• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05d
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• pp.176-181
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• 1996

원자로 용기 헤드부위의 관통관은 재질이 Inconel-600이며, 현재 세계각국에서도 원자로 헤드 관통관의 균열이 일부 발견되어 우리나라에서도 관심이 되고 있다. 국내 원전 헤드관 통관 수량도 고리 1,2호기의 경우 40개, 고리3,4호기(영광1,2) 61개, 울진 57개로서 관통관의 균열결함이 존재할 수 있다. 만약 균열이 성장하여 파손 되었을 시 원자로 냉각재 누설등 발전소 안전에 큰영향을 미치므로 균열의 원인으로 알려진 용접부위 잔류응력 및 발전소 정상운전 상태에서의 응력을 해석하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.824-829
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• 1998

미국의 개량형 원자력 발전소 개념설계단계에서 중대사고시 사고완화를 위한 전략으로 원자로 압력용기 외부냉각 개념이 제안되었다. 중대사고 진행과정에서 노심용융물이 원자로 압력용기 하부헤드로 재배치 되었을 때 압력용기 외벽을 냉각함으로서 노심용융물을 압력용기 내부에 가두어 두어 격납건물 내로의 유출을 방지하는 방식이다. 이 연구에서는 원자로 압력용기 하부헤드 내의 노심용융물 거동중 자연 순환에 의한 거동을 수치적으로 모의하여 보았다. 연구결과, 정상상태의 온도 및 속도분포는 현상학적으로 적절하게 모의되나 고화와 액화의 경우에는 고유모델의 필요성이 요구되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.166-171
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• 1997

LPMS(Loose Part Monitoring System)는 원자로 및 냉각재계통내에서 발생하는 금속파편의 검출 및 분석을 위하여 사용되는 진단 장비이다. 본 논문에서는 RPV(Reactor Pressure Vessel)의 상부헤드(closure head)와 하부헤드(lower head)에서의 금속파편의 충격위치를 평가하는 LPMS를 위한 새로운 기법을 제안하고, Mock-up에서의 실험을 통하여 그 효용성을 검증하였다. 즉, 수정된 원교차법을 제안하고, 이를 반구로 모델링된 RPV의 상ㆍ하부헤드에 존재하는 금속파편의 위치평가에 적용하므로써 정확한 충격위치를 찾을 수 있음을 보였다. 이들 결과는 충격물질의 질량이나 에너지를 계산하는데 정확한 정보를 제공해 줄 수가 있다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2004.10a
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• pp.178-179
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• 2004

• 기계와재료
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• v.19 no.1 s.71
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• pp.58-67
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• 2007

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2015.10a
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• pp.519-520
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• 2015

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.36 no.10
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• pp.1235-1239
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• 2012

Primary water stress corrosion cracking (PWSCC) has been observed around the weld region of control rod drive mechanism (CRDM) nozzles in nuclear power plants overseas. The weld has a J-shaped groove and it connects the CRDM nozzle with the reactor vessel upper head (RVUH). It is a dissimilar metal weld (DMW), because the CRDM is made of alloy 600 and the RVUH is made of carbon steel. In this study, finite element analysis (FEA) was performed to estimate the stress condition around the weld region. Generally, it is known that a high tensile region is more susceptible to PWSCC. FEA was performed as for the condition of welding, hydrostatic test and normal operation successively to observe how the residual stress changes due to plant condition. The FEA results show that a high tensile stress region is formed around the weld starting point on the inner surface and around the weld stop point on the outer surface.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.37 no.3
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• pp.387-395
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• 2013

Recently, several circumferential cracks were found in the control rod drive mechanism (CRDM) nozzles of U.S. nuclear power plants. According to the accident analyses, coolant leaks were caused by primary water stress corrosion cracking (PWSCC). The tensile residual stresses caused by welding, corrosion sensitive materials, and boric acid solution cause PWSCC. Therefore, an exact estimation of the residual stress is important for reliable operation. In this study, finite element simulations were conducted to investigate the effects of the tube geometry (thickness and radius) on the residual stresses in a J-groove weld for different CRDM tube locations. Two different tube locations were considered (center-hole and steepest side hill tube), and the tube radius and thickness variables ($r_o/t$=2, 3, 4) included two different reference values ($r_o$=51.6, t=16.9mm).

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2007.11a
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• pp.46-47
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• 2007

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2003.10a
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• pp.319.2-319.2
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• 2003