• 한국안전학회지
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• 제23권1호
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• pp.1-11
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• 2008

In this study, small punch test and tensile test were performed with specimens directly machined from an ASTM A53 grade B carbon steel pipe at which an explosion accident was occurred in the Heavy Oil Unit. Main damage mechanism of the pipe was known as a high temperature hydrogen attack(HTHA). Effects of HTHA on the mechanical strength change of the A53B steel were studied in detail. Small punch test results have showed that maximum reaction forces, SP energy and ductility were decreased at hydrogen attacked part of the pipe compared with sound part of the pipe. Yield strength and tensile ultimate strength were calculated with the obtained small punch test curve results using different methods and compared the estimation methods. Small punch test simulation has been also performed with the finite element method and then mechanical strength, equivalent strain and fracture toughness were calculated with the obtained numerical analysis results. It was shown that the fracture toughness data calculated from small punch equivalent energy obtained by the finite element analysis for SP test was very low at the hydrogen attacked part.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2009년도 학술논문요약집
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• pp.63-64
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• 2009

변환시설의 해체 시 발생한 해체폐기물은 2009년 현재까지 약 354톤이며, 이들 중 탱크, 배관, 반응기, 펌프류 동의 해체금속폐기물이 약 191톤으로 54% 를 차지하고 있다. 이들 해체금속폐기물은 제염 처리공정을 통하여 전량 자체처분폐기물로 전환시키는 것을 목표로 두고 있다. 이는 오염된 금속류를 효과적으로 제염한 다음 자체처분시킴으로서 방사성폐기물에 대한 처분비용을 저감할 수 있기 때문이다. 해체금속폐기물 중 스테인레스강 해체폐기물은 질산 용액을 사용한 초음파화학제염공정으로 제염한 후 자체처분폐기물로 53톤을 전환하였다. 탄소강 해체물의 경우 스팀제염공정으로 제염한 결과 제영 효율은 좋았으나 변환시설 가동 중 유지 보수를 위하여 페인팅을 하였던 해체물의 경우 페인트를 제거하지 않을 경우 스팀제염장치로는 제염이 안 되었다. 탄소강 해체금속폐기물은 약 117톤 발생하였으며, 이들 중 모터, 펌프 등을 제외한 제염 대상 폐기물은 약 80톤이며, 이들을 용융 제염 및 감용을 위하여 기초 연구를 수행한 결과를 바탕으로 약 180kg/batch 용량의 금속용융제염 설비를 제작 설치하여 탄소강 해체금속폐기물 용융제염 처리를 수행 중에 있다. 금속용융은 장치가 간단하고 폐기물 처리량이 비교적 적고 단속적인 운전에 매우 효과적인 고주파 유도로를 사용하였다. 용융장치는 고주파 발진장지와 용해로체로 구성된 고주파 유도설비와 냉각계통으로 구성된다. 고주파발진장치는 철제 200kg을 용해할 수 있는 용량을 갖추었으며, 실험 및 실제 처리 등 용해로체의 크기 변경이 필요할 경우에는 고주파발진기의 출력 주파수를 변경할 수 있게 하였다. 용융 장치의 발진기 부분의 입력전원은 3상, 440V, 60Hz 이며, 출력전원은 200kW, 출력주파수는 lkHz, 3kHz, 5kHz로 구성되어 있으며, 회당 180kg 의 폐기물을 용융할 시에는 3kHz로 고정하여 사용하였다. 용해로체 부분 중 고주파유도가열부는 heating coil 및 절연부로 구성되어 있고, 그 외 support frame과 lever로 구성되어 있다. 용해로체와 고주파 발진장치의 냉각을 위한 냉각설비는 냉각기와 냉매의 저장을 위한 저장조로 구성되어 있으며, 냉각기의 용량은 20RT 이다. 용융로체의 직경은 약 28cm로 크기가 큰 해체물의 장입이 어려워 작은 크기로 세절을 해야만 하며，용융로의 용량을 증가시킬 경우 해체물을 작은 크기로 세절하는 비용을 절감할 수 있을 것이다. 용융 중 시료 채취는 매 배치마다 수행하였으며, 그림3과 같은 시료 채취용 주형 틀에 국자모양의 채취기로 채취하였다. 해체물의 용융시 ingot를 생성하기 위해서 주형틀에 용융물을 장입하기 전 시료를 채취하였다 그림4는 생성된 ingot이며, 이들의 방사능 농도는 배치마다 차이는 있지만 최대 0.05 Bq/g 이하로 나타나 자체처분 폐기물로 전량 전환 가능하였다 그림5 는 해체물에 함유된 우라늄과 불순물을 제거한 슬래그로 방사능농도는 약 12Bq/g 으로 나타났으며, 이들의 발생량은 약 3wt% 정도로 폐기물 발생량이 작았다. 따라서 금속폐기물의 경우 용융제염으로 처리할 경우 폐기물 발생량을 최대로 줄일 수 있어 처리 효율이 기타 처리 공정보다 효율적인 것으로 판단된다.

