• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.8 no.3
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• pp.247-260
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• 2010

The developement of a HLW disposal canister is under way in KAERI using Cold Spray Coating technique. To estimate corrosion behavior of a cold sprayed copper, a creivice corrosion test was conducted at Southwest Research Institute(SWRI) in the United State. For the measurement of repassivation potential needed for crevice corrosion, three methods such as (1) ASTM G61-86 : Cyclic Potentiodynamic Polarization Measurements, (2) Potentiodynamic Polarization plus intermediate Potentiostatic Hold method, and (3) ASTM G192-08 (THE method) : Potentiodynamic- Galvanostatic-Potentiostatic Method, were introduced in this report. In the crevice corrosion test, the occurrence of corrosion at crevice area was optically determined and the repassivation potentials were checked for three kind of copper specimens in a simulated KURT underground water, using a crevice former dictated in ASTM G61-86. The applied electrochemical test techniques were cyclic polarization, potentiostatic polarization, and electrochemical impedance spectroscopy. As a result of crevice corrosion tests, every copper specimens including cold sprayed one did not show any corrosion figure on crevice areas. And the open-cell voltage, at which corrosion reaction initiates, was influenced by the purity of copper, but not their manufacturing method in this experiment. Therefore, it was convinced that there is no crevice corrosion for the cold sprayed copper in KURT underground environment.

• 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.

• Applied Chemistry for Engineering
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• v.20 no.2
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• pp.177-185
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• 2009

The failure analysis of scales deposited on automotive thermostat housing has been carried out. Observations using energy dispersive spectroscopy and electron probe micro analyzer indicate that the main components of scales are some of additives of coolant used. For a detailed investigation of organic matters pyrolysis-GC/MS is employed. The result shows that the main organic component is benzoic acid and furthermore, a small amount of acetophenone, benzene and phenyl group is detected. Based on the results of failure analysis performed, the scales on automotive thermostat housing appear due to the deposition of coolant components, followed by crevice corrosion, into gap between housing and rubber horse. New accelerated test methodology, which could mimic the scale formation and the crevice corrosion on thermostat housing, is developed considering the above results. In order to reproduce the real operating conditions, the accelerating factors, i.e. temperature and humidity, are changed and programmed. The reproducibility of the accelerated test proposed is confirmed after analyzing the scales obtained from the accelerated test.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11b
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• pp.711-716
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• 1996

발전소 정상운전 및 정지기간 중 2차측 급수를 통하여 증기발생기 안으로 불순물이 유입되며, 운전중에 과열도가 높은 중기발생기 세관과 튜브쉬트등의 틈새에는 불순물의 농축도가 심해지며 이로인해 전열관이 부식손상을 입는다. 잠복불순물은 출력감발 및 정지기간 중에 증기발생기 급수의 냉각에 따라 불순물의 용해도차로 인해 재방출된다. 본 연구에선 89년부터 94년사이에 행하여진 원전 현장의 잠복불순물 방출시험자료를 이용하여 데이터베이스를 작성하였으며, 이중의 일부를 입력자료로 사용하여 Framona 전산코드작업을 수행한 결과 틈새의 pH 변화를 년도별로 비교할 수 있었다. 비교결과 년도가 지날 수록 증기발생기의 틈새에서의 pH는 낮아짐을 볼 수 있었으며 현장의 년도별 증기발생기 세관 관막 음수 증가 경향과 잘 일치하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.211-216
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• 1995

1994년 11월에 나타난 고리 1호기 증기발생기의 전열관 누설에 대한 원인을 조사하기 위하여 인출 전열관의 파손 분석과 슬러지 분석 및 pH 분석 등을 수행하였다. 손상원인은 국부적인 염기도 상승과 부식전위 상승에 따른 2차측 응력부식균열(ODSCC)로 밝혀졌다. 전열관 표면과 접한 관판 상부의 퇴적슬러지 끝단에 형성된 틈새에서 나타나는 비등현상으로 $Na^{+}$ 등의 양이온이 농축하게 되며, Cl$^{-}$ 등의 음이온 증발로 인하여 국부적으로 염기도의 상승현상이 야기되었다. 또한 재 가동시 전열관 표면에 침착된 잔류 구리와 용존산소의 결합으로 부식전위가 상승되었다. 이와 같은 ODSCC 발생환경은 1990년이래 지속적으로 형성된 것으로 판단된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.217-222
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• 1995

