The fatigue strength of the welds is affected by such factors as the weld geometry, microstructures, tensile properties and residual stresses caused by fabrication. It is very important to evaluate the structural integrity of the welds in nuclear power plant because the weldment undergoes the most of damage and failure mechanisms. In this study, the fatigue assessments for a reactor vessel outlet nozzle with the weldment to the piping system are performed considering the welding residual stresses as well as the effect of local brittle zone in the vicinity of the weld fusion line. The analytical approaches employed are the microstructure and mechanical properties prediction by semi-analytical method, the thermal and stress analysis including the welding residual stress analysis by finite element method, the fatigue life assessment by following the ASME Code rules. The calculated results of cumulative usage factors(CUF) are compared for cases of the elastic and elasto-plastic analysis, and with or without residual stress and local brittle zone effects, respectively. Finally, the fatigue life of reactor vessel outlet nozzle weld is slightly affected by the local brittle zone and welding residual stresses.
기체저장용기, 단순 개폐밸브 및 기체 공급 관으로 구성된 기체연료 주입계는 가장 간단하게 사전에 기체 도입유형을 정할 수 있다는 장점이 있다. 장치의 동작특성을 알아보기 위해 기체 흐름에 관한 일차원 동특성 방정식을 세우고 수치적으로 풀었다. 이 계산의 목적은 저장기체 압력, 저장용기 체적, 공급관의 굵기, 길이 따위의 기계적 요소들과 최대유량까지의 지연시간, 최대유량 값, 기체 펄스폭 따위의 기체 흐름의 유형을 결정하는 인자들 사이의 관계를 정립하려는 것이다.
Additive manufacturing technology, called as 3D printing, is one of fourth industrial revolution technologies that can drive innovation in the manufacturing process, and thus should be applied to nuclear industry for various purposes according to the manufacturing trend change in the future. In this paper, we performed tensile tests of 3D printed stainless steel 316L as-built specimens manufactured by two types of technology; DED (Directed Energy Deposition) and PBF (Powder Bed Fusion). Their mechanical properties (tensile strength, yield strength, elongation and reduction of area) were compared. As a result of comparison, the mechanical properties of the PBF specimens were slightly better than those of DED specimens. In the same additive type of specimens, the tensile and yield strength of specimens in the X and Y direction were higher than those in the Z direction, but the elongation and ROA were lower.
양성자과학연구단의 100-MeV 양성자선형가속기의 양성자를 사용하여 천연 169Tm과 핵반응을 일으켜 167Yb 방사성동위원소를 생성하였다. 생성된 동위원소는 17.5분의 반감기를 가지며 167Tm로 붕괴한다. 이때 발생하는 감마선을 HPGe 검출시스템을 사용하여 측정하였다. 검출기의 에너지 교정 및 검출기의 효율 측정은 표준선원을 사용하여 결정하였다. 기존에 알려진 Table of Isotopes의 주요 감마선 에너지는 모두 측정되었다. 한편, 현재까지 알려진 발생되는 감마선의 강도에 대한 정보는 매우 부정확한 상황이다. 따라서 본 연구를 통하여 주요 감마선에 대한 붕괴 강도를 정확하게 측정하였다. 전체적으로 기존에 알려져 있던 결과들과 상이한 차이를 보였으며 특히 113.3 및 106.2 keV 감마선 같은 주 붕괴 감마선의 강도들이 과대평가 되었다는 사실을 알게 되었고 62.9, 116.7 및 143.56 keV의 감마선 들은 과소평가 된 감마선들임을 알게 되었다. 본 연구의 결과는 핵융합 연구, 천체 물리학 및 핵물리 분야에 있어서 중요한 정보가 될 것으로 생각된다.
연구는 지속가능발전과 지능정보사회의 미래트렌드에 주목하여 2040~2050년 지질자원기술 관련 분야를 예측할 수 있는 한국과 일본의 과학기술예측조사 결과를 분석하였다. 지질자원기술 관련 분야로 지질환경 재해 기술과 에너지 자원 기술 분야로 구분하여 분석하였다. 한국과 일본의 지질환경 재해 분야 미래기술은 기반지질, 지구물리학적 지질재해, 기상조정 $CO_2$ 저감, 환경재해(방사성 폐기물 처분 포함), 스마트에코시티(자급자족 도시)로 제시된다. 에너지 자원 기술 분야 미래기술은 핵융합 발전이 2050년 정도에 실현되며, 2040년 정도에는 소행성 등 우주자원 개발 및 우주유인기지 구축이 실현될 것으로 보았다. 또한 2040년에는 신재료 신자원기술이 적용되어 기존의 에너지자원과 광물자원을 대체할 것으로 보인다. 일본은 지능정보사회 관점을 대대적으로 도입하여, 지질자원 분야 관련 분야에서도 새로운 관점의 기술들을 제시하고 있다.
