• 대한기계학회논문집 C: 기술과 교육
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• 제3권3호
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• pp.225-232
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• 2015

제어봉구동장치는 원자로의 반응도를 제어하기 위한 전기기기이다. 기존 제어봉구동장치는 원자로 외장형으로 원자로덮개의 노즐에 설치되었다. 그러나 최근에는 제어봉인출 사고를 근본적으로 배제하기 위한 내장형 제어봉구동장치의 필요성이 대두되어 왔다. 본 논문에서는 기존의 자석잭 방식 외장형 제어봉구동장치를 응용하여 원자로 내장형 제어봉구동장치를 개발하는 개념설계를 소개한다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제36권10호
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• pp.1235-1239
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• 2012

원자력발전소의 원자로압력용기 상부헤드에는 출력제어 및 정지용 제어봉이 통과하는 노즐이 있으며 이 노즐은 상부헤드 노즐과 J 형태의 홈으로서 용접 되어 있다. 최근 외국의 원자력발전소에서 이 용접영역 주변의 노즐 및 용접부에서 일차수응력부식 균열이 발생한 사례가 보고되고 있다. 본 논문에서는 이 용접부의 용접잔류응력과 운전 중에서의 응력상태를 유한요소해석을 이용하여 평가함으로써 고응력 위치를 확인하고 응력관점에서 균열발생 가능성이 높은 지역을 예측하고자 하였다. 해석결과 용접에 의해서 형성된 잔류응력이 수압시험과 운전조건에 의해 다소 변동되기는 하나 응력분포형태는 큰 변화가 없었다. 전반적으로 노즐내면에서는 용접이 시작되는 지점 주변에서 최대 인장응력이 형성되고 노즐외면에서는 용접이 끝나는 지점 주변에서 최대인장응력이 형성되는 것을 확인하였다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제9권1호
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• pp.56-61
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• 2013

This paper presents the results of integrity assessment for the cracks happened in reactor vessel upper head penetration nozzles. The crack morphology for a boat sample from crack area was analyzed through microscope. The stress condition including weld residual stress around crack was analyzed using finite element analysis. From the results of crack morphology and stress condition, the crack was concluded as primary water stress corrosion cracking. The integrity of the cracked nozzle was assessed by the methodology provided in ASME Section XI. According to the assessment results, the remaining life of the cracked nozzle was 1.43 yrs. and the plant decided to repair it.

• 대한기계학회논문집A
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• 제38권6호
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• pp.637-647
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• 2014

국내 가압경수로형 원자로의 압력용기 상부헤드에는 많은 제어봉구동장치(CRDM) 노즐이 분포한다. 이들 노즐은 억지끼워맞춤(Shrink fitting) 방식으로 결합되어 용접 처리 된다. 용접에 의해 발생되는 인장잔류응력은 일차수응력부식균열을 발생시키는 주요 요인이다. 이러한 이유로 최근 15 여 년 동안 관통노즐 용접부 부위에서 균열 발생 사례가 증가하고 있으며, 이를 극복하기 위해 다양한 방안이 모색되고 있다. 또한 용접과정에서 발생되는 불필요한 결함은 일차수응력부식균열(PWSCC)을 가속화 시키는 원인이 되기도 한다. 원자로 제작과정에서 용접에 의한 결함은 보수용접에 의해 즉시 수리가 이루어 진다. 기존의 연구에서는 정상적인 용접과정에서 발생되는 잔류응력을 예측하였으나, 본 연구에서는 용접과정에서 발생되는 결함을 보수하기 위해 실시되는 보수용접이 용접잔류응력에 미치는 영향을 분석하였다.

• 한국안전학회지
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• 제37권5호
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• pp.80-88
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• 2022

The Korean nuclear industry had developed the SPACE (Safety and Performance Analysis Code for nuclear power plants) code, which adopts a two-fluid, three-field model that is comprised of gas, continuous liquid and droplet fields and has the capability to simulate three-dimensional models. According to the revised law by the Nuclear Safety and Security Commission (NSSC) in Korea, the multiple failure accidents that must be considered for the accident management plan of a nuclear power plant was determined based on the lessons learned from the Fukushima accident. Generally, to improve the reliability of the calculation results of a safety analysis code, verification is required for the separate and integral effect experiments. Therefore, the goal of this work is to verify the calculation capability of the SPACE code for multiple failure accidents. For this purpose, an experiment was conducted to simulate a Control Element Drive Mechanism (CEDM) break with a safety injection failure using the ATLAS test facility, which is operated by Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI). This experiment focused on the comparison between the experiment results and code calculation results to verify the performance of the SPACE code. The results of the overall system transient response using the SPACE code showed similar trends with the experimental results for parameters such as the system pressure, mass flow rate, and collapsed water level in component. In conclusion, it can be concluded that the SPACE code has sufficient capability to simulate a CEDM break with a safety injection failure accident.

