• 제목/요약/키워드: Steam Generator Tube

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발전 설비용 CrMo강의 탄화물 구조와 조성 변화에 미치는 열화 및 크리프 손상의 영향 (The Effects of Thermal Degradation and Creep Damage on the Microstructure and Composition of the Carbides in the CrMo Steels for Power Plant)

  • 주연준;홍경태;이현웅;신동혁;김제원
    • 한국재료학회지
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    • 제9권10호
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    • pp.1018-1024
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    • 1999
  • Sn-3.5Ag 무연합금을 Cu 및 Alloy42 리드프레임에 납땜접합 (solder joint)하고 미세조직, 젖음성, 전단강도, 시효효과를 측정하여 비교하였다. Cu의 경우, 땜납의 Sn기지상안에 Ag(sub)3Sn과 Cu(sub)6Sn(sub)5상이, 그리고 땜납/리드프레임의 경계면에서는 1∼2㎛ 두께의 Cu(sub)6Sn(sub)5상이 형성되었다. Alloy42의 경우, 기지상내에 있는 낮은 밀도의 Ag(sub)3Sn상만이, 그리고 계면에는 0.5∼1.5㎛ 두께의 FeSn(sub)2이 형성되었다. 한편, Cu에 비해 Alloy42 리드프레임에서 퍼짐면적은 크고 접촉각은 작아 더 우수한 젖음성을 나타내었으나, 전단강도는 35%, 연신율은 75%로 낮았다. 180℃에서 1주일간 시효처리 후, Cu 리드프레임에는 계면에 η-Cu(sub)6Sn(sub)5 층외에 ξ-Cu(sub)3Sn층이 성장하였고, Alloy42 리드프레임에는 기지상내에 Ag(sub)3Sn이 구형으로 조대하게 성장하였고, 계면에는 FeSn(sub)2층만이 약 1.5㎛로 성장하였다.

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가압 경수로 및 가압중수로형 원자력 발전소의 중대사고 리스크 비교 평가 (A Comparison Study on Severe Accident Risks Between PWR and PHWR Plants)

  • 정종태;김태운;하재주
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제29권3호
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    • pp.187-196
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    • 2004
  • 경수로형인 한국형 표준원전과 CANDU형 중수로형 원자력 발전소의 가상 중대사고시 대기 중으로 방출되는 방사성 물질로 인한 인체 건강영향에 미치는 리스크를 평가하고 비교하였다. 두 발전소 모두 반경 80km 까지의 인구분포와 2단계 PSA의 결과로 주어지는 방사선원 방출군별 방출 분율과 노심 재고량을 이용하였으며 평가 도구로는 MACCS2를 이용하였다. 인체에 미치는 영향은 조기 사망과 암 사망을 선정하였으며 반경 10 마일 밖으로 소개가 이루어진다고 가정하고 평가 결과는 사고 발생빈도를 고려한 리스크를 CCDF 곡선군으로 나타냈다. 평가 결과에 의하면 경수로형 원전에 비해 중수로형 원전이 리스크가 적게 나타나는데 이는 중수로형 원전이 경수로형 원전에 비해 가상 중대사고로 인해 대기 중으로 방출되는 방사성 물질의 양이 적기 때문이다. 두 발전소 모두 최대 리스크를 보이는 방사선원 방출군의 대표적인 초기사건은 증기발생기 세관파손 사고로 나타났다. 따라서, 경수로형 및 중수로형 발전소 모두 사고로 인한 주변 주민 보호를 위해서는 증기발생기 세관파손 사고의 발생빈도와 이로 인한 대기 중으로의 방사성 물질의 방출을 감소시키기 위한 방안이 강구되어야 한다.

PASTELS project - overall progress of the project on experimental and numerical activities on passive safety systems

  • Michael Montout;Christophe Herer;Joonas Telkka
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제56권3호
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    • pp.803-811
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    • 2024
  • Nuclear accidents such as Fukushima Daiichi have highlighted the potential of passive safety systems to replace or complement active safety systems as part of the overall prevention and/or mitigation strategies. In addition, passive systems are key features of Small Modular Reactors (SMRs), for which they are becoming almost unavoidable and are part of the basic design of many reactors available in today's nuclear market. Nevertheless, their potential to significantly increase the safety of nuclear power plants still needs to be strengthened, in particular the ability of computer codes to determine their performance and reliability in industrial applications and support the safety demonstration. The PASTELS project (September 2020-February 2024), funded by the European Commission "Euratom H2020" programme, is devoted to the study of passive systems relying on natural circulation. The project focuses on two types, namely the SAfety COndenser (SACO) for the evacuation of the core residual power and the Containment Wall Condenser (CWC) for the reduction of heat and pressure in the containment vessel in case of accident. A specific design for each of these systems is being investigated in the project. Firstly, a straight vertical pool type of SACO has been implemented on the Framatome's PKL loop at Erlangen. It represents a tube bundle type heat exchanger that transfers heat from the secondary circuit to the water pool in which it is immersed by condensing the vapour generated in the steam generator. Secondly, the project relies on the CWC installed on the PASI test loop at LUT University in Finland. This facility reproduces the thermal-hydraulic behaviour of a Passive Containment Cooling System (PCCS) mainly composed of a CWC, a heat exchanger in the containment vessel connected to a water tank at atmospheric pressure outside the vessel which represents the ultimate heat sink. Several activities are carried out within the framework of the project. Different tests are conducted on these integral test facilities to produce new and relevant experimental data allowing to better characterize the physical behaviours and the performances of these systems for various thermo-hydraulic conditions. These test programmes are simulated by different codes acting at different scales, mainly system and CFD codes. New "system/CFD" coupling approaches are also considered to evaluate their potential to benefit both from the accuracy of CFD in regions where local 3D effects are dominant and system codes whose computational speed, robustness and general level of physical validation are particularly appreciated in industrial studies. In parallel, the project includes the study of single and two-phase natural circulation loops through a bibliographical study and the simulations of the PERSEO and HERO-2 experimental facilities. After a synthetic presentation of the project and its objectives, this article provides the reader with findings related to the physical analysis of the test results obtained on the PKL and PASI installations as well an overall evaluation of the capability of the different numerical tools to simulate passive systems.