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NTIS 바로가기大韓機械學會論文集. Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers. A. A, v.37 no.9, 2013년, pp.1159 - 1168
남현석 (고려대학교 기계공학부) , 배홍열 (고려대학교 기계공학부) , 오창영 (고려대학교 기계공학부) , 김지수 (고려대학교 기계공학부) , 김윤재 (고려대학교 기계공학부)
In pressurized water nuclear reactors (PWRs), the reactor pressure vessel (RPV) upper head contains penetration nozzles that use a control rod drive mechanism (CRDM). The penetration nozzle uses J-groove weld geometry. Recently, the occurrence of cracking in alloy 600 CRDM penetration nozzle has inc...
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핵심어 | 질문 | 논문에서 추출한 답변 |
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원자력발전소의 원자력압력용기는 무엇이 일어나는 장소인가? | 원자력발전소의 원자력압력용기는 내부에서 핵분열이 일어나는 장소로 원자력 발전소 마다 차이가 있지만 정상가동 중에는 평균적으로 15.5 MPa, 310℃ 정도의 압력과 온도가 원자로압력용기에 작용한다. | |
원자로압력용기의 구성요소? | 5 MPa, 310℃ 정도의 압력과 온도가 원자로압력용기에 작용한다. 원자로압력용기는 상부헤드 및 하부헤드 중앙 몸통으로 구성되어 있다. 상부헤드에는 출력 제어 및 정지용 제어봉이 통과하는 노즐이 있으며 이러한 관통노즐은 상부헤드와 J-groove 용접으로 고정되어 있다. | |
일차수응력부식균열의 주원인은 무엇인가? | (1~3) 상부 헤드 균열의 원인을 분석한 결과 용접에 의한 인장 잔류응력, 응력부식균열에 민감한 재료 그리고 농축된 붕산수의 결합으로 인한 일차수응력부식균열(PWSCC)이 원인인 것으로 판명되었다.(4,5) 이러한 PWSCC 균열 진전의 주원인은 용접과 작용하중에 의한 인장잔류응력으로, 정확한 잔류응력 예측은 PWSCC 에 대한 균열평가의 중요한 요소이다. 최근 국내에서는 유한요소 해석을 이용한 원자력 상부헤드 관통 노즐 용접부의 대한 인장 잔류응력 관련 연구는 많이 수행되고 있지만, 운전 조건을 반영하는 해석 기법에 대한 연구는 민감도 해석이 진행되고 있는 상황이다. |
Anderson, MT., Rudland, D., Zhang, T. and Wilkowski, GM., 2008, "Final Report-Inspection Limit Confirmation for Upper Head Penetration Nozzle Cracking," U.S. Department of Energy, pp. 1-22.
Rudland, D., Chen, Y., Zhang, T., Wilkowski, G., Broussard, J. and White, G., 2007, "Comparison of Welding Residual Stress Solutions for Control Rod Mechanism Nozzles," Trans. of ASME PVP Conference, PVP2007-26045, pp. 1-15.
Cheng, W., Rudland, D., Wilkowski, G. and Norris, W., 2005, "Effects Of Weld Geometry On Residaul Stress and Crack Driving Force For Center Hole Control Rod Drive Mechanism Nozzles -Part I Weld Residual Stress," Trans. of ASME PVP Conference, PVP2005-71077, pp. 1-6.
Brust, F. W. and Scott, P. M., 2007, "Weld Residual Stresses and Primary Water Stress Corrosion Cracking in Bimetal Nuclear Pipe Welds," Trans. of ASME PVP conference, PVP2007-26297.
Brust, F. W. and Scott, P. M., 2007, "Primary Water Stress Corrosion Cracking(PWSCC) in Bimetal Nuclear," Trans. of SMiRT 19 Conference.
Combustion Engineering, Inc., 1981, Analytical Report for Korea Nuclear Unit No. 5 Reactor Vessel, CENC-1466, pp. 1403-1488.
ASME B&PV Committee, 2008, ASME B&PV Code Case Section II, PART A, B, C.
Special metals, 2008, Inconel alloy 600, Special Metals Corporation Publication, No. SMC-207, September.
ASME B&PV Committee, 2008, ASME B&PV Code Case Section III, Appendices.
Kim, J. H., Kim, Y. J., Lee, S. H., Hur, N. Y., Bae, H. Y., Oh, C. Y., Kim, J. S., Lee, S. H., Park, H. B., Lee, S. G., Kim, J. S. and Huh, N. S., 2011, "Effects of Geometry of Reactor Pressure Vessel Upper Head Control Rod Drive Mechanism Penetration Nozzles on J-groove Weld Residual Stress," Trans. Korean Soc. Mech. Eng. A, Vol. 35, pp. 1337-1345.
Ogawa, K., Deng, D., Kiyoshima, S.,S., Yanagida, N. and Saito, K., 2009, "Influences of Heat Source Model on Welding Residual Stress and Distortion in a Multi- Pass J-groove Joint," J. of Computation Materials Science, Vol. 46, pp. 987-995.
Yaghi, A., Gyde, H., Becker, A., Sun, W. and Williams, J. A., 2006, "Residual Stress Simulation in Thin and Thick-walled Stainless Steel Pipe Welds Including Pipe Diameter Effects," Int. J. of Pressure Vessels and Piping, Vol.83, pp.864-874.
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