• 대한용접접합학회:학술대회논문집
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• 대한용접접합학회 1996년도 특별강연 및 추계학술발표 개요집
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• pp.19-34
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• 1996

A review was made of fatigue failures of nuclear power plant components in Japan, which were experienced in service and during periodical inspection. No case has been recently reported of a service fatigue failure of a reactor pressure vessel itself, excluding nozzle corner cracks, that occurred many years ago. But, service fatigue failures have been occasionally experienced in piping systems, pumps, and valves, on which fatigue design seems to have been inadequately applied. The causes of fatigue failures can be divided into two categories: mechanical-vibration-induced fatigue and thermal-fluctuation-induced fatigue. Vibration-induced fatigue failure occurs more frequently than is generally thought. The lesson gleaned from the present survey is a recognition that a service fatigue failure may occur due to any one or a combination of the following factors: (1) lack of communication between designers and fabrication engineers, (2) lack of knowledge about a possibility of fatigue failure and poor consideration about the effects of residual stresses, (3) lack of consideration on possible vibration in the design and fabrication stages, and (4) lack of fusion or poor penetration in a welded joint.

• 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.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제10권10호
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• pp.2596-2601
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• 2009

후판의 맞대기 용접 시 용접부의 이면에 홈을 파는 가우징 작업은 숙련된 용접 작업과 그라인딩 작업을 필요로 한다. 기존의 가우징은 산소 아크 용접기를 이용하여 제거하고자 하는 부분을 용융시킨 뒤 고압 산소로 불어내는 방식으로 제거된 분진이 작업환경을 열악하게 하며 제거된 부분을 다시 그라인딩 작업으로 평탄화하는 후처리 작업이 필요하기 때문에 생산성을 크게 떨어뜨리고 있다. 이를 절삭에 의한 기계적 제거 작업으로 바꾸어 기존 용접법에 의한 가우징 작업의 단점을 보완하고 생산성을 향상시키고자 절삭 가우징 장치를 개발하고 실험하였다. 개발된 절삭 가우징 장치는 분당 재료제거량이 $13,565mm^3/min$으로 기존 용접법에 의한 가우징에 비해 작업효율이 약 3배 개선되었다. 또한 가공인건비가 1/3 수준으로 감소되는 것을 기대할 수 있으며 소음과 분진으로 인한 작업환경문제가 크게 개선됨을 확인하였다.

• 제어로봇시스템학회:학술대회논문집
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• 제어로봇시스템학회 2004년도 ICCAS
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• pp.1116-1120
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• 2004

In the nuclear power plant, there are several cylindrical vessels such as reactor vessel, pressuriser and so on. The vessels are usually constructed by welding large rolled plates, forged sections or nozzle pipes together. In order to assure the integrity of the vessel, these welds should be periodically inspected using sensors such as ultrasonic transducer or visual cameras. This inspection is usually conducted under water to minimize exposure to the radioactively contaminated vessel walls. The inspections have been performed by using a conventional inspection machine with a big structural sturdy column, however, it is so huge and heavy that maintenance and handling of the machine are extremely difficult. It requires much effort to transport the system to the site and also requires continuous use of the utility's polar crane to move the manipulator into the building and then onto the vessel. Setup beside the vessel requires a large volume of work preparation area and several shifts to complete. In order to resolve these problems, we have developed an underwater mobile robot guided by the laser pointer, and performed a series of experiments both in the mockup and in the real reactor vessel. This paper introduces our robotic inspection system and the laser guidance of the mobile robot as well as the results of the functional test.

• 전기의세계
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• 제24권1호
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• pp.75-85
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• 1975

In order to develop the commercial frequency (60Hz) plasma torch of small capacity for material cutting, welding and other industrial heating, the A.C plasma jet generator of non-transfered type is made domestically and the electrode configurations of plasma torch are composed of two kinds of electrodes W-C and W-Cu, combined by thermal emission and field emission electrode materials. In this paper, the characteristics of input power, thermal efficiency, electrode consumption, the flame and forms of arc voltage and arc current for A.C plasma torch are investigated in relation to such variables as arc current, argon flow and magnetic field intensity to obtain the basic design data necessary to A.C plasma jet generator. The result are as follows; (1)The input power, thermal efficiency and electrode consumption are influenced greatly by argon flow, magnetic field intensity and nozzle materials. (2)A.C arc voltage and current are non-symmetrial, involving D.C Component. Due to this current of D.C Component, transformer core is saturated and a large abnormal current flows into the primary winding coil. In order to prevent this abnormal current flow, a condenser must be connected in series to the main discharge circuit. (3)The stability and sharpness of jet flame are improved more in the torch of W-C electrode configuration than in the torch of W-Cu electrode configuration.