• 비파괴검사학회지
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• 제30권4호
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• pp.295-301
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• 2010

원자력발전소 탄소강 배관의 유체가속부식은 주요 경년열화 현상이며 발전소의 성능 및 안전성을 저해할 수 있다. 유체가속부식 검사는 보온재 제거 및 설치로 상당한 비용이 수반되므로 최근에 보온재 제거가 필요 없고 원거리 검사가 가능한 유도초음파에 대한 관심이 점점 증가되고 있다. 유체가속부식 검출에 유도초음파 적용이 가능하다면 검사 비용 절감이 예상된다. 본 연구의 목적은 유체가속부식 손상 유무를 확인하고 결함 검출능을 결정하기 위함이다. 본 연구에서는, 실제 유체가속부식 손상 시험편의 엘보우 첫 번째 용접부와 두 번째 용접부의 진폭 감쇄비를 측정하기 위하여 3가지 검사 기법을 사용하였다. 연구 결과, 유체가속부식 손상을 검출하기 위한 최적의 검사 기법과 최소 결함 검출능을 도출하였다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제35권10호
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• pp.1105-1110
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• 2011

유동가속부식(FAC)은 가장 잘 알려진 탄소강 배관 손상 메커니즘으로 현재 국내 전 원전에서는 유동가속부식으로 인한 감육현상을 관리할 수 있는 체계적인 방안이 수립되어 있다. 그러나, 발전소 배관은 다양한 침식손상 메커니즘에 의해 여전히 손상을 받고 있다. 대표적인 침식 메커니즘은 캐비테이션, 액적충돌침식(LDIE), 플래싱, 고체입자침식(SPE)이다. 본 논문에서 기술하는 액적충돌침식 은 손상예측이 어렵고, 관리를 위한 체계적인 방안도 수립되어 있지 않다. 본 논문에서는 실제 발전소 현장에서 발생한 사례를 바탕으로 기존에 개발된 예측 모델과 실험을 통해 얻어진 상관식을 비교하여 액적충돌침식으로 인한 손상을 평가할 수 있는 방법을 제시하였다.

• 한국자기학회지
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• 제14권4호
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• pp.143-148
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• 2004

가스관의 비파괴검사로 가장 널리 사용되고 있는 자속누설탈사에서 가스배관의 잔류자화(residual magnetization, $M_{res}$)와 탐사횟수가 누설자속에 미치는 영향을 정량적으로 간편하게 실험실에서 해석할 수 있도록 배관대신에 소형의 모의장치를 제작하여 조사하였다. 제작된 장치는 나사에 의한 결함까지도 측정할 수 있고 또 원형 링을 완벽히 탈자시킬 수 있어 탐사가 진행됨에 따라 잔류자화의 영향, 배관의 자화상태변화와 누설자속 등을 효과적으로 모사할 수 있었다. 탐사횟수가 증가할수록 잔류자화, 최대자속밀도 그리고 검출전압은 감소하다가 일정해지지만 초기잔류자화(initial $M_{res}$)가 커지면 최종잔류자화(final $M_{res}$)도 커졌다. 탐사조건이 일정할 경우 검출전압은 배관의 최대자속밀도보다는 직전의 잔류자화의 크기에 직선적으로 비례하였으며 이것은 탄소강으로 만들어진 원형 링의 자기이력현상, 즉 자구구조의 변화 때문에 생기는 것으로 정확한 탐사신호를 해석하기 위해서는 이력현상을 고찰할 필요가 있다. 또 잔류자화가 크면 첫 번째 탐사에서 높은 검출전압을 얻을 수 있다는 것을 착안하여 두 번째 탐사에서는 착자기의 자화방향을 바꾸면 높은 검출을 얻을 수 있음을 제안하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제26권3호
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• pp.497-504
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• 2002

