• 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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• 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.

• 한국재료학회지
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• 제9권9호
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• pp.919-925
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• 1999

가공열처리에 의한 결정립계조절 개념을 이용하여 Alloy 600 재료의 결정립계특성과 부식특성을 조사하였다. 가공열 처리에 따른 결정립계특성 변화를 EBSP로 분석하였으며, 결정립계특성 변화가 입계부식 및 응력부식균열 거동에 미치는 영향을 평가하였다. 가공열처리 반복에 따른 각 단계에서의 CSL 입계의 분율 변화가 두드러지지는 않았으나, 상용재료에 비하여 CSL 분율이 약 10% 이상 향상된 결과를 얻었다. 결정립계특성 변화에 따라 입계부식 저항성이 현저하게 증가하였으나, 1차측 응력부식균열 특성에 있어서는 가공열처리를 반복할수록 파단시간과 최대하중이 감소하고 평균 균열성장속도가 증가하였으며 2차 균열이 억제되는 결과를 얻었다. 결정립계의 \`fine tuning\` 기구가 이러한 부식거동변화에 작용한 것으로 해석할 수 있었다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제20권9호
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• pp.2894-2900
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• 1996

The stream generator tubes represent an integral part of a major barrier against the fission product release to the environment. So, the rupture of these tubes could permit flow of reactor coolant into the secondary system and injure the safety of reactor coolant system. Therefore, if the crack was detected during In-Service Inspection of tubes the cracked tube should be evaluated by the pulgging criteria and plugged or not. In this study, the fracture mechanics evaluation is carried out on the thru-wall axial crack due to Primary Water Stress Corrosion Cracking in the roll transition aone of steam generator tube to help the assurence the integrity of tubes and estabilish the plugging criteria. Due to the Inconel which is used as tube material is more ductile than others, the plastic instability repture theory was used to calculate the critical and allowable crack length. Based on Leak Before Break concept the leak rate for the critical crack length and the allowable leak rate are compared and the safety of tubes was given.

• 대한기계학회논문집A
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• 제35권5호
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• pp.543-547
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• 2011

원자력발전소의 이종용접부에서 일차응력부식균열이 발생하고 있으며 용접부의 잔류응력이 균열발생 및 성장에 기여할 수 있다. 용접부의 잔류응력은 기본적으로 용접에 의해 형성되지만 기계가공에 의해 표면잔류 응력상태가 변화할 수 있다. 본 논문에서는 기계가공이 원전재료인 SA508과 오스테나이트 스테인리스강에 표면잔류응력에 미치는 영향을 평가하였다. 이를 위해 SA508, TP304, F316L 재료를 연마, 연삭, 방전가공으로 가공한 후 표면에 형성되는 잔류응력을 측정하였다. 측정방법은 구멍뚫기법과 엑스선회절법을 사용하였다. 기계가공방법에 따라 각 재료에 미치는 잔류응력의 크기 및 방향, 잔류응력이 형성되는 깊이 등의 특성을 확인하였다.

• 비파괴검사학회지
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• 제29권3호
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• pp.248-255
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• 2009

After several damages by PWSCC were found in the world, USNRC and PNNL(Pacific Northwest National Laboratory) started the research on PWSCC under the project name of PINC. The aim of the project was 1) to fabricate representative NDE mock-ups with flaws to simulate PWSCCs, 2) to identify and quantitatively assess NDE methods for accurately detecting, sizing and characterizing PWSCCs, 3) to document the range of locations and morphologies of PWSCCs and 4) to incorporate results with other results of ongoing PWSCC research programs, as appropriate. Korea nuclear industries have also been participating in the project. Thermally and mechanically cracked-four mockups were prepared and phased array and manual ultrasonic testing(UT) techniques were applied. The results and lessons learned from the preliminary RRT are summarized as follows: 1) Korea RRT teams performed the RRT successfully. 2) Crack detection probability of the participating organizations was an average 87%, 80% and 80% respectively. 3) RMS error of the crack sizing showed comparatively good results. 4) The lessons learned may be helpful to perform the PINC RRT and PSI /ISI in Korea in the future.

