• Corrosion Science and Technology
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• 제3권5호
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• pp.198-208
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• 2004

Although there has been no general agreement on the mechanism of primary water stress corrosion cracking (PWSCC) as one of major degradation modes of Ni-base alloys in pressurized water reactors (PWR's), common postulation derived from previous studies is that the damage to the alloy substrate can be related to mass transport characteristics and/or repair properties of overlaid oxide film. Recently, it was shown that the oxide film structure and PWSCC initiation time as well as crack growth rate were systematically varied as a function of dissolved hydrogen concentration in high temperature water, supporting the postulation. In order to understand how the oxide film composition can vary with water chemistry, this study was conducted to characterize oxide films on Alloy 600 by an in-situ Raman spectroscopy. Based on both experimental and thermodynamic prediction results, Ni/NiO thermodynamic equilibrium condition was defined as a function of electrochemical potential and temperature. The results agree well with Attanasio et al.'s data by contact electrical resistance measurements. The anomalously high PWSCC growth rate consistently observed in the vicinity of Ni/NiO equilibrium is then attributed to weak thermodynamic stability of NiO. Redox-induced phase transition between Ni metal and NiO may undermine the integrity of NiO and enhance presumably the percolation of oxidizing environment through the oxide film, especially along grain boundaries. The redox-induced grain boundary oxide degradation mechanism has been postulated and will be tested by using the in-situ Raman facility.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.513-518
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• 1996

This report presents a demonstration of application of realistic evaluation methodology to a posturated cold leg large break LOCA in a Westinghouse three-loop pressurized water reactor with 17$\times$17 fuel. The new method of this analysis can be divided into three distinct step: 1) Best Estimate Code Validation and Uncertainty Quantification 2) Realistic LOCA Calculation 3) Limiting Value LOCA Calculation and Uncertainty Combination RELAP5/MOD3/K ［1］, which was improved from RELAP5/MOD3.1, and CONTEMPT4/MOD5 code were used as a best estimate thermal-hydraulic model for realistic LOCA calculation. The code uncertainties which will be determined in step 1) were quantified already in previous study ［2］, and thus the step 2) and 3) for plant application were presented in this paper. The application uncertainty parameters are divided into two categories, i.e. plant system parameters and fuel statistical parameters. Single parameter sensitivity calculations were performed to select system parameters which would be set at their limiting value in Limiting Value Approach (LVA) calculation. Single run of LVA calculation generated 27 PCT data according to the various combinations of fuel parameters and these data provided input to response surface generation. The probability distribution function was generated from Monte Carlo sampling of a response surface and the upper 95$^{th}$ percentile PCT was determined. Break spectrum analysis was also made to determine the critical break size. The results show that sufficient LOCA margin can be obtained for the demonstration NPP.

• 한국진공학회지
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• 제6권S1호
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• pp.96-109
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• 1997

In order to simulate the corrosion behavior of Zr-4 alloy in pressurized water reactors it was implanted (or bombarded) with 190ke V $Zr^+\; and \;Ar^+$ ions at liquid nitrogen temperature and room temperature respectively up to a dose of $5times10^{15} \sim 8\times10^{16} \textrm{ions/cm}^2$ The oxidation behavior and electrochemical vehavior were studied on implanted and unimplanted samples. The oxidation kinetics of the experimental samples were measured in pure oxygen at 923K and 133.3Pa. The corrosion parameters were measured by anodic polarization methods using a princeton Applied Research Model 350 corrosion measurement system. Auger Electron Spectroscopy (AES) and X-ray Photoelectric Spectroscopy (XPS) were employed to investigate the distribution and the ion valence of oxygen and zirconium ions inside the oxide films before and after implantation. it was found tat: 1) the $Zr^+$ ion implantation (or bombardment) enhanced the oxidation of Zircaloy-4 and resulted in that the oxidation weight gain of the samples at a dose of $8times10^{16}\textrm{ions/cm}^2$ was 4 times greater than that of the unimplantation ones;2) the valence of zirconium ion in the oxide films was classified as $Zr^0,Zr^+,Zr^{2+},Zr^{3+}\; and \;Zr^{4+}$ and the higher vlence of zirconium ion increased after the bombardment ; 3) the anodic passivation current density is about 2 ~ 3 times that of the unimplanted samples; 4) the implantation damage function of the effect of ion implantation on corrosion resistance of Zr-4 alloy was established.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제9권4호
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• pp.223-236
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• 1977