A nuclear fusion fuel cycle plant is composed of various subsystems such as a hydrogen isotope storage and delivery system, a tokamak exhaust processing system, and a hydrogen isotope separation system. Korea shares in the construction of the International Thermonuclear Experimental Reactor fuel cycle plant with the EU, Japan and US, and is responsible for the development and supply of the storage and delivery system. We thus present details on the hydrogen isotope process safety. The main safety analysis procedure is to use a hazard and operability study. Nine segments were studied how the plant might deviate from its design purpose. We present a detailed description of the process, examine every part of it to determine how deviations from the design intent can occur and decide whether these deviations can give rise to hazards. We determine possible causes and note protective systems, evaluate the consequences of the deviation, and recommend actions to achieve our safety goal.
원자력발전소(원전) 시스템 내진성능 평가를 위하여 구조물내응답스펙트럼(ISRS)은 필수적으로 요구된다. 특히, 원전 부지 고유 스펙트럼 변경 시 새로운 ISRS 도출이 요구될 경우 지진 재해석 등의 상당한 비용을 필요로 하게 된다. 따라서 이 연구는 지진 재해석이 필요 없는 ISRS 스케일링 근사 방법에 대한 여러 가지 접근법을 제공한다. 이러한 접근법으로 도출한 ISRS는 정확한 ISRS와 비교한다. 근사 방법의 ISRS 가 원전 주요 시스템 지진응답 및 내진성능에 미치는 영향을 분석한다. 결과적으로 본 연구에서 제시한 ISRS 스케일링 근사 방법은 저주파에서 비교적 유사하게 ISRS를 도출하지만, 고주파에서는 그 정확도가 감소하였다. ISRS 스케일링 근사방법이 시스템 지진응답/내진성능 산출 정확도에 미치는 영향은 방법의 시스템 주요 모드 응답 유사도 산출 정도에 따라 결정된 것을 확인할 수 있었다.
Oxide dispersion-strengthened materials W-1wt%Pr2O3 and W-1wt%La2O3 were synthesized by wet chemical method and spark plasma sintering. The field emission scanning electron microscopy (FE-SEM) analysis, XRD and Vickers microhardness measurements were conducted to characterize the samples. The irradiations were carried out with a 5 keV helium ion beam to fluences up to 5.0 × 1021 ions/m2 under 600 ℃ using the low-energy ion irradiation system. Transmission electron microscopy (TEM) study was performed to investigate the microstructural evolution in W-1wt%Pr2O3 and W-1wt%La2O3. At 1.0 × 1020 He+/m2, the average loops size of the W-1wt%Pr2O3 was 4.3 nm, much lower than W-1wt% La2O3 of 8.5 nm. However, helium bubbles were not observed throughout in both doped W materials. The effects of pre-irradiation with 1.0 × 1021 He+/m2 on trapping of injected deuterium in doped W was studied by thermal desorption spectrometry (TDS) technique using quadrupole mass spectrometer. Compared with the samples without He+ pre-irradiation, deuterium (D) retention of doped W materials increased after He+ irradiation, whose retention was unsaturated at the damage level of 1.0 × 1022D2+/m2. The present results implied that irradiation effect of He+ ions must be taken into account to evaluate the deuterium retention in fusion material applications.
Additive manufacturing (AM) technologies have attracted wide attention as key technologies for the next industrial revolution. Among AM technologies using various materials, powder bed fusion (PBF) processes and direct energy deposition (DED) are representative of the metal 3-D printing process. Both of these processes have a common feature that the laser is used as a heat source to fabricate the 3-D shape through melting of the metal powder and solidification. However, the material properties of the deposited metals differ when produced by different process conditions and methods. 17-4 precipitation-hardening stainless steel (17-4PH SS) is widely used in the field of aircraft, chemical, and nuclear industries because of its good mechanical properties and excellent corrosion resistance. In this study, we investigated the differences in microstructure and mechanical properties of deposited 17-4PH SS by PBF and DED processes, including the heat treatment effect.
최근 고체 레이저 출력측에 비선형 광학재료를 설치하여 적외선에서 자외선에 이르기까지 넓은 대역의 파장을 가진 레이저광이 요구된다. 비선형 광학소자는 고조파발생기와 파라메터 발생기와 같은 레이저원을 이용한 주파수 전 영역까지 확장 할 수가 있다. 주파수 변환은 고전력 레이저를 이용한 확장기술에 많이 이용하고있다. 새로운 각 주파수 대역에서 광학 매개체의 비선형 광학의 응답 등을 이용할 수가 있다. 이러한 과정들은 자외선영역에서 적외선까지 고전력 방사발생을 이용할 수가 있다. 광학 파라메터발생기와 증폭기는 저주파수에서 2가지 파장 등을 발생한다. 싱글 주파수원으로부터 발생하여 몇몇의 경우에는 가시광선 영역에서 거의 자외선 영역까지 이용할 수가 있다. 결과적으로 녹색광을 얻기 위해서, 펄스형Nd:YAG 레이저는 다단펄스 포밍회로를 이용하였고 비선형광학(KTP)소자를 채택하여 적용하였다. 따라서 본 연구에서는 펄스 중첩법을 이용하여 기본파로서 직접 설계 제작 후 SHG 장치를 장착하여 녹색광을 얻고 각 중첩 메쉬에 같은 에너지를 인가했을 때의 레이저 출력과 녹색광 출력간의 상관관계와 메쉬 수에 따른 변환효율을 조사하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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