• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제4권2호
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• pp.29-33
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• 2008

As the measures of nuclear power plant utilities and manufacturers to reduce the defects of tube expansion region during manufacturing steam generators, many types of NDEs(Non-Destructive Examinations) are conducted to inspect the expansion region. The expansion region of tube is subject to degrade because of stress concentration induced by tube expansion, sludge pile and high temperature. So the inspections for tube expansion region have been reinforced. Liquid penetrant test, helium leak test, Bobbin profile test and hydraulic test are performed to confirm the integrity of tube expanded by hydraulic expansion method. Liquid penetrant test and helium leak test are used to inspect seal weld region on tubesheet end part. Bobbin Profile test is used to inspect fully the expanded region of steam generator tube. Hydraulic test finally verifies the integrity of seal weld region on tubesheet end part.

• 대한기계학회논문집A
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• 제35권8호
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• pp.951-956
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• 2011

원자력 발전설비의 증기발생기용 세관 재료로 인코넬 합금이 사용되고 있다. 인코넬 합금은 고니켈과 크롬의 합금으로 고온에서 내부식성이 뛰어난 특성을 가지고 있다. 본 연구에서는 인코넬 600 과 690 합금에 대해 실제 원전의 운전온도, 즉 $320^{\circ}C$가 프레팅 피로 거동에 미치는 영향에 대해 연구해보았다. 그 결과 $320^{\circ}C$에서의 단순 피로한도와 프레팅 피로한도가 상온에서의 단순 및 프레팅 피로한도에 비해 다소 저하하는 것을 알 수 있었다. 아울러 하중 반복회수와 마찰력의 변화 특성도 얻었다. 또한 파단면을 전자현미경으로 관찰하여 프레팅 피로기구도 검토해 보았다. 이와 같은 결과는 실제 운전온도에서 프레팅을 받는 증기발생기의 구조건전성 평가에 활용 가능할 것으로 생각된다.

• 비파괴검사학회지
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• 제30권4호
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• pp.330-337
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• 2010

본 논문은 원전 증기발생기(SG, steam generator) 세관의 정밀 진단을 위한 차세대 탐촉자인 배열형 와전류 탐촉자의 특성 해석에 대한 3차원 전자기 수치해석을 수행하였다. 다양한 결함 해석을 위해 ASME(American Society of Mechanical Engineers) 표준시험편과 X-probe combo 표준보정시험편(inline EXP/spiral groove combo standard)을 선정하여 탐상신호를 획득하고, 실제 실험 신호와 비교하여 결과의 타당성을 검증하였다. 표준 보정 시험편의 해석 결과를 바탕으로 원전 SG 세관에서 주로 발생하고 있는 pitting, SCC(stress corrosion cracking), multiple SCC, wear 결함에 대하여 탐상신호를 획득하였다. 해석 대상으로는 원자력발전소 SG 세관으로 사용하고 있는 Inconel 600 도체관을 사용하였고, 이때의 시험주파수는 300 kHz이다. 본 논문을 통하여 각각의 결함에 대한 신호 특성을 파악하여 배열형 와전류 탐촉자의 결함의 종류에 따른 신호 특성을 확인할 수 있었다. 본 논문의 결과는 배열형 와전류 탐촉자의 와전류 탐상 신호 평가시 도움이 될 것이다.

• 비파괴검사학회지
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• 제29권2호
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• pp.137-144
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• 2009

본 논문에서는 전자기 유한요소 해석을 통하여 원전 증기발생기(SG, steam generator) 세관의 결함 크기 변화에 따른 배열 와전류 프로브의 와전류탐상 특성을 해석하였다. 프로브의 전자기적 특성을 해석하기 위하여 맥스웰 방정식을 이용하여 지배방정식을 유도하였고, 이를 3차원 전자기 유한요소법을 이용하여 문제를 해석하였다. 해석을 위해 선정한 결함은 평저공(FBH, flat bottomed hole) 결함을 선정하였다. FBH결함에 대해 결함의 위치를 관의 외부표면에 존재하게 하고 결함의 깊이는 세관 두께의 20%, 40%, 60%, 80%, 100%로 하였다. 또한 결함의 크기변화 및 시험주파수를 100 kHz, 300 kHz, 400 kHz로 변화시켜 해석하였다. 해석 대상으로는 원자력발전소 증기발생기 세관으로 사용되고 있는 Inconel 600 도체관을 사용하였다. 본 논문을 통하여 결함형상, 깊이 및 크기, 시험주파수의 변화에 따른 탐상신호의 변화를 확인할 수 있었다. 본 논문의 결과는 배열 와전류 프로브의 와전류탐상 신호 평가시 도움이 될 것이다.

• 비파괴검사학회지
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• 제27권5호
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• pp.383-392
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• 2007

본 논문에서는 신경회로망을 이용하여 원자력 발전소 증기발생기 세관의 결함 깊이와 폭을 예측하는 연구를 수행한다. 결함 크기 추정을 위하여 우선, I-In 형태, I-Out 형태, V-In 형태, V-Out 형태의 4가지 결함형상에 대한 와전류탐상시험(ECT) 신호를 생성한다. 특히, 유한요소법에 기반한 수치해석 기법을 이용하여 여러 가지 폭과 깊이를 갖는 결함 400개의 ECT 신호를 생성한다. 이와 같이 생성된 ECT 신호로부터, 결함 크기와 폭을 예측하기 위한 새로운 특징벡터를 추출하는데, 이 특징벡터에는 최대 임피던스 값을 갖는 점과 최대 임피던스값의 1/2의 값을 갖는 점 사이의 위상각이 포함된다. 추출된 특징벡터를 이용하여 결함의 크기를 예측하기 위해서 하나의 은닉층을 갖는 다층퍼셉트론을 이용하였다. 컴퓨터 모의실험 연구를 통하여 제안된 방법이 우수한 예측성능을 갖는다는 것을 보였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권4호
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• pp.483-490
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• 1995

