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이 논문의 연구 히스토리 (7)

2013

가압경수로 원자로 헤드 관통노즐에서 인접한 노즐의 용접이 잔류응력 분포에 미치는 영향
배홍열 ,  김윤재 ,  오창영 외 5명 대한기계학회 춘추학술대회 2013.12 학술대회자료
인접노즐 용접이 원자로 헤드 관통노즐 잔류응력 분포에 미치는 영향
배홍열 ,  오창영 ,  남현석 외 2명 대한기계학회 춘추학술대회 2013.03 학술대회자료
원자로 상부헤드 관통노즐의 잔류응력 예측을 위한 노즐 형상 변수 민감도 연구
배홍열 ,  오창영 ,  김윤재 외 3명 대한기계학회 논문집 A권 2013.03 학술저널

2012

원자로 CRDM 관통노즐 J-Groove 용접부 잔류응력 예측을 위한 유한요소 변수 민감도 해석
배홍열 ,  김주희 ,  김윤재 외 4명 대한기계학회 논문집 A권 2012.10 학술저널
원자로 상부헤드의 형상 변수가 CRDM 관통노즐의 잔류응력 분포에 미치는 영향
배홍열 ,  오창영 ,  김지수 외 4명 대한기계학회 춘추학술대회 2012.04 학술대회자료
원자로 하부헤드 관통노즐의 위치에 따른 용접부 잔류응력 평가
배홍열 ,  김주희 ,  오창영 외 4명 대한기계학회 춘추학술대회 2012.02 학술대회자료

2011

용접부 형상이 원자로 압력용기 하부헤드 관통노즐의 잔류응력 분포에 미치는 영향
배홍열 ,  김주희 ,  오창영 외 4명 대한용접학회 특별강연 및 학술발표대회 개요집 2011.11 학술대회자료

초록·키워드

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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 2차원 및 3차원 요한요소해석 방법을 바탕으로 변수 민감도 해석을 수행하였으며, 기존 연구결과와 비교를 통해 해석절차 및 방법의 유용성을 검정하였다.

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 cracking mechanism has been attributed to primary water stress corrosion cracking (PWSCC), and it has been shown to be driven by welding residual stresses and operational stresses in the weld region. The weld-induced residual stress is the main factor contributing to crack growth. Therefore, an exact estimation of the residual stress is important for ensuring reliable operation. This study presents the residual stress computation performed for an RPV CRDM penetration nozzle in Korea. Based on two and three dimensional finite element analyses, the effect of welding variables on the residual stress variation is estimated for sensitivity analysis.
#FEA(유한요소해석) #RPV(원자로압력용기) #CRDM(제어봉구동장치) #PWSCC(일차수응력부식균열) #BMI(하부장착 계측장치) #J-groove weld(J 그루브 용접) #Sensitivity Analysis(민감도 해석)

목차

1. 서론
2. J-groove 용접 형상 및 재료물성
3. J-groove 용접부 잔류응력 해석
4. J-groove 용접부에 대한 유한요소 변수 민감도 해석
5. 유한요소해석 타당성 검증
6. 결론
참고문헌

참고문헌 (27)

참고문헌 신청
1. [보고서] - Anderson, MT. / 2008 / Final Report-Inspection Limit Confirmation for Upper Head Penetration Nozzle Cracking : 1 ~ 22 google schola 2. [학술대회논문] - Rudland, D. / 2007 / Comparison of Welding Residual Stress Solutions for Control Rod Drive Mechanism Nozzles / Trans. of ASME PVP conference : 1 ~ 15 google schola 3. [학술대회논문] - Cheng, W. / 2005 / Effects Of Weld Geometry On Residual Stress and Crack Driving Force For Centerhole Control Rod Drive Mechanism Nozzles – Part I Weld Residual Stress / Trans. of ASME PVP conference : 1 ~ 6 google schola 4. [기타자료] - ASME B&PV Committee / 2007 / ASME B&PV Code Case Section XI Division 1, Nonmandatory Appendix O-3000 google schola 5. [보고서] - COMBUSTION ENGINEERING, INC. / 1981 / Analytical Report for Korea Nuclear Unit No. 5 Reactor Vessel : 1403 ~ 1488 google schola

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