$\require{mediawiki-texvc}$

연합인증

연합인증 가입 기관의 연구자들은 소속기관의 인증정보(ID와 암호)를 이용해 다른 대학, 연구기관, 서비스 공급자의 다양한 온라인 자원과 연구 데이터를 이용할 수 있습니다.

이는 여행자가 자국에서 발행 받은 여권으로 세계 각국을 자유롭게 여행할 수 있는 것과 같습니다.

연합인증으로 이용이 가능한 서비스는 NTIS, DataON, Edison, Kafe, Webinar 등이 있습니다.

한번의 인증절차만으로 연합인증 가입 서비스에 추가 로그인 없이 이용이 가능합니다.

다만, 연합인증을 위해서는 최초 1회만 인증 절차가 필요합니다. (회원이 아닐 경우 회원 가입이 필요합니다.)

연합인증 절차는 다음과 같습니다.

최초이용시에는
ScienceON에 로그인 → 연합인증 서비스 접속 → 로그인 (본인 확인 또는 회원가입) → 서비스 이용

그 이후에는
ScienceON 로그인 → 연합인증 서비스 접속 → 서비스 이용

연합인증을 활용하시면 KISTI가 제공하는 다양한 서비스를 편리하게 이용하실 수 있습니다.

원전 증기발생기 전열관 확관법이 확관부위 잔류응력에 미치는 영향
Effects of Expanding Methods on Residual Stress of Expansion Transition Area in Steam Generator Tube of Nuclear Power Plants 원문보기

에너지공학 = Journal of energy engineering, v.21 no.4 = no.72, 2012년, pp.362 - 372  

김용규 (홍익대학교 금속공학과) ,  송명호 (한국원자력안전기술원 연구정책단)

초록
AI-Helper 아이콘AI-Helper

원전의 증기발생기 전열관은 압력경계 부위로 결함발생으로 인한 누설 시 방사능물질을 함유한 1차 계통의 냉각수가 2차 계통으로 새어나와 발전소 및 대기를 오염시키게 된다. 근래에 전열관의 균열결함은 대개 응력 부식균열이며 전열관의 확관부위, 슬러지 침적부위 그리고 U-bend 등에서 발생한다. 확관부위 및 U-bend 등에서의 균열발생인자 중 가장 영향을 미치는 인자는 잔류응력이다. 폭발확관법이 적용된 한국표준형원전(OPR-1000)의 운전경험에 따르면, 증기발생기 전열관 확관부위에서 가동 초기부터 응력부식균열이 발생해 왔으며, 특히 원주방향 균열이 대량 발생하고 있다. 따라서 본 연구에서는 확관방법에 따른 잔류응력의 분포 및 상태를 비교하였으며, 특정 방향이 우세한 원인을 살펴보았다.

Abstract ▼ AI-Helper 아이콘AI-Helper

The steam generator tubes of nuclear power plants are pressure boundaries, and if tubes are leaked, the coolant with the radioactive materials was flowed out from the primary system to the secondary system and polluted the plant and the air. Recently most crack defects of tubes are stress corrosion ...

주제어

#증기발생기 전열관   #폭발확관법   #수압확관   #확관부위   #잔류응력   #응력부식균열  

참고문헌 (7)

  1. J. P. N. Paine, Steam Generator Reference Book, EPRI TR-103824 Project 2859;4044, 1994, 1/3, 7.45-7.46 

  2. J. Siegel, Detecting SG tube cracks in difficult places, Nuclear Engineering International, 1996, 41, 18-20 

  3. Westinghouse, Westinghouse Proposal Data on Residual Stress vs Time-to Crack Based on C-Ring Test, 2002, 14-15 

  4. Y. K. Kim, M. H. Song, and M. S. Choi, A Study on the Profile Change Measure- ment of Steam Generator Tube with Tube Expansion Methods, J. of KSNT, 2011, 31, 550-558 

  5. B. Flesch, P. Vidal, D. Buisine, and B. Cochet, Operating Stresses and Stress corrosion cracking in Steam Generator Transition Zones (900-MWe PWR), SMiRT 11 Transactions, 1991, F, 371-376 

  6. F. A. Kandil, et al., A Review of Residual Stress Measurement Methods - A Guide to Technique Selection, NPL Report MATC(A)04, 2001, 122-128 

  7. 박정우, 이은상, 송지복, 스테인리스강의 전해연마 가공 특성에 관한 연구, 한국공작기계학회 '98년도 추계학술대회 논문집', 1998, 186-191 

저자의 다른 논문 :

관련 콘텐츠

오픈액세스(OA) 유형

FREE

Free Access. 출판사/학술단체 등이 허락한 무료 공개 사이트를 통해 자유로운 이용이 가능한 논문

저작권 관리 안내
섹션별 컨텐츠 바로가기

AI-Helper ※ AI-Helper는 오픈소스 모델을 사용합니다.

AI-Helper 아이콘
AI-Helper
안녕하세요, AI-Helper입니다. 좌측 "선택된 텍스트"에서 텍스트를 선택하여 요약, 번역, 용어설명을 실행하세요.
※ AI-Helper는 부적절한 답변을 할 수 있습니다.

선택된 텍스트

맨위로