The purpose of this study is to analyze thermal cycles and to investigate microstructures of heat affected zones for a low alloy carbon steel pipe under a multipass weld. The commercial finite element code SYSWELD is used to compute thermal cycles during multipass weld. The numerical results such as thermal cycles and size of heat affected zone are compared with those of the experiment and the two results show a good agreement. In addition, the microstructure and hardness are investigated from the weldment in detail. The weakest location is founded at intercritical region near the base metal.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2004년도 추계학술대회
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• pp.96-101
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• 2004

Conventionally, SMAW process was applied to join pipes of RCL, which caused lot of loss in time and cost due to excessive heat input and defects in joining section. Recently, narrow-gap welding(NGW) process was introduced to overcome the disadvantages of SMAW. However, the application of NGW to nuclear power plant is not yet common because safety of NGW process is not proven. In present paper, the welded coupons are made of carbon steel. They are manufactured under different processes; general welding(GW), post-weld heat treatment(PWHT) after GW, repair welding after GW and PWHT with repair welding after GW in carbon steel. Performed are various mechanical tests investigation of microstructure, hardness test, tensile test at room and high temperature, bending test, impact test and J-R test. It is verified that the mechanical properties of carbon steel are greatly changed after repair welding process due to applied heat flux, and that the effect of PWHT is beneficial.

• 한국분무공학회지
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• 제16권2호
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• pp.82-89
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• 2011

When pipe components made of carbon steel in nuclear, fossil, and industry plants are exposed to flowing fluid, wall thinning caused by FAC(flow accelerated corrosion) can be generated and eventually ruptured at the position of pressure boundary. The aim of this study is to identify the locations at which local wall thinning occurs and to determine the turbulence coefficient related to local wall thinning. Experiment and numerical analyses for the tee sections of down scaled piping components were performed and the results were compared. In particular, flow visualization experiment which was used alkali metallic salt was performed to find actual location of local wall thinning inside tee components. In order to determine the relationship between turbulence coefficients and local wall thinning, numerical analyses were performed for tee components in the main feedwater systems. The turbulence coefficients based on the numerical analyses were compared with the local wall thinning based on the measured data. From the comparison of the results, the vertical flow velocity component(Vr) flowing to the wall after separating in the wall due to the geometrical configuration and colliding with the wall directly at an angle of some degree was analogous to the configuration of local wall thinning.

• Corrosion Science and Technology
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• 제11권6호
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• pp.218-224
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• 2012

Liquid droplet impingement erosion (LDIE) known to be generated in aircraft and turbine blades is recently appeared in nuclear piping. UT thickness measurements with both A-scan and B-scan UT inspection equipments were performed for a component estimated as susceptible to LDIE in feedwater heater vent system. The thickness data measured with B-Scan equipment were compared with those of A-Scan. Thermal hydraulic analysis based on ANSYS FLUENT code was performed to analyze the behavior of liquid droplets inside piping. The wall thinning rate and residual lifetime based on both existing Sanchez-Caldera equation and measuring data were also calculated to identify the applicability of the existing equation to the LDIE management of nuclear piping. Because Sanchez-Caldera equation do not consider the feature of magnetite formed inside piping, droplet size, colliding frequency, the development of new evaluation method urgently needs to manage the pipe wall thinning caused by LDIE.

• 전자공학회논문지 IE
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• 제46권4호
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• pp.25-30
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• 2009

용광로는 외피 부분에 내부 내화물의 온도를 낮추기 위하여 냉각수를 공급하는 냉각판 또는 스테이브를 사용하고 있다. 주변 조업 조건의 열악으로 냉각수를 공급하는 배관의 부식으로 냉각수가 내화물에 침투하여 내화물의 수명을 떨어뜨리고, 노황을 악화시키는 원인이 되고 있다. 이에 본 연구는 용광로 냉각설비장치에 이상 현상이 발생하였을 때 위치를 정확히 확인함에 따라 신속하게 누수된 부위를 파악하여 대처할 수 있는 기능을 갖춘 냉각관 누수 자동감지장치를 개발하였다. 주된 연구는 전자제어 장치인 마이크로프로세서를 응용한 전자변 제어장치를 이용하여 냉각설비의 파손으로 발생되는 누수현상으로 인한 고열과 분진 일산화탄소 등의 산출로 작업환경의 재해를 자동방지 하고자 하였으며, 작업환경이 친환경적이며 작업의 가치를 재창출할 수 있는 방법들이 연구되고 있다. 용광로 분위기의 일산화탄소 자동 감지장치와 그에 따른 출력신호를 자동 전송하는 무선중계기 장치를 개발함으로 용광로 냉각설비 장치의 분위기 작업환경을 수동방식에서 무인자동화방식으로 개선하였다.