• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 추계학술발표회요약집
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• pp.219.2-219
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• 1999

• 비파괴검사학회지
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• 제21권5호
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• pp.501-509
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• 2001

증기발생기 전열관에서 1차측 응력부식균열의 발생빈도가 증가하고 있으므로 이의 정확한 탐지와 평가를 위해서는 균열 형상에 따른 와전류 신호특성을 규명하고 적합한 탐촉자를 선정하는 것이 매우 중요하다. 본 연구에서는 증기발생기 전열관의 내면 축방향 균열에 대한 와전류 검사의 검출능과 크기예측에 대한 신뢰도를 정량적으로 평가하고 pancake coil과 plus coil과의 신호특성 차이를 비교하였다. 이를 위하여 전열관 내면에 EDM으로 노치를 가공한 시편과 실제 증기발생기에서 1차측 응력부식균열이 발생하여 인출한 전열관을 시험편으로 사용하였다. 본 연구에서 얻어진 결과를 토대로 내면 축방향 균열에 대한 와전류 검사 신뢰도 향상을 위한 방안을 제시하였다.

• 한국산업안전학회:학술대회논문집
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• 한국안전학회 2002년도 추계 학술논문발표회 논문집
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• pp.13-18
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• 2002

증기 발생기 전열관의 파열 사고는 지난 20년 동안 2년마다 1개씩의 비율로 발생되어왔고 최근 몇 년간은 매년 발생되고 있는 추세이다(3). 전열관의 파열 사고는 응력부식균열, 피로 그리고 마멸 등의 원인에 의해서 발생되고 있는 것으로 알려져 있다. 초기 발전소에서 균열의 발생 및 성장은 축 방향 균열에 국한하여 관심을 가졌었으나 최근 원주 방향 균열에 의한 사고가 발생되면서 원주 방향 균열에 대해 관심을 가지게 되었다.(중략)

• 비파괴검사학회지
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• 제21권5호
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• pp.493-500
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• 2001

기존의 누설자속 탐상용 pig를 이용한 가스배관 검사시 축 방향 길함의 검출은 매우 어렵다. 본 논문에서는 원주 방향의 전류와 축 방향 응력부식균열(SCC)의 상호작용을 이용한 새로운 기술을 소개한다. 이 방법의 타당성은 유한요소법을 통하여 연구하였는데, 이러한 상호작용의 유한요소 해석은 재료의 비선형성, 무체적성 균열의 작은 크기, 속도 효과를 고려한 시간 단계별 계산등으로 인한 컴퓨터성능 제한으로 매우 어렵다. 이 논문에서는 이 문제점을 해결하기 위해 교란방법(perturbation method)을 이용한 새로운 방법을 제시하였다. 전체 해석과정은 순차적으로 수행할 수 있는 4개의 간단한 과정들로 나누어 수행하였다. 모델링 결과는 이 방법이 하나의 SCC 또는 여러 개가 존재하는 SCC 군을 효과적으로 검출 할 수 있음을 보여 주었다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제37권1호
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• pp.47-54
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• 2013

본 논문에서는 Alloy 82/182를 용접재로 이용한 원자로 배관 이종금속 맞대기 용접부(Dissimilar Metal Butt Weld)에서의 PWSCC에 의한 균열성장 거동을 평가하였다. 이를 위해 먼저 유한요소 응력해석을 수행하여 이종금속용접부에서의 응력분포를 결정하였으며, 이때 이종금속용접 및 동종금속용접에 의한 용접잔류응력 외에 수압시험과 정상운전 조건도 고려하여 기계적 하중에 의한 응력 재분배를 고려하였다. 최종적으로 이와 같이 구한 응력 분포를 바탕으로 PWSCC에 의한 축방향 및 원주방향 가상 균열의 균열성장 거동을 평가하여 PWSCC 균열 성장량을 계산하였다. 본 논문의 결과는 향후 PWSCC에 의한 원자로 배관 이종금속 맞대기 용접부의 균열성장 거동 예측에 적용될 수 있다.

• 비파괴검사학회지
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• 제29권4호
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• pp.374-382
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• 2009