• 대한기계학회논문집A
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• 제37권9호
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• pp.1159-1168
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• 2013

가압형 경수로 원자로의 압력용기 상부헤드 관통노즐 J-groove 용접부 주변에서 일차수응력부식균열(PWSCC)로 인한 냉각수 누설사례가 발생하고 있다. 본 연구에서는 PWSCC 의 주요 원인 중 하나인 용접 잔류응력을 유한요소 해석을 이용해 평가하고 원자력 발전소의 정상가동 조건을 해석에 반영하는 방법이 용접잔류응력 분포에 미치는 영향에 대한 분석을 수행하였다. 또한 반복되는 원자력 발전소의 가동 주기가 용접잔류응력 분포에 미치는 영향을 확인하여 정상가동조건에서의 정확한 용접 잔류응력을 예측할 수 있는 방법을 분석하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제35권10호
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• pp.1337-1345
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• 2011

가압경수로형 원자로의 원자로압력용기 상부헤드에는 많은 제어봉구동장치(CRDM) 노즐이 분포한다. 최근 10 여 년 동안 제어봉구동장치 alloy 600 CRDM 노즐에서 균열 발생 사례가 증가하고 있으며, 이는 용접과 연관성이 매우 깊은 것으로 알려져 있다. CRDM 노즐에서 발생하는 축 및 원주방향 균열은 유럽과 미국의 원자력 발전소에서 발견되었으며, 사고의 원인은 용접 잔류응력 및 작용하중에 기인하는 일차수응력부식균열(PWSCC)임이 확인되었다. 이러한 이유로 본 연구에서는 유한요소해석을 통해 한국형 원자로의 CRDM 관통 노즐 용접부를 대상으로 용접 잔류응력을 예측하였으며, 특히, 관통노즐의 위치와 형상, 용접부 필렛 형상 및 인접노즐 용접에 의한 영향을 분석하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제36권10호
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• pp.1115-1130
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• 2012

최근 원자로 압력용기 상부헤드 관통노즐 J-groove 용접부 주변에서 균열로 인한 냉각수 누출사고가 발행하고 있다. 이러한 사고의 원인은 용접에 의한 인장잔류응력, 농축된 붕산수 및 응력부식에 민감한 재료로 인한 일차수응력부식균열(PWSCC : primary water stress corrosion cracking)인 것으로 판명되었다. PWSCC 평가는 원자로 건전성 평가의 주요 관심사로서 용접에 의해 발생되는 잔류응력을 정확하게 예측함으로써 가능하다. 본 연구에서는 유한요소해석을 이용하여 국내 원자로의 일반적인 J-groove 용접부의 해석절차를 소개하고, 용접해석 관련 변수의 민감도 해석을 통해 잔류응력 예측기법을 제시하고자 한다. 이를 위해 2 차원 및 3 차원 요한요소해석 방법을 바탕으로 변수 민감도 해석을 수행하였으며, 기존 연구결과와 비교를 통해 해석절차 및 방법의 유용성을 검정하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제37권3호
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• pp.387-395
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• 2013

최근 국외의 원자로 상부헤드 CRDM 관통노즐에 일차수 응력부식균열로 인한 냉각수 누출사고가 발생하였다. 일차수응력부식균열은 부식에 민감한 재료, 인장 잔류 응력 및 부식 환경 등의 3 가지 요인의 상호작용에 의해 발생하는 것으로 알려져 있기 때문에 응력 부식 균열 발생 및 균열 진전을 억제하기 위해서는 용접에 의한 잔류응력에 대한 정확한 예측이 선행되어야 한다. 본 논문에서는 국내 Westinghouse 형 원자로 상부 헤드 관통노즐(CRDM)을 대상으로 노즐의 두께 및 형상 비($r_o/t$)에 따른 노즐 잔류응력 분포 특성에 대해 연구를 수행하였다. 국내에 현존하는 원자로 상부헤드 관통노즐의 실제크기($r_o$=51.6, t=16.9 mm)를 기준으로 노즐의 두께 및 형상 비($r_o/t$=2, 3, 4)의 변수를 정립하였으며 정중앙 및 최외곽에 위치한 노즐을 대상으로 연구를 수행하였다.