가압수형 인자로에 사용되는 이산화우라 핵연료통의 역학적 열적설계 및 성능 분석을 위한 종합적 전산 코드가 개발되었다. PROD 1.0으로 명명된 이 코드에는 연료소자에서 반경 방향으로의 출력 침체, 연료소자의 균열, 고밀화 및 팽창, 핵분열기체의 방출, 피복관의 크립, 냉각수에 의한 열전달 및 부식층의 형성 둥의 제반 현상이 고려되었다. 이 FROD 1.0 코드로써 이차원적 온도 분포, 변형도, 응력 및 피복관 내압 등이 연소시간의 함수로서 적절한 전산 시간이내에 산출된다. 이 코드는 또한 종류가 다른 열중성자로에 쓰이는 산화 연료에도 응용필 수 있다. FROD 1.0의 응용으로서 원자로의 정상가동 상태와 미국 원자력학회 분류의 제 2상태에 해당하는 두 가지의 출력 경로에 더하여, 고리 원자력 발전소 1호기의 초기 노심에 장전된 핵연료봉의 연소특성을 예측하였다. 예측결과는 최종 안전 심사 보고서에 기술된 핵연료봉 설계기준과 비교되었으며 둘 사치의 차이점이 논의되었다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제32권6호
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• pp.488-495
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• 2008

In order to achieve long fatigue lifetimes for cyclically pressurized thick cylinders, multi-layered compound cylinder has been proposed. Such compound cylinder involves a shrink-fit procedure incorporating a monobloc tube which has previously undergone autofrettage. The basic autofrettage theory assumes elastic-perfectly plastic behaviour. Because of the Bauschinger effect and strain-hardening, most materials do not display elastic-perfectly plastic properties and consequently various autofrettage mo dels are based on different simplified material strain-hardening models, which is assumed that combination of linear strain-hardenig and power strain-hardening model. This approach gives a more accurate prediction than the elastic-perfectly plastic model and is suitable for different strain-hardening materials. In this paper, a general autofrettage model that incorporates the material strain-hardening relationship and the Bauschinger effect, based upon the actual tensile-compressive stress-strain curve of a material was proposed. The model was obtained using the von Mises yield criterion and plane strain condition. The tensile-compressive stress-strain curve was obtained by experiment. The parameters needed in the model were determined by fitting the actual tensile-compressive curve of the material. Finally, strain- hardening model was compared with elastic-perfectly plastic model.

• 화약ㆍ발파
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• 제29권1호
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• pp.34-40
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• 2011

본 연구에서는 가곡광산 화강암의 변형거동에 열응력과 수압이 미치는 영향을 평가하였다. 열응력과 수압이 미치는 영향을 해석하기 위하여 화강암 시험편에 열을 가하여 200, 300, 400, 500, 600, $700^{\circ}C$ 예열시험편을 제작하였고, 500, 600, $700^{\circ}C$ 예열시험편에 7.5MPa의 수압을 가하였다. 예열시험편에 대한 일축압축시험 결과 예열온도가 증가함에 따라 시험편의 축변형률 및 횡변형률이 증가하는 것으로 나타났으며 특히 $600^{\circ}C$ 이상 시험편에서 변형률의 증가가 현저한 것으로 나타났다. 온도에 따라 시험편의 일축압축강도와 탄성계수는 지수적으로 감소하는 것으로 측정되었다. 수압을 받은 시험편은 그렇지 않은 시험편에 비해 비탄성적인 변형거동이 큰 것으로 나타났으며 이는 수압이 예열시험편 내에 존재하는 균열의 확장과 개구에 영향을 미친다는 것을 뜻한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권3호
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• pp.317-326
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• 1995