원자력발전소의 1차측 및 2차측 냉각계의 장벽 역할을 하는 핵심 설비중 하나인 증기발생기(steam generator, SG) 전열관은 공공의 사회적 안전성과 효율적인 발전 용량을 유지하기 위해 구조적 건전성을 유지하여야 한다. 또한 결함을 함유하고 있는 전열관은 해당결함을 조기에 검출, 정량적으로 결함을 평가하여 필요한 경우에는 보수조치를 수행하여야 한다. 이러한 결함의 검출 및 정량화를 위해서 검사관련 고시 및 강화된 SG 관리프로그램(SGMP)에 근거하여 와전류탐상검사법(eddy current testing, ECT)을 적용, 검사를 수행하고 있다. SG 전열관에서 검출되고 있는 결함중 응력부식균열(stress corrosion cracking, SCC)은 미세한 경우 결함의 검출이 어려울 뿐 아니라 생성된 결함의 성장속도가 빠르기 때문에 SG 전열관의 건전성을 위협하는 주요결함 기구중 하나로 분류하고 있다. 본 논문에서는 다양한 결함 깊이 및 길이별로 방전가공(electric discharge machining, EDM)된 축방향 ODSCC에 대해 pancake, +point 및 shielded pancake 코일 등이 탑재된 3 coil형태의 +PT MRPC(motorized rotating pancake coils)를 적용하여 결함의 검출가능 여부 및 크기 측정을 위한 검사를 수행하였으며 본 실험결과를 통해 SG 전열관의 건전성 및 원전 운전의 안전성을 진단하는 공학적 평가 자료로써의 활용 가능성 뿐 아니라 와전류탐상검사의 신뢰도 향상을 도모하고자 하였다.

• 한국강구조학회 논문집
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• 제12권3호통권46호
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• pp.269-279
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• 2000

차량하중의 증가 및 부식 등에 의해 손상된 강교량 구조물들은 보수 보강이 요구되어진다. 손상부채를 보수 보강하는 방법은 단면결손이 없다는 장점을 가진 용접에 의한 보수방법이 유리하다. 3차원 탄소성해석 결과를 토대로 공용중 보수용접에 의해 생기는 응력과 변형의 거동에 대해 연구하였다. 균열이 있는 부재에 하중만 작용할 경우 과도 응력의 크기는 보수용접균열길이 및 균열깊이가 큰 순으로 크다. $80MPa({\sigma}_y/3)$ 및 $140MPa({\sigma}_a)$의 응력 작용시 보수용접에 의해 발생되는 응력의 크기는 무응력 상태에서 보수용접시 발생되는 응력의 크기와 하중재하에 의해 생긴 응력의 크기의 합과 비슷하다. 응력 작용시 보수용접에 의해 발생되는 용접선방향 인장과도응력 성분은 부재폭에 대한 균열 길이비(1/b)가 커지면 커짐을 알 수 있다. 또한, 응력 작용시 보수용접에 의해 발생되는 용접선 직각방향의 면내수축변위의 크기는 보수용접길이가 긴순으로 크다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제6권1호
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• pp.83-88
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• 2010

Domestic nuclear steam generators with Alloy 600 HTMA tubes have experienced axial cracking at eggcrate tube support plates(TSPs). The axial stress corrosion cracks were observed at the crevice between outside of tubes and eggcrate TSPs. The root cause of axial cracking was investigated by thermal hydraulic analysis and sludge distribution diagnosis. It is suggested that deposition of sludge at eggcrate TSPs could increase the outside surface temperature of tube and promote the enrichment of impurities at crevice, and thus accelerate cracking. Additionally strategy for reducing the sludge ingress to steam generators is discussed.

• 대한기계학회논문집A
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• 제39권10호
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• pp.979-984
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• 2015

본 논문에서는 국내 가동 중인 원자력발전소의 안전주입노즐을 대상으로 안전단의 길이와 동종금속용접부의 두께가 이종금속용접부의 응력분포에 미치는 영향을 평가하였다. 이를 위해 4가지의 서로 다른 안전단 길이와 4가지의 서로 다른 동종금속용접부 두께를 고려한 상세 2차원 유한요소 열해석 및 응력해석을 수행하였다. 유한요소해석 결과 동종금속용접부의 두께는 안전단의 길이가 짧은 경우 축방향 응력에 어느 정도 영향을 미쳤으나 원주방향 응력에는 거의 영향을 미치지 않았다. 안전단의 길이는 길이가 증가함에 따라 내면에서의 축방향 및 원주방향 응력값이 증가하는 것으로 나타났으나 특정 안전단 길이를 기준으로 응력분포가 구분되는 경향을 나타냈다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제35권10호
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• pp.1337-1345
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• 2011

가압경수로형 원자로의 원자로압력용기 상부헤드에는 많은 제어봉구동장치(CRDM) 노즐이 분포한다. 최근 10 여 년 동안 제어봉구동장치 alloy 600 CRDM 노즐에서 균열 발생 사례가 증가하고 있으며, 이는 용접과 연관성이 매우 깊은 것으로 알려져 있다. CRDM 노즐에서 발생하는 축 및 원주방향 균열은 유럽과 미국의 원자력 발전소에서 발견되었으며, 사고의 원인은 용접 잔류응력 및 작용하중에 기인하는 일차수응력부식균열(PWSCC)임이 확인되었다. 이러한 이유로 본 연구에서는 유한요소해석을 통해 한국형 원자로의 CRDM 관통 노즐 용접부를 대상으로 용접 잔류응력을 예측하였으며, 특히, 관통노즐의 위치와 형상, 용접부 필렛 형상 및 인접노즐 용접에 의한 영향을 분석하였다.