Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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v.6
no.1
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pp.16-22
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2010
Cast austenitic stainless steel(CASS) is used in the primary cooling piping system of nuclear power plant for it's relative low cost, corrosion resistance and easy of welding. However, the coarse-grain structure of cast austenitic stainless steel can strongly affect the inspectability of ultrasonic testing. The major problems encountered during inspection are beam skewing, high attenuation and high background noise of CASS component. So far, the best inspection performance involving CASS components have been achieved using low frequency TRL(Transmitter/Receiver side-by-side L wave) angle beam probe. But TRL technique could not detect shallow defect and it contains an uncertainty for sizing capability. Currently, most of researchers are studying to overcome these challenge issue. In this study, low-frequency phased array TRL technique used to detect and sizing the flaws in CF8A cast austenitic stainless steel.As conclusion, we could detect and size not only axial flaw but also circumferential flaw using low frequency phased array technique.
Jung Cheol Shin;Hak Yun Lee;Un Hak Seong;Yeong Jong Joo;Yong Chan Kim;Wook Jin Han
Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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v.20
no.1
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pp.1-6
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2024
Crud is a corrosion deposit that forms in equipments and piping of nuclear reactor's primary systems. When crud circulates through the reactor's primary system coolant and adheres to the surface of the nuclear fuel cladding tube, it can lead to the Axial Offset Anomaly (AOA) phenomenon. This occurrence is known to potentially reduce the output of a nuclear power plant or to necessitate an early shutdown. Consequently, worldwide nuclear power plants have employed ultrasonic cleaning methods since 2000 to mitigate crud deposition, ensuring stable operation and economic efficiency. This paper details the system configuration of ultrasonic nuclear fuel cleaning equipment, outlining the function of each component. The objective is to contribute to the local domestic production of ultrasonic nuclear fuel cleaning equipment. Additionally, the paper introduces a method for accurately measuring the weight of removed crud, a crucial factor in assessing cleaning effectiveness and providing input data for the BOA code used in core safety evaluations. Accurate measurement of highly radioactive filters containing crud is essential, and weighing them underwater is a common practice. However, the buoyancy effect during underwater weighing may lead to an overestimation of the collected crud's weight. To address this issue, the paper proposes a formula correcting for buoyancy errors, enhancing measurement accuracy. This improved weight measurement method, accounting for buoyancy effects in water, is expected to facilitate the quantitative assessment of filter weights generated during chemical decontamination and system operations in nuclear power plants.
Journal of the Earthquake Engineering Society of Korea
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v.15
no.3
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pp.37-43
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2011
Reliability of piping systems is essential to the safety of any important industrial facilities. During an earthquake, damage to the piping system can occur. It can also cause considerable economic losses and the loss of life following earthquakes. Traditionally, the study of the secondary system was less important than primary structure system, however it has recently been emerging as a key issue for the effective maintenance of the structural system and to help reduce nonstructural earthquake damage. The primary objectives of this study are to evaluate seismic design requirements and the seismic performance of gas and fire protection piping systems installed in reinforced concrete (RC) buildings. In order to characterize the seismic behavior of the existing piping system in an official building, 10 simulated earthquakes and 9 recorded real earthquakes were applied to ground level and the building system by the newmark average acceleration time history method. The results developed by this research can be used for the improvement of new seismic code/regulatory guidelines of secondary systems as well as the improvement of seismic retrofitting or the strengthening of the current piping system.
Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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v.9
no.1
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pp.56-61
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2013
This paper presents the results of integrity assessment for the cracks happened in reactor vessel upper head penetration nozzles. The crack morphology for a boat sample from crack area was analyzed through microscope. The stress condition including weld residual stress around crack was analyzed using finite element analysis. From the results of crack morphology and stress condition, the crack was concluded as primary water stress corrosion cracking. The integrity of the cracked nozzle was assessed by the methodology provided in ASME Section XI. According to the assessment results, the remaining life of the cracked nozzle was 1.43 yrs. and the plant decided to repair it.
Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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v.12
no.1
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pp.70-77
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2016
In this paper, the structural design and integrity evaluations for a reactor vessel of PGSFR sodium-cooled fast reactor(150MWe) are carried out in compliance with ASME BPV III, Division 5 Subsection HB. The reactor vessel is designed with a direct contact of primary sodium coolant to its inner surface and has a double vessel concept enclosing by containment vessel. To assure the structural integrity for 60 years design lifetime and elevated operating temperature of $545^{\circ}C$, which can invoke creep and creep-fatigue damage, the structural integrity evaluations are carried out in compliance with the ASME code rules. The design loads considered in this evaluations are primary loads and operation thermal cycling loads of normal heat-up and cool-down. From the evaluations, the PGSFR reactor vessel satisfies the ASME code limits but it was found that there is a little design margin of creep damage for inner surface at the region of cold pool free surface.
Journal of the Korean Society of Systems Engineering
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v.12
no.1
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pp.89-103
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2016
Due to safety of the plant, it became very clear the importance of study occurrence reactor coolant system (RCS) issues specially the primary water stress corrosion cracking (PWSCC). The Systems Engineering (SE) approach is characterized by the application of a structured engineering methodology for the design of a complex system or component. Robotic devices have been used for internal inspection, maintenance and performing remote welding and inspection in high-radiation areas. In this paper, PWSCC overview and inlay and over lay welding methodology introduced, concept of robotic device that can be inserted into the piping via Steam Generator (SG) main way to access to primary piping of pressurized water reactor (PWR) is developed based on SE methodology. A 3D model of the inspection system was developed along with the APR1400 (Advanced Power Reactor)reactor coolant systems (RCS) and internals with virtual 3D simulation of the operation for visualization to prove the validity of the concept.
Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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v.7
no.4
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pp.19-25
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2011
Steam Generator(SG) tube is an important component of Nuclear Power Plant(NPP), which is the pressure boundary between the primary and secondary systems. The integrity of SG tube has been confirmed by the eddy current test every outage. The eddy current technique adopting bobbin probe is currently the primary technique for the steam generator tubing integrity assesment. The bobbin probe is one of the essential components which consist of the whole ECT examination system and provides us a decisive data for the evaluation of tube integrity. Until now, all of the ECT bobbin probes in Korea which is necessary to carry out inspection are imported from overseas. However, KHNP has recently developed the bobbin probe design technology and transferred it to domestic manufacturers to fabricate the probes. This study has been conducted to establish technical requirements applicable to the steam generator tube inspection using the bobbin probes fabricated by the domestic manufactures. The results have been compared with the results obtained by using foreign probe to identify the availability to the steam generator tube inspection. As a result, it is confirmed that the domestic bobbin probe is generally applicable to SG tube inspection in the NPPs.
Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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v.7
no.1
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pp.9-16
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2011
Primary water stress corrosion cracking (PWSCC) has been found in the weld region of the nuclear power plant. Welding can produce tensile residual stress. Tensile residual stress contributes to the initiation and growth of PWSCC. It is important to estimate weld residual stress accurately to predict or prevent the initiation and growth of PWSCC. This paper shows the results of finite element analysis and measurement experiment for weld residual stress. For the study, four kinds of specimen were fabricated with the materials used in the nuclear power plant. Residual stresses were measured by four kinds of methods of hole drilling, x-ray diffraction, instrumented indentation and sectioning. Through the study, numerical analysis and measurement results were compared and the characteristics of each measurement technique were observed.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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