• 대한기계학회논문집A
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• 제25권3호
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• pp.510-519
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• 2001

The tensile and fracture toughness tests have been conducted to investigate the degradations of mechanical properties induced mainly by neutron irradiations in Zr-2.5Nb CANDU pressure tube materials operated in Wolsung Unit-1. the tests were performed at room, 150, 200, 250, 300 $\^{C}$ for the irradiated and unirradiated specimens in hot cell. The specimens were directly machined from the tube retaining original curvature using specially designed electric discharge machine(EDM). From the tensile tests of the irradiated specimens, it was found that tensile strength was increased and total elongation was decreased compared to those of the unirradiated ones. The active voltages in the fracture toughness tests for the irradiated showed the discontinuous abrupt increases caused by crack jumping in lower temperature. In the crack resistance curves we found the stable crack growth in the unirradiated, whereas the unstable and three crack growth stages in the irradiated specimens due to the accumulated irradiation defects. The various fracture characteristic values in the irradiated are remarkably lower than those of the unirradiated. Through the fractography, we found in the irradiated that smaller dimple and shorter fissures than the unirradiated, and that the fractured surface had three regions that were flat, transition and slant/shear area. These can explain the difference in the crack growth characteristic values of the irradiated and the unirradiated ones.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제17권1호
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• pp.18-27
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• 2021

This study aims to develop an improved evaluation technology for assessing CANDU-6 safety. For this purpose, the multiple steam generator tube rupture (mSGTR) followed by an unmitigated station blackout (SBO) in a CANDU-6 plant was selected as a hypothetical event scenario and the analysis model to evaluate the plant responses was envisioned into the MARS-KS input model. The model includes logic models for controlling the pressure and inventory of the primary heat transport system (PHTS) decreasing due to the u-tubes' rupture, as well as the main features of PHTS with a simplified model for the horizontal fuel channels, the secondary heat transport system including the shell side of steam generators, feedwater and main steam line, and moderator system. A steady state condition was successfully achieved to confirm the stable convergence of the key parameters. Until the turbine trip, the fuel channels were adequately cooled by forced circulation of coolant and supply of main feedwater. However, due to the continuous reduction of PHTS pressure and inventory, the reactor and turbine were shut down and the thermal-hydraulic behaviors between intact and broken loops got asymmetric. Furthermore, as the conditions of low-flow coolant and high void fraction in the broken loop persisted, leading to degradation of decay heat removal, it was evaluated that the peak cladding temperature (PCT) exceeded the limit criteria for ensuring nuclear fuel integrity. This study is expected to provide the technical bases to the accident management strategy for transient conditions with multiple events.

• 대한기계학회논문집A
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• 제26권1호
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• pp.188-195
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• 2002

To investigate the degradation of mechanical properties induced mainly by neutron irradiation, the tensile tests were conducted from room temperature to 300\\`c using the irradiated and the unirradiated Zr-2.5Nb pressure tube materials. The irradiated longitudinal and transverse specimens were collected from the coolant inlet, middle, and outlet parts of M-11 tube which had been operated in Wolsung CANDU Unit-1 and exposed to different operating temperatures and irradiation fluences. The different tensile behavior was characterized not by the fluences of irradiation but by the tensile loading direction. The transverse specimen showed the higher strength and lower elongation than those of the longitudinal one. It was believed that these phenomena resulted from the microstructure anisotropy caused by the extrusion process. The increased strength hardening and decreased elongation embrittlement of the irradiated material were compard to those of the unirradiated one. While the tensile strength of the inlet was higher than that of the outlet, the elongation of the inlet was lower than that of outlet. Considering the operation condition, it was proposed that the operating temperature could be a more effective parameter than the irradiation fluence for long-time life. Through the TEM observation, it was found that while the a-type dislocation density was increased, the c-type dislocation was not changed in the irradiated. The fact that the higher dislocation density was sequentially distributed over the inlet, the middle, and the outlet parts was consistent with the distribution of the tensile strength.

• 대한기계학회논문집
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• 제13권2호
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• pp.221-228
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• 1989

본 연구에서는 가상균열진전법과 수정 J-적분식을 연계하여 사용할 수 있는 유한요소 프로그램을 개발하고, 이 프로그램을 기존 결과가 있는 2상재료에 적응하여 타당성을 검토한 후, 다상재료의 경우에도 확장하였고, 실제 상변태가 발생하는 중수(heavy water)형 원자로 압력관(pressure tube)의 균열해석에 적용하여 보았다.

• 한국실천공학교육학회논문지
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• 제2권1호
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• pp.126-134
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• 2010

공업계 고등학교의 금속재료 교과목 중에 재료시험법은 과학기술이 급격히 발전하는 것에 비해 교육수준이 시대에 뒤떨어지고 있다. 특히 기존의 파단면 해석방법보다 훨씬 진일보된 장비와 기술력으로 해석이 가능한 Fractography기법 도입의 필요성이 부각되고 있다. 이런 Fractography의 중요성과 해석방법을 중수로 압력관 재료를 이용하여 파단면의 특성을 정성적으로 해석을 통하여 입증하였다. 추후 공업계 고등학생들의 전문성을 늘이고, 자긍심을 함양하기 위해서 이런 최신 교과내용을 포함해야 할 것이다. 이런 교과내용을 현존하는 과학기술과 맞추는 작업은 주무행정기관에 의해 이루어지기 전에 일선 교사들의 자발적인 참여에 의해 수행될 필요성이 있다고 생각된다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제26권11호
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• pp.2305-2311
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• 2002

