• 제목/요약/키워드: 1차냉각수 응력부식균열

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원전 증기발생기 전열관용 $\textrm{INCONEL}_{TM}$ Alloy 600의 1차측 응력부식균열에 미치는 냉간변형의 영향 (The Effect of Cold Work on Primary Water Stress Corrosion Cracking of $\textrm{INCONEL}_{TM}$ Alloy 600 Nuclear Power Steam Generator Tube Material)

  • 이덕현;한정호;김경모;김정수;이은철
    • 한국재료학회지
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    • 제8권8호
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    • pp.726-732
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    • 1998
  • 가압 경수로형 원전에 사용되는 Alloy 600 증기발생기 전열관재료의 입계응력부식균열 거동에 미치는 냉간변형의 영향을 1차 냉각수 모사조건에서 정속인장시험방법으로 조사하였다. 인장 냉간변형은 응력부식균열을 크게 가속화 시키지는 않았으며 변형량이 25%이상인 경우에는 응력부식균열이 발생하지 않았다. 이 현상은 냉간 변형량 및 형태에 따른 미소변형 및 응력의 불균질성에 영향을 받는 것으로 사려되며 응력의 크기는 직접적인 영향을 주지 않는 것으로 보인다. 국부적인 큰 응력구배가 존재하는 경우 균열의생성 및 성장이 현저히 가속화되었는데 이는 원전 1차측 응력부식균열 기구가 응력구배에 의존하는 과정과 연관되어 있다는 증거이다. Hump 시편을 이용한 정속인장시험방법은 짧은 실험기간내에 원전 1차측 응력부식균열 특성을 평가할 수 있는 방법이었다.

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스프링 체결나사의 응력부식균열 수명예측 (Stress Corrosion Cracking Lifetime Prediction of Spring Screw)

  • 고승기;류창훈
    • 대한기계학회:학술대회논문집
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    • 대한기계학회 2004년도 추계학술대회
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    • pp.7-12
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    • 2004
  • A lifetime prediction of holddown spring screw in nuclear fuel assembly was performed using fracture mechanics approach. The spring screw was designed such that it was capable of sustaining the loads imposed by the initial tensile preload and operational loads. In order to investigate the cause of failure and to predict the stress corrosion cracking life of the screw, a stress analysis of the top nozzle spring assembly was done using finite element analysis. The elastic-plastic finite element analysis showed that the local stresses at the critical regions of head-shank fillet and thread root significantly exceeded than the yield strength of the screw material, resulting in local plastic deformation. Normalized stress intensity factors for PWSCC life prediction was proposed. Primary water stress corrosion cracking life of the Inconel 600 screw was predicted by using integration of the Scott model and resulted in 1.78 years, which was fairly close to the actual service life of the holddown spring screw.

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원전 증기발생기 전열관 확관법이 확관부위 잔류응력에 미치는 영향 (Effects of Expanding Methods on Residual Stress of Expansion Transition Area in Steam Generator Tube of Nuclear Power Plants)

  • 김용규;송명호
    • 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.

핵연료상단고정체 누름스프링 체결나사의 파손해석 (Failure Analysis of Top Nozzle Holddown Spring Screw for Nuclear Fuel Assembly)

  • 고승기;류창훈;이정준;나의균;백태현;전경락
    • 대한기계학회:학술대회논문집
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    • 대한기계학회 2003년도 추계학술대회
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    • pp.1234-1239
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    • 2003
  • A failure analysis of holddown spring screw was performed using fracture mechanics approach. The spring screw was designed such that it was capable of sustaining the loads imposed by the initial tensile preload and operational loads. In order to investigate the cause of failure, a stress analysis of the top nozzle spring assembly was done using finite element analysis and a life prediction of the screw was made using a fracture mechanics approach. The elastic-plastic finite element analysis showed that the local stresses at the critical regions of head-shank fillet and thread root significantly exceeded than the yield strength of the screw material, resulting in local plastic deformation. Primary water stress corrosion cracking life of the Inconel 600 screw was predicted by using integration of the Scott model and resulted in 1.42 years, which was fairly close to the actual service life of the holddown spring screw.

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