• 비파괴검사학회지
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• 제29권2호
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• pp.153-161
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• 2009

2002년 미국 Davis Besse 원전에서 원자로 압력용기의 상부헤드 관통관 부위의 손상이 발견되고, 2002년 벨기에 Tihange 2호기 및 2003년 일본 쓰루가 원전의 가압기 노즐에서 균열이 발견되어 세계적으로 니켈합금기기의 일차 수응력 부식균열(PWSCC; primary water stress corrosion cracking)이 원자력안전에 상당히 위협적임을 인식하게 되었다. 이에 따라 2005년부터 4년간 계획으로 미국 NRC를 중심으로 니켈합금기기의 검사에 관한 국제공동연구(PINC; program for the inspection of nickel alloy components, 이하 PINC라 함)를 시작하였고 본 논문에는 2005년부터 수행된 PINC 국제공동연구의 수행현황에 대해서 소개한다. PINC 국제공동연구의 목적은 일차 수응력 부식균열의 형상(morphology)을 규명하고, 일차 수응력 부식균열에 대한 비파괴검사기법을 평가하는 것이다. 이 목적을 위하여 한국에서는 한국원자력안전기술원(Korea Institute of Nuclear Safety, KINS, 이하 KINS라 함)을 주축으로 한국원자력연구원, 성균관대, 원자력발전기술원, 한전KPS, (주)엔스코, (주)UMI, (주)세안, 두산중공업(주)이 참가하였고, PINC 수행 결과는 2009년 상반기에 NUREG 보고서로 발간될 예정이다. 이러한 국제공동연구를 수행함으로써 국내 기계재료분야의 결함 형성 및 분석기술이 선진국 수준임을 과시하고, 국내 비파괴검사 기술을 선진국 수준으로 끌어 올릴 수 있었으며, 이번 기회를 통하여 국내 산학연이 서로 협력하여 니켈합금기기의 건전성평가 기술을 한 단계 상승시킬 수 있었다.

• 비파괴검사학회지
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• 제29권3호
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• pp.256-263
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• 2009

After several PWSCCs were found in Bugey(France), Ringhals(Sweden), Tihange(Belgium), Oconee, Arkansas, Crystal Fever, Davis-Basse, VC Summer(U.S.A.), Thuruga(Japan), USNRC and PNNL started the research on PWSCC, that is, the PINC project. USNRC required KINS to participate in the PINC project in May 2005. KINS organized the Korean consortium at March 2006 and Pre-RRT for RVHP were performed for the preparation of PINC RRT. Through these preliminary RRT, Korea NDE teams can learn and develop the detection and sizing technique for RVHP dissimilar metal weld. These techniques are now being prepared in Korea and need to be utilized for the In-service inspection of the RVHP and BMI of Korea Nuclear Power Plants. PINC RRT mock-ups will be helpful to training.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제11권1호
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• pp.20-24
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• 2015

Steam generator(S/G) tubes in pressurized water reactor (PWR's) are subject to several types of degradation. This degradation includes denting, pitting, intergranular attack(IGA), intergranular stress corrosion cracking(IGSCC), fatigue, fretting and wear. Degradation can be derived from either the primary side(inside) or the secondary side(outside) of the tube. Recent issue for tube degradation in domestic steam generator is the tube end cracking on seal weld region. The seal weld region at the tube end and tube itself is regarded as a pressure boundary between the primary side and the secondary side. One of the Westinghouse Model-F S/G has experienced tube end cracking and its number of plugging approximately becomes to the operating limit up to 5% due to tube end cracking which was reported as SAI/MAI(single/multiple axial indication) or SCI/MCI(Single/multiple circumferential indication) from the results of eddy current testing. Eddy current mock-up test was carried out to determine the origin of cracking whether it is from weld zone area or parent tube. This result was helpful to analyze crack location on ECT data. Correct action on this problem was the installation of tube-end sleeve. Last year, after removing 340 installed plugs from tubes, selected 269 tubes took tube-end sleeve installation. Tube-end sleeve brought pressure boundary from parent tube to installed sleeve tube. Tube-end sleeve has the benefit of reducing outage period and increasing more revenue than replacing S/G. This paper is provided to assist interest parties in effectively understanding this issue.

• 비파괴검사학회지
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• 제33권1호
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• pp.26-33
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• 2013

원자로 BMI 노즐은 원자력발전 설비의 운영을 위한 핵심요소 중 하나이며 하부헤드에 설치되어 있다. 상부헤드에 비해 비교적 저온영역에 있지만 최근 외국사례에 비추어 볼 때 PWSCC의 발생 가능성이 크기 때문에 가동중 비파괴검사가 반드시 필요하다. 그러나 BMI 노즐은 원자로 하부에 있기 때문에 고방사선 구역이며 원자로 내부는 붕산수로 채워져 있기 때문에 접근이 매우 어렵다. 본 연구에서 BMI 노즐 검사를 위하여 TOFD를 이용한 탐촉자를 개발하였고, 자동화검사를 위해 내방수 기능을 가진 스캐너를 개발하였다. 또한, BMI 노즐과 동일한 재질 및 형상으로 인공결함시험편을 제작하여 자동화 비파괴검사 시스템의 성능검증을 수행하였다.