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大韓機械學會論文集. Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers. A. A, v.36 no.10, 2012년, pp.1115 - 1130
배홍열 (고려대학교) , 김주희 (고려대학교) , 김윤재 (고려대학교) , 오창영 (고려대학교) , 김지수 (고려대학교) , 이성호 (한국수력원자력(주)) , 이경수 (한국수력원자력(주))
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In nuclear power plants, the reactor pressure vessel (RPV) upper head control rod drive mechanism (CRDM) penetration nozzles are fabricated using J-groove weld geometry. Recently, the incidences of cracking in Alloy 600 CRDM nozzles and their associated welds have increased significantly. The cracki...
| 핵심어 | 질문 | 논문에서 추출한 답변 |
|---|---|---|
| 원자로 압력용기 상부헤드 관통노즐 J-groove 용접부 주변에서 발생한 균열로 인한 냉각수 누출사고의 원인은 무엇인가? | 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. | |
| 원자로 CRDM 관통노즐 용접부는 어떻게 결합되어 있는가? | 최근 유럽과 미국의 원자로 상부헤드 CRDM 관통노즐 J-groove 용접부에서 발생한 균열로 인해 냉각수가 누출되는 사고가 발생하였다.(1~3) 원자로 CRDM 관통노즐 용접부는 저합금강인 SA508 Gr.3 Cl.1 로 만들어진 상부 헤드에 Alloy 600 관통노즐이 용접재인 Alloy 82/182 재료로 결합되어 있다. 냉각수 누출사고의 원인을 분석한 결과 용접에 의한 인장잔류응력, 응력부식균열에 민감한 재료 그리고 농축된 붕산수의 결합으로 인한 일차수응력부식균열(PWSCC)이 원인인 것으로 판명되었다. | |
| PWSCC 평가는 무엇을 예측함으로써 평가되는가? | 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. |
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