The pressure tube is a major component of the CANDU reactor, which supports nuclear fuel bundle and heavy water coolant. Pressure tubes are installed horizontally inside the reactor and only selected samples are periodically examined during in-service inspection. In this respect, a probabilistic safety assessment method is more appropriate fur the assessment of overall pressure tube safety. The failure behavior of CANDU pressure tubes, however, is governed by delayed hydride cracking which is the major difference from pipings and reactor pressure vessels. Since the delayed hydride cracking has more widely distributed governing parameters, it is impossible to apply a general PFM methodology directly. In this paper, a PFM methodology for the safety assessment of CANDU pressure tubes is introduced by applying Monte Carlo simulation in determining failure probability Initial hydrogen concentration, flaw shape and depth, axial and radial crack growth rate and fracture toughness were considered as probabilistic variables. Parametric study has been done under the base of pressure tube dimension and hydride precipitation temperature in calculating failure probability. Unstable fracture and plastic collapse are used for the failure assessment. The estimated failure probability showed about three-order difference with changing dimensions of pressure tube.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제35권2호
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• pp.57-62
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• 2010

원전 계획예방정비기간 증기발생기 수실작업, 가압기 전열관교체 또는 압력관피더 제거작업 지역 등은 높은 방사선량률을 보이는 지역으로, 짧은 시간 동안의 작업으로 작업종사자는 높은 피폭을 받을 가능성이 있다. 특히, 방사성물질과 접촉하는 손 부위는 높은 피폭이 일어날 수 있다. 이런 점을 고려하여 국내 가압경수로원전과 가압중수로원전의 계획 예방정비기간 중 증기발생기 수실 노즐댐 설치와 제거작업, 원자로 냉각재펌프 보수작업, 원자로헤드 보수 및 검사작업 등과 같은 고피폭 접촉작업에서 방사선작업종사자의 말단선량을 측정하기위한 현장시험을 실시하였다. 여기에 참여한 작업종사자는 가슴과 등 부위에 일상적인 절차에 따른 복수선량계를 패용한 것 이외에 손목에 개인선량계를 추가로 패용하였고, 손가락 부위에는 말단선량계 (Extremity dosimeter)를 패용하였다. 그 결과, 손가락이 받는 등가선량은 각각 손목이 받는 등가선량 및 가슴 또는 등 부위가 받는 등가선량과 일정한 비율로 평가됨을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권3호
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• pp.358-373
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• 1995

중수로용 개량핵 연료집합체인 CANFLEX 핵연료다발의 CANDU-6 원자로 장전시 열수송계통에 대한 유동안정성이 분석되었다. CANFLEX 핵연료다발은 기존의 37개봉 핵연료다발과 원자로출력 및 압력강하 측면에서 거의 일치되며, 이로인해 수력적 거동이 양립하는 반면, CANFLEX핵연료다발은 기존의 37개봉 핵연료다발 보다 임계채널 출력이 증가하며, 반경방향 출력분포의 평탄화로 인해 균일한 엔탈피 분포를 확보할 수 있게 된다. CANFLEX 핵연료다발 및 출구모관들의 상호연결관에 대한 SOPHT 모델을 개발하였으며, 이 모델을 이용하여 CANFLEX 핵연료다발이 장전된 월성 1호기의 유동 안정성 거동이 해석되었다. 해석결과, 열수송계통의 출구모관들의 상호연결관이 없을 경우에는 기존의 37개봉 핵연료다발과 같이 유동이 불안정함을 보였으며, 출구모관들의 상호연결관이 있을 경우에는 정격출력의 $\pm$1% 내에서 안정함을 보였다. 따라서 CANFLEX 핵연료다발의 월성 1호기 장전시 열수송계통의 유동안정성 측면에서는 건전할 것으로 판단되었다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제13권3호
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• pp.1255-1262
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• 2012

현재 가동 중인 월성 원자력 발전의 핵연료 교체로봇 시스템을 살펴보면 핵연료 교환에 필요한 구동압력 제어를 위해 PI제어기를 사용한다. PI제어는 구조가 간단하고 이득 설정을 통해 시스템 요구조건에 만족하는 제어 성능을 낼 수 있지만 밸브와 관로 등의 파라미터 변화로부터 적절한 이득 변경 없이 안정한 제어가 힘들다. 이러한 문제를 해결하기 위해 PI제어기 이득을 동적으로 변경 하거나 PI제어기 출력을 보상하도록 제어기를 구성하는 것이 바람직하다. 본 연구개발의 목적은 파라미터 변화에도 안정한 제어가 가능하도록 제어기를 설계하여 오차와 진동현상을 줄이는데 있다. 제안한 PI/NN제어 기법은 PI제어기와 신경회로망 제어기를 병렬 결합한 구조로 신경회로망 제어기가 PI제어기 출력을 보상하여 파라미터 변화에 강인하도록 설계 하였다. 제어기의 성능평가를 위해 직접 실 공정에 테스트하기가 힘들기 때문에 공정의 특성을 반영하여 모델링한 시뮬레이터를 개발하였고, 시뮬레이션 결과를 실 공정데이터와 비교하여 공정 특성을 모사함을 보였으며, 파라미터 변화에 PI/NN제어기가 오차 및 진동현상을 줄이는 것을 확인 하였다. 또한, 실 공정에서 사용 중인 PI제어기를 주 제어기로 사용하면서 파라미터 변화에 대한 비선형성을 보상하는 제어기 역할을 하기 때문에 신경회로망을 단독으로 사용하였을 때 보다 더 신뢰성 있고 안정적인 제어가 가능하다.