• 대한용접접합학회:학술대회논문집
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• 대한용접접합학회 2009년 추계학술발표대회
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• pp.100-100
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• 2009

본 논문에서는 원자력발전소 1차 계통의 스테인리스강 저합금강 이종금속용접부 및 스테인리스강 동종용접부의 잔류응력을 평가하고 스테인리스강 용접부의 응력부식균열 민감성에 대해 고찰하였다. 노즐 안전단의 이종금속용접부 및 안전단 배관의 동종용접부 제작 및 소재가공에 의행 생성되는 잔류응력을 예측하기 위해 열 탄소성 유한요소법 수치해석을 수행하였으며, 용접공정과 함께 표면의 잔류응력에 기여하는 절삭 및 연삭가공과 소재의 담금질 공정을 열 탄소성적으로 모사하였다. 전산해석 결과, 스테인리스주강의 담금질 잔류응력은 무시할 수 없는 상당한 크기이므로 배관 용접잔류응력 평가 시 소재의 담금질 효과를 고려해야 할 것으로 판단된다. 이종금속 용접과 동종금속 용접공정이 보수용접 없이 정상적인 절차(내면에서 외면으로 적층)로 완성된다면, 냉각재 환경에 노출되는 용접부 내면의 잔류응력은 재료의 응력부식균열 민감성에 영향을 주지 않을 것으로 판단된다. 한편, 안전단 배관 동종용접부의 연삭가공에 의해 내면의 잔류응력이 크게 상승하는 것으로 예측되었으므로, 내면의 연삭가공 이후 표면잔류응력 완화처리(예, 버핑)가 필요하다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제37권3호
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• pp.387-395
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• 2013

최근 국외의 원자로 상부헤드 CRDM 관통노즐에 일차수 응력부식균열로 인한 냉각수 누출사고가 발생하였다. 일차수응력부식균열은 부식에 민감한 재료, 인장 잔류 응력 및 부식 환경 등의 3 가지 요인의 상호작용에 의해 발생하는 것으로 알려져 있기 때문에 응력 부식 균열 발생 및 균열 진전을 억제하기 위해서는 용접에 의한 잔류응력에 대한 정확한 예측이 선행되어야 한다. 본 논문에서는 국내 Westinghouse 형 원자로 상부 헤드 관통노즐(CRDM)을 대상으로 노즐의 두께 및 형상 비($r_o/t$)에 따른 노즐 잔류응력 분포 특성에 대해 연구를 수행하였다. 국내에 현존하는 원자로 상부헤드 관통노즐의 실제크기($r_o$=51.6, t=16.9 mm)를 기준으로 노즐의 두께 및 형상 비($r_o/t$=2, 3, 4)의 변수를 정립하였으며 정중앙 및 최외곽에 위치한 노즐을 대상으로 연구를 수행하였다.

• 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.

• 한국추진공학회:학술대회논문집
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• 한국추진공학회 2005년도 제24회 춘계학술대회논문집
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• pp.27-30
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• 2005

다목적실용위성 2호기의 추진계는 (주)한화에서 많은 부분 국산화에 성공하였다. 그중에서 추력기 열차폐막도 현재 설계, 해석, 가공까지 항우연과 함께 국산화에 성공하였다. 열차폐막의 국산화를 위해 기존의 용접 및 전기주조법을 적용하였는데 이때 전기주조법을 통해 일체형으로 제작할 경우 열차폐막의 내경이 용접으로 제작된 형상보다 작게 된다. 그래서 위성의 발사환경에서 열차폐막 끝단과 추력기 노즐 사이의 간섭에 대한 가능성을 검증하기 위해 항우연에서 구조해석을 수행하였으며 이를 바탕으로 제작을 수행하였다. 본 논문에서는 다목적실용위성 2호에 장착될 추력기 열차폐막의 설계, 해석, 가공의 전 과정을 설명하고자 한다.

• 한국항공우주학회지
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• 제32권6호
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• pp.126-133
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• 2004

현재 개발중인 다목적실용위성은 자세제어 등에 필요한 추력과 모멘트를 발생하기 위해 NASA의 1lbf급 표준 추력기인 MRE-1을 사용할 예정으로 신뢰도 향상을 위해 이중추력기 모듈의 형태로 장착된다. 열차폐막의 국산화를 위해 기존의 용접 대신 전기주형법을 적용 할 예정이다. 하지만 열차폐막 내경이 기존의 용접으로 제작된 형상보다 불가피하게 감소됨으로 인해 열차폐막 끝단과 추력기 노즐 사이에 간섭이 발생할 우려가 제기되었다. 따라서 본 논문에서는 두 가지 다른 공정으로 제작될 열차폐막에 대해 구조해석을 수행하여 위성의 발사환경에서 추력기와 열차폐막의 간섭 여부 및 구조적 거동을 해석 및 비교하였고, 그 결과를 토대로 새로운 형상의 열차폐막에 대한 타당성을 검증하였다.