• 터널과지하공간
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• 제14권5호
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• pp.363-372
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• 2004

구마모토 안산암을 대상으로 이중 비틀림(DT) 시험을 통해 유도 홈의 단면 형상이 암석의 응력부식지수에 미치는 영향에 대하여 조사하였다. 정변위속도법에서 변위속도가 증가할수록 균열성장속도는 증가하지만 파괴인성계수는 평균 2.07 MN/m$^{3}$2/로 거의 일정하였다. 정변위법을 통하여 유도 홈의 형상이 사각형, 원형, 삼각형인 시험편을 이용하여 얻은 응력부식지수는 각각 평균 37, 36, 38로 홈의 형상에 관계없이 거의 일정한 값을 보이지만 표준편차는 삼각형 홈에서 가장 크게 나타났다. 암석의 DT시험은 중앙부에 유도 홈이 있는 시험편을 이용하는 것이 효과적이지만 광물의 평균입경 이상의 폭을 가진 사각형 단면의 홈을 이용하는 것이 가장 적절하다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제36권2호
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• pp.137-148
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• 2012

가압경수로의 많은 관통관 중에서 니켈 기저 합금인 Inconel alloy 600 계열의 이종금속용접부는 일차수응력부식균열에 민감하며, 이를 평가하기 위하여 용접부에 작용하는 잔류응력분포를 정확히 예측하는 것이 중요하다. 본 논문에서는 유한요소해석을 이용하여 노즐 맞대기 이종금속용접부에 작용하는 일반적인 잔류응력분포를 예측하였다. 이를 위해 노즐 맞대기 이종금속용접부의 형상을 단순화하여 특정한 형상 변수에 따른 용접부 잔류응력분포를 확인하였으며, 이를 토대로 기존 문헌에 제시된 오스테나이트계 배관 맞대기 용접부 잔류응력 분포식을 수정하여 가압경수로 노즐 맞대기 이종금속용접부에 작용하는 일반적인 잔류응력분포 예측식을 제시하였다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제12권1호
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• pp.17-22
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• 2016

Alloy 600 widely used in nuclear power plant is susceptible to primary water stress corrosion cracking (PWSCC). It is important to prioritize the inspection of Alloy 600 components using PWSCC susceptibility index. Plant-specific model for the susceptibility index was reviewed. The normalized PWSCC susceptibility index to a reference value is suggested and applied. The result was found to be reasonable.

• 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.

• 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.

• 한국마린엔지니어링학회:학술대회논문집
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• 한국마린엔지니어링학회 2012년도 전기공동학술대회 논문집
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• pp.173-173
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• 2012

Duplex STS는 응력부식 저항이 큰 페라이트상과 우수한 내식성을 제공하는 오스테나이트상이 미세하게 1:1로 결합하여 강도가 오스테나이트 STS 보다 최소 1.7배 이상 높을 뿐 아니라 공식(pitting)과 응력부식 저항성이 우수해 최근에 주목받고 있는 고내식 고강도 재료이다. STS의 내식성을 평가하는 여러 지수 중 Pitting에 대한 내식성을 평가하는 지수로서 PREN (Pitting Resistance Equivalent Number)이 있다. PREN =%Cr + 3.3%(Mo + 0.5%W) + 16%N PREN이 30 이상이면 해안지역에서 사용가능하나, PREN이 40 이상인 경우에는 원자력발전소, 탈황 설비, 해수설비 및 화학Plant 등 고내식 환경에서 주로 사용가능하다. PREN이 40 이상인 Super Duplex STS은 다량의 Mo와 N을 첨가하여 만든 제품으로, 최근 10여 년 동안 해수 냉각 설비, 해수 담수화 설비, 탈황 설비, 석유화학 설비 및 원전용 CASK 등의 다양한 분야에 그 사용량이 꾸준히 증가하고 있는 상황이다. 본 연구에서는 Super Duplex STS의 TIG용접에서 실드가스 중의 $N_2$의 첨가가 PREN에 미치는 영향을 검토하였다. 실드가스 중 $N_2$가 용접금속으로 침입하는 메커니즘을 규명하고, 용접조건 변화에 따른 용접금속 내 N의 함량을 측정하여 PREN을 계산하고, 용접금속의 기계적 특성과 미세조직을 검토하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제35권10호
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• pp.1337-1345
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• 2011

가압경수로형 원자로의 원자로압력용기 상부헤드에는 많은 제어봉구동장치(CRDM) 노즐이 분포한다. 최근 10 여 년 동안 제어봉구동장치 alloy 600 CRDM 노즐에서 균열 발생 사례가 증가하고 있으며, 이는 용접과 연관성이 매우 깊은 것으로 알려져 있다. CRDM 노즐에서 발생하는 축 및 원주방향 균열은 유럽과 미국의 원자력 발전소에서 발견되었으며, 사고의 원인은 용접 잔류응력 및 작용하중에 기인하는 일차수응력부식균열(PWSCC)임이 확인되었다. 이러한 이유로 본 연구에서는 유한요소해석을 통해 한국형 원자로의 CRDM 관통 노즐 용접부를 대상으로 용접 잔류응력을 예측하였으며, 특히, 관통노즐의 위치와 형상, 용접부 필렛 형상 및 인접노즐 용접에 의한 영향을 분석하였다.