증기발생기의 수위제어시스템에 대해 특히 저출력시 수위제어의 문제점을 분석고찰하고 퍼지제어기 법을 기반으로 한 안정되고도 신속한 수위제어에 관한 연구가 주로 수행되었다. 문제해결의 한 방안으로서, 중요 제어변수임에도 불구하고 저출력운전시 저유량구간의 추정불량으로 인해 사용할 수 없는 유량신호를 대신하여 밸브개도를 이용한 대체정보를 채용하였으며 또한 소속함수크기의 유동적인 조정방법을 이용하여 수위오차가 크게 발생한 과도상태시에는 신속한 수위회복이 이루어지도록 하였다. 실제운전환경에서 제시된 제어기를 튜닝 하기 위한 방법으로서 제어성능지수 및 decent method를 이용한 소속함수의 self-tuning 기법을 제시하였다. 원자력 연구소의 연수원에 설치된 교육훈련용 시뮬레이터에서 수행된 실험결과는 제시된 제어기 및 튜닝방법의 안정되고 우수한 성능구현 및 실질적 인 유용성을 보여주고 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제20권4호
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• pp.253-264
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• 1988

본 논문에서는 불란서에서 건설한 900 MWe급 가압경수형 원자로의 중성자 잡음해석 결과를 제시하였다. 중성자 잡음해석이란 노심내의 반응도 변화 및 노심의 수평운동으로 인한 노외검출기 신호의 변화를 해석하는 기법을 의미한다 이러한 방법은 Deterministic Dynamic Testing 기법중에서도 발전소의 정상운전 조건을 유지시키며 기존의 발전소 계측설비를 이용할 수 있다는 장점을 지니고 있다. 본 논문에 사용된 잡음신호는 울진 1호기 원자로의 시운전 시험기간에 구하였으며 이를 통계적 기술함수인 에너지 밀도함수(PSD), 검출기간의 상관함수 (CF)및 위상차(Phase Difference)로 나타내었다. 실험결과, 원자로 용기내의 냉각수 흐름 및 압력맥동 등에 의해 유도되는 Core Support Barrel(CSB)의 진동 주파수가 8Hz 근처임을 규명하였다.

• 한국가스학회지
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• 제13권6호
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• pp.15-20
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• 2009

대도시 대기질 개선을 위한 정부 정책에 의해 1990년대 이후 천연가스 차량의 보급 대수는 계속 증가하고 있다. 그러나 천연가스 차량은 환경면에서 유리한 대신 화재 발생 시 대형 사고가 잠재하므로 항상 안전에 대한 대책이 요구된다. 천연가스 차량에 장착되는 여러 가지 연료 부품 중 체크밸브는 연료용기에 충전된 고압의 천연가스가 연료주입구를 통해 외부로 방출되지 않도록 하는 안전장치로서 반 복사용에 따른 내구성이 보장되어야 하는 부품이다. 본 연구에서는 천연가스 차량용 체크밸브를 대상으로 반복 사용시험, 극한 떨림시험에 따른 내구성능과, 압축기 오일에 의한 밸브 씰의 영향을 평가하였다. 실험 결과 천연가스 차량에 사용되고 있는 체크밸브는 인증규정을 만족하였지만 압축기 오일에 오랫동안 노출될 경우 밸브 씰의 누설방지 기능에 문제를 발생시킬 수 있음을 확인할 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제21권1호
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• pp.1-11
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• 1989

원자로 정지동안에도, 잔열제거계통은 그 기능이 계속 유지되어야 하나, 실제로 가압 경수로에서 냉각상실고가 많이 발생되어 있다. 본 논문은 원자로 정지중의 냉각기능상실을 예방하고, 또한 냉각기능상실로 인한 노심손상의 중대성을 완화시키기 위한 대책을 강구하기 위한 시도로서, 전형적인 가압경수로에 대한 사고/고장 수목과 운전원실수 확률을 위한 HCR 모델, 초기 사상의 빈도를 위한 2단계 bayesian 방법 및 고장난 계통의 회복 활률을 위한 계단함수 모델 등을 이용한 원자로 정지 위해도 모델을 개발하여, 잔열제거계통의 신뢰도를 분석하였다. 그 결과는 원자로가 정지 중일 때의 위해도가 운전중일 때 이것에 비해 별로 낮지 않은 것으로 나타났으며, 몇 가지의 설계개선을 통하여 냉각기능상실로 인한 노심 손상확률을 상당히 낮출 수 있는 것으로 나타났다.