• 방사성폐기물학회지
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• 제15권1호
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• pp.91-99
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• 2017

국내에서 개발중인 콘크리트 저장용기는 방사성 물질의 격납 건전성을 유지하기 위하여 내부에 캐니스터를 포함하고 있다. 본 논문에서는 콘크리트 저장용기 내부 캐니스터의 뚜껑 용접시, 용접시간 저감과 이에 따른 캐니스터 용접부의 구조적 건전성을 확보하기 위한 방안으로, 정상, 비정상 및 사고조건에서 캐니스터 용접부 균열을 진전시키는 하중에 의해 발생되는 균열 깊이를 분석하여, 용접부의 최대 허용결함깊이를 평가하였다. 정상, 비정상 및 사고조건에서의 구조해석은 범용 유한요소해석 프로그램인 ABAQUS를 사용하였으며, 허용결함깊이는 ASME B&PV Code Section XI에 따라 막응력과 조합하중에 대해 평가하였다. 평가결과 콘크리트 저장용기의 캐니스터 용접부의 허용결함깊이는 18.75 mm로 평가되었으며, 이는 NUREG-1536에서 권고하고 있는 임계결함깊이를 만족하고 있는 것으로 나타났다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2004년도 춘계학술대회
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• pp.274-277
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• 2004

The most important mode of subcritical crack growth is primary water stress corrosion crack, which was the reported mechanism from the root cause analysis of the crack in the bimetallic welds. Stress corrosion crack growth evaluations was carried out for several flaw shapes of both axial and circumferential flaws, using the steady-state stresses including residual stresses. This evaluation considered the possibility of additional flaws in the primary loops of nuclear power plant, even though no such flaws have been identified by Ultrasonic Test. Consequently, Results show that the predicted flaw sizes will determine acceptability for continued service and maintenance.

• 대한기계학회논문집A
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• 제21권7호
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• pp.1089-1096
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• 1997

In this paper, Rancho Seco transient which is reported as a typical pressurized thermal shock event is postulated to be occuring in the Kori unit 1 plant, the oldest nuclear power plant in Korea. For the given material properties, transient history such as temperature and pressure, and postulated flaw, the stress distribution is obtained to calculate stress intensities for a wide range of assumed crack sizes. The stress intensities are compared with the fracture toughness, which is determined using the material properties and the distribution of the nil ductility transition temperature, to determine if cracking is expected to occur during the transient. The allowable operating year for the transient is determined and the evaluation results are discussed.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권2호
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• pp.226-233
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• 1995

CANDU 원자로에서 심각하게 대두되는 압력관 파손을 방지하기 위해 압력관의 두께를 증가시키는 방안이 연구되었다. 본 연구에서는 압력관 두께변화가 Zr-2.5Nb 압력관의 응력, 수소농도 및 수소지연파괴에 미치는 영향에 대해 연구를 수행하였다. 압력관 두께가 현재의 4.2 mm에서 5.2 mm로 증가할 경우에 압력관이 받는 응력과 발전소 가동중에 누적되는 중수소 흡수량은 19% 줄어드는 것으로 나타났으며, 압력관에 균열이 발생할 경우 발전소 냉각동안에 일어나는 균열 성장은 상당히 감소한다. 수소지연파괴는 압력관이 받는 응력과 누적되는 수소량에 비해 지배되는데 이와 같은 결과로부터 두꺼운 압력관은 수소지연파괴 관점에서 상당한 이점이 있는 것으로 평가되었다. 그러나 압력관 두께 증가는 수소지연파괴의 성장속도를 가속할수도 있으므로 앞으로 연구할 사항이다.