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선진 핵연료주기 시설(AFC)의 부식건전성 조사, 분석
황성식 ( Seong Sik Hwang ) 한국부식방식학회(구 한국부식학회) 2012 Corrosion Science and Technology Vol.11 No.6
1)선진 핵연료주기시설 관련 규제기술과 관련하여 인허가 안전심사의 경험이 없으며 선진 핵연료주기시설 인허가를 위한 규제체계 및 안전성 평가방법 등의 개발이 필요한 단계이며 관련기기와 제반 공정에서 재료의 내식성을 평가하는 기준마련이 시급하다. 2) 선진 핵주기시설 관련 국내 기술수준을 분석하였고 그핵심 공정인 전해환원, 전해정련, 전해제련공정의 실험변수를 조사하고 평가 필요항목을 정리하였다. 3) 전해환원과 전해정련공정의 경우 Hot-cell 내에 수분 및 산소가 일정 수준 이하로 유지되는 경우, 재료의 부식은 고려하지 않아도 되나 우라늄 잉곳 제조 공정에서 수냉 코일을 사용하게 되는 경우 물에 의한 부식을 고려해야 한다. 4) 전해 제련공정의 경우 LCC, RAR, Cd 중류공정에서 플랜지의 O-ring을 보호하기 위해 수냉 코일을 사용하게 되는 경우 물에 의한 부식을 고려해야 한다. The amount of spent fuel from nuclear power plants has been increasing. An effective management plan of the spent fuel becomes a critical issue because the storage capacity of each plant will reach its storage limit in a few years. The volume of high toxic spent fuel can be reduced through a fuel processing. Advanced Fuel Cycle system is considered to be one of the options to reduce the toxicity and volume of the spent fuel. It is necessary to set up a test facility to demonstrate the feasibility of the process at the engineering scale. The objective of the work is a development of the safety evaluation technology for the AFC system. The evaluation technology of the AFC structural integrity and processes were surveyed and reviewed. Key evaluation parameters for the main processes such as electrolytic reduction electrorefining and electrowinning were obtained the survey results may be used for the establishment of the AFC regulatory licensing procedure. The establishment of the licensing criteria minimizes the trials and errors of the AFC facility design. Issues taken from the survey on the regulatory procedure and design safety features for the AFC facility provide a chance to resolve potential issues in advance.
기술노문특집 : 원자력 발전설비의 부식현황 및 대처방안 ; 기술논문 : 원자력 발전소 Alloy 600 부품의 PWSCC-Part 1
황성식 ( Seong Sik Hwang ) 한국부식방식학회(구 한국부식학회) 2013 부식과 방식 Vol.12 No.-
Alloy 600 재료의 PWSCC의 개념을 소개하고 그 발생과 전파에 마치는 미세조직, 온도, 응력, 수화학 환경등의 주요인자를 정리하였다. ○PWSCC란 니켈 기지 합금인 Alloy 600와 그 용정재인 Alloy 82/182 재료가 원자로 l차수 환경 에서 보이는 응력부식균열을 의미한다. ○Alloy 600의 PWSCC에 미치는 주요 인자에는 재료의 미세조직, 응력, 온도, 환경등이 있으며 그 중에서 재료의 미세조직이 가장 지배적인 인자이다. ○ 재료내의 탄화물은 탄소 함량과 열처리 조건에 따라 달리 형성되며 입계를 따라 준연속적으로 잘 발달된 입계탄화율을 가지는 재료가 PWSCC 에 저항성을 가진다. ○ 손상속도는 부가 응력의 네 제곱에 비례하여 증 가하는 것으로 알려져 있다. ○PWSCC는 Arrhenius 관계의 열활성화 과정 (thermally detavitca process)이다. ○ 용존수소량에 따라 재료의 부식전위가 정해지는 데 전극전위가 Ni/NiO 평형전위 부근에서 가장 큰 균열 성장 민감도를 보인다는 데는 연구자들 사이에 이견이 없다 그러나 균열의 개시에 대한 용존수소량의 영향에 대해서는 이견이 있다.
황성식 ( Seong Sik Hwang ),권준현 ( Junhyun Kwon ),김동진 ( Dong Jin Kim ),김성우 ( Sung Woo Kim ) 한국부식방식학회 2021 Corrosion Science and Technology Vol.20 No.5
Neutron dose level at bottom head of a reactor pressure vessel (RPV) was calculated using reactor vessel neutron transport for a Korean nuclear power plant A. At 34 EFPY with a 40-year (2042) design life after plating repair, irradiation fast neutron effect was 6.6x10<sup>15</sup> n/Nuclear power plant, Corrosion of RPV steel, Ni plating, Neutron effect, He generation. As helium(He) gas can be generated by Ni only at 1/10<sup>6</sup> level of 5 × 10<sup>21</sup> n/㎠, He generation possibility in the Ni plating layer is very little during 40 years of operation (2042, 34 EFPY). Thermal neutrons can significantly affect the generation of He from Ni metal. At 10 years after a repair, He can be generated at a level of about 0.06 appm, a level that can add general welding repair without any consideration. After 40 years of repair, 9.8 appm of He may be generated. Although this is a rather high value, it is within the range of 0.1 to 10 appm when welding repair can be applied. Clad repair by Ni electroplating technology is expected to greatly improve the operation efficiency by improving the safety and shortening the maintenance period of the nuclear power plant.
원자력발전소 증기발생기 Alloy 690 전열관 재료의 규칙화 반응
황성식 ( Seong Sik Hwang ),최민재 ( Min Jae Choi ),김성우 ( Sung Woo Kim ) 한국부식방식학회 2023 Corrosion Science and Technology Vol.22 No.3
Considering the case in the United States where most nuclear power plants with an initial design life of 40 years continue to operate until 60 or 80 years after undergoing material soundness evaluation, it is time to plan a more robust long-term operation strategy for nuclear power plants in Korea. There are some reports that SRO/LRO might be formed when Alloy 690 is heat treated for 10,000 hours to 100,000 hours at 360 to 450 ℃. The possibility of LRO formation in Alloy 690 steam generator tubings of Kori nuclear power plant unit 1 (Kori-1) was investigated using existing research papers. The mechanism in which SRO/LRO occurred was also surveyed. Alloy 690 was found to be more likely to cause ordering than Alloy 600 in terms of alloy composition. The ordering could be evaluated through changes in material properties. However, it is difficult to evaluate it from a microstructural point of view. The likelihood of LRO in Alloy 690 of the Kori-1 plant operated at 320 ℃ for 19 years seemed to be low in terms of time and exposure temperature.