PKL III A 4.4 실험은 "증기발생기 세관파열사고 후 소외전원 가용의 조건 하에서 발전소가 비상냉각수 주입없이 수작동에 의해 제어될 수 있음을 확인하는 것이다. 실험 모사에 따른 NLOOP Code의 제한이나 능력의 검증을 위해, 실험에서 얻어진 PKL 설비의 거동은 NLOOP의 결과와 상호 비교되었다. NLOOP 코드는 한국원자력연구소와 독일 SIEMENS/KWU사에 의해 Westinghouse 형 발전소의 과도현상 해석용으로 개발되었으며, PKL III 설비모사를 위해 적절히 수정되었다. 자연대류에 의한RCS Loop의 냉각수 유량과 격리된 RCS Loop에서의 자연대류 중단현상을 특별히 주의깊게 연구하였다. 실험과 계산 결과의 비교는 NLOOP 코드의 의사능가 문제점들을 보여준다.보여준다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제4권2호
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• pp.34-39
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• 2008

Steam Generator(SG) tubes are classified as one of the key components in nuclear power plants, and they should be periodically examined by the intensified management program for the assurance and diagnosis of their structural integrity. In this study, we use the optimum analysis technique to draw the detection and categorization of bowing(BOW) signals; abnormal tube-to-tube proximity in the SG upper bundle free span area. The locations in which BOW signals are detected likely have latent degradation of ODSCC(Outer Diameter Stress Corrosion Cracking). For the sake of timely and correct detection of BOW signals and diagnosis of ODSCC, we carried out the experimental demonstrations using a reduced mock-up. And we validated the MRPC(Motorized Rotating Pancake Coil) analysis technique is better than the bobbin. Hence, it comes to conclusion that the optimum analysis technique can be a good alternative for the reliable SG tube examination.

• 대한기계학회논문집A
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• 제29권5호
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• pp.754-761
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• 2005

The 40\% of wall thickness criterion which has been used as a plugging rule of steam generator tubes is applicable only to a single cracked tube. In the previous studies performed by authors, several global failure prediction models were introduced to estimate the failure loads of steam generator tubes containing two adjacent parallel axial through-wall cracks. These models were applied for thin plates with two parallel cracks and the COD base model was selected as the optimum one. The objective of this study is to verify the applicability of the proposed optimum global failure prediction model for real steam generator tubes with two parallel axial through-wall cracks. For the sake of this, a series of plastic collapse tests and finite element analyses have been carried out fur the steam generator tubes with two machined parallel axial through-wall cracks. Thereby, it was proven that the proposed optimum failure prediction model can be used as the best one to estimate the failure load quite well. Also, interaction effects between two adjacent cracks were assessed through additional finite element analyses to investigate the effect on the global failure behavior.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.103-109
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• 1996

고리 원자력 1호기 14주기(‘95년도) 운전기간 중 증기발생기 세관 열전달 용량 저하로 전출력 운전 기간동안 정격출력보다 15% 감발 운전한 경험이 있었는데, 이 기간중 냉각재내 방사성 부식생성물(CRUD) 농도가 약 80% 감소됨을 발견하였다. 이때 출력감소 비율보다 많은 CRUD 감소현상 규명을 위해 냉각재 수질관리인자와 EPRI 피복재 부식모델인 PFCC코드를 사용한 피 복재 산화물 두께변화 등을 비교한 결과, 운전중 용출되는 방사성 부식생성물은 핵연료 표면의 피복재 산화물에 흡착된 Co핵종이 피복재 산화물 이탈시 함께 거동하는 것으로 확인되었으며, 피복재 산화물 이탈은 산화막 두께 및 열유속에 주로 의존함이 밝혀졌다. 따라서 냉각재내에서 방사성 부식 생성물의 생성률 저감을 위해서는 정상운전시 핵연료 표면의 산화막 증가를 억제할 수 있는 수질 조건을 도출하고 그에따른 운전을 통해 원전 작업자의 방사선 피폭량 저감 및 방사성폐기물의 발생을 줄일 수 있을 것으로 여겨진다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제29권3호
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• pp.187-196
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• 2004

경수로형인 한국형 표준원전과 CANDU형 중수로형 원자력 발전소의 가상 중대사고시 대기 중으로 방출되는 방사성 물질로 인한 인체 건강영향에 미치는 리스크를 평가하고 비교하였다. 두 발전소 모두 반경 80km 까지의 인구분포와 2단계 PSA의 결과로 주어지는 방사선원 방출군별 방출 분율과 노심 재고량을 이용하였으며 평가 도구로는 MACCS2를 이용하였다. 인체에 미치는 영향은 조기 사망과 암 사망을 선정하였으며 반경 10 마일 밖으로 소개가 이루어진다고 가정하고 평가 결과는 사고 발생빈도를 고려한 리스크를 CCDF 곡선군으로 나타냈다. 평가 결과에 의하면 경수로형 원전에 비해 중수로형 원전이 리스크가 적게 나타나는데 이는 중수로형 원전이 경수로형 원전에 비해 가상 중대사고로 인해 대기 중으로 방출되는 방사성 물질의 양이 적기 때문이다. 두 발전소 모두 최대 리스크를 보이는 방사선원 방출군의 대표적인 초기사건은 증기발생기 세관파손 사고로 나타났다. 따라서, 경수로형 및 중수로형 발전소 모두 사고로 인한 주변 주민 보호를 위해서는 증기발생기 세관파손 사고의 발생빈도와 이로 인한 대기 중으로의 방사성 물질의 방출을 감소시키기 위한 방안이 강구되어야 한다.