• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2008년도 추계학술대회A
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• pp.85-87
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• 2008

DMWs are common feature of the PWR in the welded connections between carbon steel and stainless steel piping. The nickel-based weld metal, Alloy 82/182, is used for welding the dissimilar metals and is known to be susceptible to PWSCC. A round-robin program has been implemented to benchmark the numerical simulation of the transient temperature and weld residual stresses in the DMWs. To solve the round-robin problem related to Pressurizer Safety & Relief nozzle, the thermal elasto-plastic analysis is performed in the DMW by using the FEM. The welding includes both the DMW of the nozzle to safe-end and the SMW of the safe-end and piping. Major results of the analyses are discussed: The axial and circumferential residual stresses are found to be -88MPa(225MPa) and -38MPa(293MPa) on the inner surface of the DMW; where the values in parenthesis are the residual stresses after the DMW. Thermo-mechanical interaction by the SMW has a significant effect on the residual stress fields in the DMW.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2008년도 추계학술대회A
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• pp.83-84
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• 2008

The primary water stress corrosion cracking (PWSCC) of dissimilar metal weld based on Alloy 82/182 is one of major issues in material degradation of nuclear components. It is well known that the crack initiation and growth due to PWSCC is influenced by material's susceptibility to PWSCC and distribution of welding residual stress. Therefore, modeling the welding residual stress is of interest in understanding crack formation and growth in dissimilar metal weld. Currently in Korea, a numerical round robin study is undertaken to provide guidance on the welding residual stress analysis of dissimilar metal weld. As a part of this effort, the present paper investigates distribution of welding resisual stress of a ferritic low alloy steel nozzle with dissimilar metal weld using Alloy 82/182. Two-dimensional thermo-mechanical finite element analyses are carried out to simulate multi-pass welding process on the basis of the detailed design and fabrication data. The present results are compared with those from other participants, and more works incorporating physical measurements are going to be performed to quantify the uncertainties relating to modelling assumptions.

• 부식과 방식
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• 제12권1호
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• pp.1-11
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• 2013

Alloy 600 재료의 PWSCC의 개념을 소개하고 그 발생과 전파에 미치는 미세조직, 온도, 응력, 수화학 환경등의 주요인자를 정리하였다. ◯ PWSCC란 니켈 기지 합금인 Alloy 600와 그 용접재인 Alloy 82/182 재료가 원자로 1차수 환경에서 보이는 응력부식균열을 의미한다. ◯ Alloy 600의 PWSCC에 미치는 주요 인자에는 재료의 미세조직, 응력, 온도, 환경등이 있으며 그 중에서 재료의 미세조직이 가장 지배적인 인자이다. ◯ 재료내의 탄화물은 탄소 함량과 열처리 조건에 따라 달리 형성되며 입계를 따라 준연속적으로 잘 발달된 입계탄화물을 가지는 재료가 PWSCC에 저항성을 가진다. ◯ 손상속도는 부가 응력의 네 제곱에 비례하여 증가하는 것으로 알려져 있다. ◯ PWSCC는 Arrhenius 관계의 열활성화 과정(thermally activated process)이다. ◯ 용존수소량에 따라 재료의 부식전위가 정해지는데 전극전위가 Ni/NiO 평형전위 부근에서 가장 큰 균열 성장 민감도를 보인다는 데는 연구자들 사이에 이견이 없다. 그러나 균열의 개시에 대한 용존수소량의 영향에 대해서는 이견이 있다.

• Journal of Welding and Joining
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• 제29권2호
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• pp.34-39
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• 2011

Nickel-based austenitic alloys such as Alloy 82 and 182 had been employed as the weld metals in nuclear power plants (NPPs) due to their high corrosion resistance as well as good mechanical properties. However, since the 2000s, the occurrence of primary water stress corrosion cracking has been reported in conjunction with these alloys in domestic and oversea NPPs. In the present work, we assumed an imaginary crack at the inner surface of a surge nozzle weld that had previously experienced the outside repair welding, and constructed its finite element model. Finite element analysis was performed with respect to the heat transfer, and then to the residual stress for obtaining the total applied stress distributions. These stress distributions were finally converted to the stress intensity factors for estimating crack growth rate. From the comparison of crack growth rate curves for the cases of no repair welding and outside repair welding, it was found that the outside repair welding did not exhibit negative effect on the crack growth for the surge nozzle under consideration in this work; in both cases, the cracks stopped growing before they became the through-wall cracks.

• 대한기계학회논문집A
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• 제36권9호
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• pp.1047-1052
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• 2012

가압경수로형 원전의 Alloy 600 원자로압력용기헤드 관통노즐 및 Alloy 82/182 이종금속 맞대기 용접부에서 일차수응력부식균열(PWSCC)이 보고된 이후 전 세계적으로 PWSCC에 의한 용접부 파단을 예방하기 위해 강화검사를 적용하고 있다. 본 이종금속용접부에 대한 가동중검사에서 균열이 발견된 경우 건전성평가 결과가 도출되기까지 발전소가 정지 상태에 있게 됨에 따라 원전 이용율 저하가 발생할 수 있는데, 이를 예방하기 위해서는 균열건전성평가 관련 기술의 정립뿐만 아니라 신속하게 평가 결과를 도출할 수 있는 시스템의 구축이 필요하다. 본 연구에서는 이종금속 맞대기 용접부를 대상으로 진행하고 있는 PWSCC 균열건전성평가 기준 정립 및 전산 시스템 개발 결과를 제시하였다. 본 연구를 통해 이종금속 맞대기 용접부 PWSCC 균열건전성평가 기술이 정립되고 전산 시스템으로 구현되어 원자로압력용기 주변 이종금속 맞대기 용접부에서의 PWSCC 균열에 대한 기술적 건전성평가 수단을 확보하였다.