1994년 11월에 나타난 고리 1호기 증기발생기의 전열관 누설에 대한 원인 조사결과, 손상원인은 2차측 응력부식균열(ODSCC)로 밝혀졌으므로, 이에 따른 단기적인 손상완화대책으로 (1) TiO$_2$와 보론산을 첨가한 틈새 세정, (2) TiO$_2$를 첨가한 하이드라진 담금, (3) $Na^{+}$/Cl$^{-}$ 몰비 조절, (4) 용존산소 제거, (5) T$_{HOT}$ 감소 등을 선정하였다. 이와 같은 완화 대책을 적용한 경우의 ODSCC 손상진전율을 확률론적으로 분석한 결과, 증기발생기교체(1998년 예정) 이전까지 전열관 누설에 의한 운전정지 가능성은 매우 낮게 나타났다.

• Proceedings of the KAIS Fall Conference
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• 2011.05a
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• pp.498-499
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• 2011

원자력발전소 증기발생기, 보일러, 열교환기, 각종 설비 및 기기의 모재표면, 구성품표면, 틈새에 발생되었거나 침적된 슬러지를 제거하는데 있어 EDTA, DTPA의 농도에 따른 부식율을 비교측정 하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11b
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• pp.515-520
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• 1996

원자력 발전소 증기발생기의 1차측 및 2차측 응력부식균열에 대한 온도감소 효과를 고리 1호기의 현장 데이터를 근간으로 분석하였다. 고리 1호기의 경우 출력을 100%에서 85%로 감소시키므로써, 고온관 온도는 320.5$^{\circ}C$에서 313.5$^{\circ}C$로 7$^{\circ}C$ 감소하였으며, 이와 같은 온도감소 효과로 PWSCC 손상률은 약 40%, ODSCC 손상률은 약 33% 감소하는 것으로 산출되었다. PWSCC의 경우 Weibull 기울기는 b = 5.6 에서 b : 3.8로 감소한 것으로 나타났다. PWSCC의 억제방안으로는 출력감발에 의한 온도감소가 가장 효과적이지만, ODSCC의 경우에는 틈새 분위기의 변환이 큰 역할을 하는 것으로 나타났다.

• Resources Recycling
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• v.10 no.1
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• pp.56-65
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• 2001

Chemical decontamination techniques have been employed to reuse the high cost check valves contaminated with radioactivity and to reduce the radiation exposure during the inspection and maintenance work of safety injection system containing check valves. After chemical decontamination, an ultrasonic treatment was conducted to remove the fine solid particles retained in the crevices of check valves. The decontamination process conditions and the amount of chemical reagents were determined from the results of a pre-test, using the (list arm holder. The decontamination factors (DF), estimated from the activity in the solution, ranged from 14.5 to 18.5 corresponding to the activity removal of 93-95ft. The corrosion test data indicated that the general corrosion rate during a chemical decontamination-ultrasonic treatment process are low for type 304 S tainless steel, Inconel -600 and Stellite-6 materials $ (2.1\times10^{-2}$ $6.0\times10^{-2}$ and$ 1.7\times10^{-2}$ mil, respectively).

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.24 no.3
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• pp.228-235
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• 1992

Some soluble species may not be solubility-limited or congruent-released with the matrix species. For example, during the operation of the nuclear reactor, the fission products can be accumulated in the fuel-cladding gap, voids, and grain boundaries of the fuel rods. In the waste package for spent-fuel placed in a geologic repository, the high solubility species of these fission products accumulated in the“gap”, e.g. cesium or iodine are expected to dissolve rapidly when ground water penetrates fuel rods. The time and space dependent mass transport for high solubility nuclides in the gap is analyzed, and its numerical illustrations are demonstrated. The approximate solution that is valid for all times is developed, and validated by comparison with an asymptotic solution and the solution obtained by the numerical inversion of Laplace transform covering the entire time span.