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허도행,최명식,이덕현,한정호 한국원자력학회 2015 Nuclear Engineering and Technology Vol.47 No.7
This technical note provides some considerations for the metallographic observation ofintergranular attack (IGA) in Alloy 600 steam generator tubes. The IGA region was crazedalong the grain boundaries through a deformation by an applied stress. The direction andextent of the crazing depended on those of the applied stress. It was found that an IGAdefect can be misevaluated as a stress corrosion crack. Therefore, special caution should betaken during the destructive examination of the pulled-out tubes from operating steamgenerators.
허도행,이은희,정한섭,김우철,Hur, D.H.,Lee, E.H.,Chung, H.S.,Kim, U.C. Korean Nuclear Society 1994 Nuclear Engineering and Technology Vol.26 No.1
원전 증기발생기 2차측 제철 화학세정을 기존의 93$^{\circ}C$ 표준공정보다 고온인 1$25^{\circ}C$에서 검증시험을 수행하였다. 원전 증기발생기를 1$25^{\circ}C$에서 화학 세정한다는 가정아래 현장세정 조건을 결정하고 이를 다시 모사하여 3l 용량의 소형 검증시험 조건을 결정하였다. 1 gallon 용량의 316 스텐레스강 압력용기를 반응용기로 사용하는 화학세정 시험장치에서 검증시험을 수행하여 스러지 용해거동, 모재 부식률, 세정제 화학조성 변화거동 등을 측정하였다. 1$25^{\circ}C$ 검증시험 결과에서 93$^{\circ}C$ 표준공정보다 세정시간을 절반이하로 단축시키고도 더 효율적인 세정효과를 얻을 수 있을 뿐만이 아니라 2차측 모재의 부식률도 감소함을 확인할 수 있었다. 그러나 고온 세정공정은 아직 현장적용 경험이 없고, 별도의 외부순환 세정 장치를 이용하는 93$^{\circ}C$ 표준공정과는 달리 주냉각재의 잠열로 2차측을 가열하므로 세정이 완료될 때까지 주냉각 펌프를 계속 가동하여야 하는 단점이 있다. 가동중인 증기발생기에 대한 화학세정을 수행할 때 93$^{\circ}C$ 표준공정과 고온공정의 장 단점을 신중히 검토하여 최적공정을 적용하여야 할 것이다. A qualification test was performed for the iron removal chemical cleaning of the secondary side of nuclear steam generators at the selected temperature, 1$25^{\circ}C$, higher than the standard application temperature, 93$^{\circ}C$. The field cleaning condition for a nuclear unit was tested in a bench scale test loop including a SUS 316 stainless steel autoclave with one gallon capacity as a test vessel. The kinetics of sludge dissolution, corrosion of the secondary side materials and change of solvent chemistry were monitored. Test results indicated that more thorough cleaning was accomplished in less than half of the cleaning time required at 93$^{\circ}C$. And the total corrosions of the secondary side materials were found to be less than the values at 93$^{\circ}C$. While the solvent is recirculated and heated by an external chemical cleaning equipment for the conventional 93$^{\circ}C$ process, the secondary side is heated by the lateral heat of the primary coolant without the recirculation of the cleaning solution, and the solvent is mixed by vigorous boiling induced by periodic ventilation for the high temperature process. The requirement that the reactor coolant pumps should be running during the cleaning operation is the major disadvantage of the high temperature process which also should be considered when chemical cleaning is planned for steam generators under operation.
Influence of Signal-to-Noise Ratio on Eddy Current Signals of Cracks in Steam Generator Tubes
허도행,최명식,심희상,이덕현,유완 한국원자력학회 2014 Nuclear Engineering and Technology Vol.46 No.6
This work presents the influence of noise originating from the tube itself on the detectability and sizing accuracy forlaboratory-induced outer diameter axial cracks in nuclear steam generator tubes. The variations of signal amplitude andphase angle of the same cracks were analyzed when increasing the signal-to-noise ratio of the tube itself from 9 to 18. Itwas experimentally verified that the detectability for small cracks was enhanced by increasing the signal-to-noise ratio. The phase angle also rotated to a value representing the actual position and depth of a crack when increasing the signalto-noise ratio.
증기발생기 전열관 와전류 검사의 신뢰성 향상을 위한 부식결함 시편의 제작 및 활용
허도행,최명식,이덕현,박중암,한정호 한국비파괴검사학회 2000 한국비파괴검사학회지 Vol.20 No.5
원전 증기발생기 전열관에 대한 가동중 와전류 검사의 신뢰성을 높이기 위해서는 전열관에서 발생하는 실제와 동일한 부식결함을 제작한 다음 모의과정을 통하여 얻어지는 신호를 해석, 평가하여 장비 및 검사자의 기량을 검증하고 향상시킬 수 있는 기술개발이 이루어져야 한다. 본 논문에서는 가동안전성의 측면, 모의시편의 관점, 인출 전열관의 파괴검사로부터 도출된 관점 그리고 규제기준 및 외국의 사례를 통하여 부식결함을 이용한 증기발생기 전열관에 대한 와전류 검사 신뢰성 향상 연구의 필요성을 고찰하고, 실험실적인 부식결함 제작 모형을 소개하며 그 활용방안을 제시하였다. The development of an integrated technology including fabrication of corrosion defect specimens and their practical use is needed to enhance the reliability of eddy current test for nuclear steam generator tubing. In this paper, the necessity and importance and presented from the viewpoint of the structural integrity, simulation specimens for real defects, and experiences from the destructive examination of pulled tubes. The modes for several corrosion defects are also briefly introduced, with the scheme for their practical use.