• 비파괴검사학회지
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• 제33권2호
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• pp.147-153
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• 2013

최근 가압경수로형 원전의 가압기 노즐과 안전단 사이의 이종용접부에서 일차수응력부식균열에 대한 건전성 확보가 중요한 관심사항으로 대두되고 있다. 가압기 노즐은 SA508 Gr.3 저합금강이며 안전단은 F316L 스테인리스강으로, 이들 두 재료 사이에 용접재로는 Alloy 82/182가 사용되었다. 재료 결함에 대한 건전성 평가를 위해서는 재료의 기계적 물성치, 특히 인장물성과 파괴물성이 확보되어야 한다. 그러나, 일반적인 재료 규격과 시험성적서에서는 상온의 인장물성이 제공되지만 고온의 인장물성과 파괴인성이 제공되지 않는다. 따라서, 본 논문에서는 상온과 원전 운전온도에서 SA508 Gr.3과 F316L 스테인리스강에 대한 인장시험과 J-R 파괴인성시험을 수행하고 그 결과를 수록하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제37권5호
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• pp.649-655
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• 2013

이종금속용접부에 대한 실제 용접 공정 중 용접부에서 결함이 발견되면 이를 제거하고 보수용접이 수행된다. 일반적으로 보수용접을 수행하면 용접부에서 인장 잔류응력이 크게 증가될 수 있는 것으로 알려져 있다. 따라서 Alloy 82/182를 사용하여 보수용접이 수행된 이종금속용접부의 일차수 응력부식 균열 현상을 평가하기 위해서는 보수용접에 의한 용접부의 응력 변화를 정확하게 평가해야 한다. 본 논문에서는 비선형 유한요소해석을 수행하여 보수용접에 의한 원자력 이종금속 맞대기 용접부의 응력 분포를 평가하였다. 특히 보수용접 공정 모사를 위한 여러 유한요소 해석방법이 이종금속용접부의 응력분포에 미치는 영향을 평가하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권5호
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• pp.1924-1934
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• 2023

In this study, the probabilistic fatigue life model for Ni-base alloys was developed based on the Weibull distribution using statistical analysis of fatigue data reported in NUREG/CR-6909 and the new fatigue data of Alloy 52M/152 and 82/182. The developed Weibull model can consider right-censored data (i.e., non-failed data) and quantify the improved safety (or reliability) based on the level of failure probability. The overall margin in the current fatigue design limit model (ASME design curve + NUREG/CR-6909 F_en model) is similar to that of the Weibull model with a cumulative failure probability of approximately 2.5%. The margin in the current fatigue design limit model demonstrated inconsistencies for the Ni-base alloy weld data, whereas the Weibull model showed a consistent margin. Therefore, the Weibull model can systematically mitigate the excessive safety margin.

• Journal of Welding and Joining
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• 제27권4호
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• pp.32-37
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• 2009

Alloy 600 and Alloy 82/182 materials have been used widely in PWR plants. But these materials are known to be susceptible to PWSCC(Primary Water Stress Corrosion Cracking). Recently, there have been several PWSCC events in major components due to repair welding, because repair welding in the dissimilar metal welds during the construction increases residual stress significantly on the inner surface of welds. In this paper, various residual stress analyses for repair welding were performed using FEM to check the effect of repair welding on residual stress distributions in PZR safety/relief nozzle. The results indicate that for inside surface repair welding, high tensile residual stress is developed on the inside surface of the nozzles.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제44권3호
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• pp.343-354
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• 2012

Primary water stress corrosion cracking (PWSCC) is a major safety concern in the nuclear power industry worldwide. PWSCC is known to initiate only in the condition in which sufficiently high tensile stress is applied to alloy 600 tube material or alloy 82/182 weld material in pressurized water reactor operating environments. However, it is still uncertain how much tensile stress is re-quired to generate PWSCC or what causes such high tensile stress. This study was performed to pre-dict the magnitude of weld residual stress and operating stress and compare it with previous experi-mental results for PWSCC initiation. For the study, a pressurizer safety nozzle was selected because it is reported to be vulnerable to PWSCC in overseas plants. The assessment was conducted by nu-merical analysis. Before performing stress analysis for plant conditions, a preliminary mock-up ana-lysis was done. The result of the preliminary analysis was validated by residual stress measurement in the mock-up. After verification of the analysis methodology, an analysis under plant conditions was conducted. The analysis results show that the stress level is not high enough to initiate PWSCC. If a plant is properly welded and operated, PWSCC is not likely to occur in the pressurizer safety nozzle.