• 에너지공학
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• 제22권2호
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• pp.148-155
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• 2013

한국표준형원전(OPR-1000)의 증기발생기 전열관은 관재료로 Alloy 600과 Alloy 690이 사용되고 있으며 전열관 확관방법은 폭발확관법이 적용되었다. 원전 운전경험에 따르면 전열관 확관법으로 폭발확관법이 사용된 증기발생기의 전열관들은 원주방향 균열이 잘 발생하였으며 그 위치는 전열관의 확관천이부위 외면이었고 슬러지에 의해 둘러싸인 지역이었다. 그러나 같은 조건의 전열관이라도 수압확관법이 적용된 경우는 원주방향 균열보다는 축방향 균열이 우세한 경향을 보여왔다. 따라서 본 연구에서는 상기와 같은 차이를 규명하기 위하여 전열관과 관판의 형상을 모델링하였으며 확관법에 따라 운전중 조건에서 전열관의 확관천이 부위에 작용하는 응력의 크기를 전산프로그램을 사용하여 계산하였고, 균열의 방향성과 우세성을 평가하였다.

• 에너지공학
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• 제23권2호
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• pp.149-157
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• 2014

원자력발전소의 증기발생기 전열관은 가동 중에 다양한 형태의 부식 손상이 발생한다. 전열관의 외면에 발생하는 응력부식균열은 2차측 응력부식균열이라 불리는데 주로 전열관의 확관천이지역에서 발생한다. 그 원인은 이 지역의 기하학적 특성과 관련된 슬러지의 침적에 의한 불순물의 농축과 증기 발생기 제작과정에서 확관에 의한 잔류응력이다. 특히 잔류응력은 확관방법에 따라 방향성 및 그 크기가 달라지는데 전열관에 발생하는 균열의 방향 및 발생빈도는 이와 관련이 있다. 현장 경험에 따르면, 폭발확관된 전열관은 수압확관된 전열관에 비해 확관천이 부위에서 원주방향 균열이 잘 발생하는 것으로 나타났다. 따라서 본 연구에서는 예민화된 증기발생기 전열관에 대한 응력부식균열 시험을 통해 확관법에 따른 특정방향 균열의 발생빈도 및 균열 크기를 비교하였다. 또한 균열이 발생된 전열관의 파단면 검사를 통해 균열 양상과 수화학 환경 중의 특정 성분의 영향을 관찰하였다.

• 에너지공학
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• 제21권4호
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• pp.362-372
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• 2012

원전의 증기발생기 전열관은 압력경계 부위로 결함발생으로 인한 누설 시 방사능물질을 함유한 1차 계통의 냉각수가 2차 계통으로 새어나와 발전소 및 대기를 오염시키게 된다. 근래에 전열관의 균열결함은 대개 응력 부식균열이며 전열관의 확관부위, 슬러지 침적부위 그리고 U-bend 등에서 발생한다. 확관부위 및 U-bend 등에서의 균열발생인자 중 가장 영향을 미치는 인자는 잔류응력이다. 폭발확관법이 적용된 한국표준형원전(OPR-1000)의 운전경험에 따르면, 증기발생기 전열관 확관부위에서 가동 초기부터 응력부식균열이 발생해 왔으며, 특히 원주방향 균열이 대량 발생하고 있다. 따라서 본 연구에서는 확관방법에 따른 잔류응력의 분포 및 상태를 비교하였으며, 특정 방향이 우세한 원인을 살펴보았다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제24권2호
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• pp.279-289
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• 2000

Residual stress induced in U-bending and tube-to-tubesheet joint processes of PWR's row-1 heat exchanger tube was measured by X-ray method and Hole-Drilling Method(HDM). Compressive residual stresses(-) at the extrados surface were induced in U-bending, and its maximum value reached -319 MPa in axial direction at the position of $\psi$ = $0^{\circ}$. Tensile residual stresses(+) of $\sigma_{zz}$ = 45 MPa and $\sigma_{\theta\theta}$ = 25 MPa were introduced in the intrados surface at the position of $\psi$ = $0^{\circ}$. Maximum tensile residual stress of 170 MPa was measured at the flank side at the position of $\psi$ = $90^{\circ}$, i.e., at apex region. It was observed that higher stress gradient was generated at the irregular transition regions (ITR). The trend of residual stress induced by U bending process of the tubes was found to be related with the change of ovality. The residual stress induced by the explosive joint method was found to be lower than that by the mechanical roll method. The gradient of residual stress along the expanded tube was highest at the transition region (TR), and the residual stress in circumferential direction was found to be higher than the residual stress in axial direction.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2000년도 춘계학술대회논문집A
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• pp.25-30
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• 2000

Residual stresses induced in U-bending and tube-to-tubesheet joining processes of PWR's steam generator row-1 tube were measured by X-ray method and Hole-Drilling Method(HDM). The stresses resulting from the Internal pressure and the temperature gradient in the steam generator were also estimated theoretically. In U-bent lesions, the residual stresses at extrados were induced with compressive stress(-), and its maximum value reached -319 MPa in axial direction at ${\psi}=0^{\circ}$ in position. Maximum tensile residual stress of 170MPa was found to be at the flank side at Position of${\psi}=90^{\circ}$, i.e., at apex region. In tube-to-tubesheet fouling methods, the residual stresses induced by the explosive joint method were found to be lower than that by the mechanical roll method. The gradient of residual stress along the expanded tube was highest at the. transition region, and the residual stress in circumferential direction was found to be higher than the residual stress in axial direction. Hoop stress due to an internal pressure between primary and secondary side was analyzed to be 76 MPa and thermal stress was 45 MPa.