• 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)

• 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 Institute of Industrial Safety Conference
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• 2000.06a
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• pp.1-6
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• 2000

가압 경수로의 증기발생기는 원자로(reactor vessel)와 가압기(pressurizer)에서 가열ㆍ가압된 1차 계통의 고온, 고압수가 터빈을 돌리는 2차 계통수와 열교환을 일으켜 고온ㆍ고압의 증기를 발생시키는 것으로, 전열관의 파손이 발생될 경우 1차 계통에서 2차 계통으로 방사능 물질이 누출되어 심각한 문제가 야기된다. 따라서 증기발생기의 전열관 손상이나 파손 문제는 원자력 발전소의 수명과 밀접한 관계가 있다. (중략)

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.369-373
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• 1998

증기발생기에서 부식에 의한 전열관 손상은 전열관과 관판사이의 틈새에서 대부분 발생되고 이 틈새에서의 수질환경에 좌우된다. 틈새에서는 과열도가 높아 미량의 불순물이 농축되면서 틈새수화학 (crevice chemistry)은 증기발생기 내부수 수화학과는 달라진다. 전열관 손상을 억제하기 위해서는 틈새수질을 적절히 제어하여야 하는데 이는 틈새수화학을 정확히 분석평가할 수 있는 기술을 기반으로 하여야 한다. .기존의 틈새수질을 계산하는 방법으로는 증기발생기 내부수에 비해 틈새에서 화학종들이 얼마나 농축되는지를 가정하는 농축도 (concentration factor) 방법이 있으나 가정에 의한 불확실성으로 인해 틈새수질을 정확히 해석할 수 없었다. 그러나 원전 증기발생기의 잠복불순물 방출시험 자료로부터 틈새수질을 보다 정확히 평가할 수 있는 새로운 개념의 몰비지수(molar ratio index) 방법이 최근 EPRI에서 제시되었고 EPRI 산하의 많은 발전소에서 적용중이다. 본 연구에서는 PWR 원전 증기발생기의 틈새수화학을 평가할 수 있는 기술을 개발하기 위해 잠복불순물 방출시험 자료로부터 틈새에서의 몰비지수를 계산할 수 있는 CRAP (CRevice-chemistry Analysis Program) 전산프로그램을 작성하였다 CRAP를 국내원전에 적용하여 증기발생기 및 그 틈새에서의 수화학을 평가하였다.

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
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• 2002.05a
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• pp.40-45
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• 2002

일반적으로 마모 손상된 원자력 발전소의 증기발생기의 전열관은 소성변형의 불안정에 의하여 파열이 발생된다. 이에 본 연구예서는 증기발생기 전열관에 평면형(flat type), 원주형(circumferential type)의 마모가 존재한다고 가정하고 소성 불안정(plastic instability) 해석에 기초하여 파열압력을 구하였다 또한 실험 결과와 비교하여 본 연구 해석 결과와 잘 일치함을 보였다.(중략)

• 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.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.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.29 no.2
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• pp.98-103
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• 2009

The nuclear power plants have been safely operated by plugging the steam generator tubes which have the crack indications. Tube rupture events can occur if analysts fail to detect crack indications during in-service inspection. There are various types of crack indication in steam generator tubes and they have been detected by the eddy current test. The integrity assessment should be performed using the crack-sizing results from eddy current data when the crack indication is detected. However, it is not easy to evaluate the crack-depth precisely and consistently due to the complexity of the methods. The current crack-sizing methods were reviewed in this paper and the suitable ones were selected through the laboratory tests. The retired steam generators of Kori Unit 1 were used for this study. The round robin tests by the domestic qualified analysts were carried out and the statistical models were introduced to establish the appropriate depth-sizing techniques. It is expected that the proposed techniques in this study can be utilized in the Steam Generator Management Program.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.21 no.5
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• pp.501-509
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• 2001

For the enhancement of ECT reliability on the primary water stress corrosion cracks of nuclear steam generator tubes, of which the occurrence is on the increase, it is important to comprehend the signal characteristics on crack morphology and to select an appropriate probe type. In this paper, the sizing accuracy and the detectability for the inner wall axial cracks of tubes were quantitatively evaluated using the following specimens: the electric discharge machined notches and the corrosion cracks which were developed on the operating steam generator tubes. The difference of eddy current signal characteristics between pancake and axial coil were also Investigated. The results obtained from this study provide a useful information for more precise evaluation on the inner wall axial tracks oi stram generator tubes.