열관의 확관이 0.02mm 이내가 되도록 하여 전열관의 과도한 확관을 방지하였다.

• Journal of Energy Engineering
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• v.22 no.2
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• pp.148-155
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• 2013

The steam generators of OPR-1000 plants have Alloy 600 and Alloy 690 as the tube material and its tube expansion method is the explosive expansion method. According to the experience of these plants, circumferential cracks were largely occurred in steam generator tubes expanded by the explosive expansion method and their locations were the outer surface of tube expansion transition region surrounding with piled-up sludge. But even though tubes have the same conditions, tubes with the hydraulic expansion method shows the prevail trend of axial cracks compared to circumferential cracks. Therefore in this study, in order to identify the difference of such phenomena as above, configurations of tube and tubesheet were modeled and at operating conditions, stress values applied in the tube expansion transition area in accordance with tube expansion methods were calculated by using computational program and the direction and the predominance of cracks were evaluated.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.34 no.5
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• pp.356-361
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• 2014

The eddy current testing performance directly affects the results of a steam generator tube integrity assessment because the integrity assessment of defected tubes is conducted based on eddy current testing results. This means that it may not be possible to accurately discriminate between adjacent flaws. This paper presents an investigation on the resolution of rotating pancake coils with multiple cracks and the effects on the structural integrity assessment of steam generator tubes.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05b
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• pp.555-560
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• 1997

원자력발전소의 전열관 보수용접기술은 원전시설의 수명연장을 목적으로 개발된 기술이며, 손상된 Inconel 600 전열관 내부에 Inconel 690 재질의 sleeve tube을 삽입한 후 용접을 하는 방법으로 수행된다. 증기발생기 전열관 sleeve 레이저 용접의 기본개념은 방사능지역 외부의 발진기로부터 발진된 레이저빔을 광섬유를 이용하여 장거리(200미터 이상) 전송하여 전열관 내부의 광학계 및 회전장치를 이용하여 전열관을 용접하는 방법이다. 본 연구에서는 펄스형 레이저의 용접 변수인 펄스폭, 반복율, 첨두출력 및 용접속도를 변화시키면서 용입상태를 측정하였고, 용접된 시편에 열처리 여부와 부식실험을 위한 C-ring 시편을 제작하여 caustic test를 위해 auto-clave vessel에서 1,000 시간 실험을 실시하였다.

• Journal of the Korea Academia-Industrial cooperation Society
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• v.16 no.3
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• pp.1684-1691
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• 2015

For performance improvement and compactness, usage of enhanced tube is inevitable. However, studies on enhanced tubes for generator is very limited. In this study, pool boiling tests were conducted for 7 heat transfer tubes. Test range covered pressure 7.38~101.3 kPa and heat flux $20{\sim}40kW/m^2$. Results show that boiling heat transfer coefficient increases as pressure or heat flux increases. Under atmospheric condition, high heat transfer coefficients were obtained for notched fin and low fin tubes(225% and 202% of the 19.0 mm smooth tube, which yielded the lowest heat transfer coefficient). As pressure decreased, high heat transfer coefficients were obtained for a low fin tube(290% and 288% of the 19.0 mm smooth tube at 12.34 and 7.38 kPa).

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 2003.10a
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• pp.38-43
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• 2003

증기발생기 전열관의 마멸은 유체 유발 진동(flow induced vibration)에 의한 전열관과 증기발생기 상부 지지구조물 사이에서 발생하게 되며 원통 지지대(stay cylinder)상부의 중앙 공공(central cavity) 주변에 집중적으로 발생되는 것으로 보고되고 있다. 국내에서는 1997년 영광 4호기의 증기발생기에 마멸 손상이 보고된 이후 영광 3호기와 울진 3, 4호기에서도 마멸 손상이 발견되고 있으며, 외국에서는 1992-1993년 기간동안 대략 500∼600 개의 전열관이 마멸에 의해 관막음(p1u99ing)된 것으로 보고되었다.(중략)

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.21 no.5
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• pp.518-525
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• 2001

As steam generator (SG) tubes have aged, new and subtle flaws have appeared. Most of them start growing from outside the tubes. Since signals from outer diameter (OD) defects are very weak compared to those from inner diameter (ID) defects in the conventional eddy current testing due to skin effect, this paper studies the feasibility of using remote field eddy current (RFEC) technique, which has shown equal sensitivity to ID and OD defects in the ferromagnetic pipe inspection. Finite element modeling studies show that the operating frequency needs to be increased up to a few hundred kHz in order for RFEC effects to occur in the nonmagnetic SG tube. The proper distance between exciter and sensor coils is also found to be about 1.5 OD, which is half the distance used in the ferromagnetic pipe inspection. Defect signals obtained by the designed RFEC probe show equal sensitivity to ID and OD defects and the existence of linear relationship between defect depth and phase signal strength. These results tell us that RFEC inspection is feasible even in nonmagnetic steam generator tubes.

• Korean Chemical Engineering Research
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• v.43 no.3
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• pp.412-418
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• 2005

The tube thickness map of water wall has been measured in a commercial circulating fluidized bed combustor (200 ton steam/hr, $4.97{\times}9.90{\times}28.98m$ height) with ultrasonic method and tube erosion has been discussed. Severe tube erosion took place in the splash region on all waterwalls including wingwalls. Erosion on the lower part of front and rear walls, close to both side walls, was more serious than other places. Erosion of some tubes around the gas exit was found to be noticible. Tube erosion increased on the wingwall as the position of the tube become closer to the center of the combustor crosssection.