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유한요소법을 이용한 원자로 상부헤드 CRDM 관통노즐 J-Groove 보수용접 영향 분석

Effects of Repair Weld of Reactor Pressure Vessel Upper Head Control Rod Drive Mechanism Penetration Nozzle on J-Groove Weldment Using Finite Element Analysis
김주희식별저자, 유삼현식별저자, 김윤재
대한기계학회논문집 A권 제38권 제6호, 2014.6, 637-647 (11 pages)
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초록
국내 가압경수로형 원자로의 압력용기 상부헤드에는 많은 제어봉구동장치(CRDM) 노즐이 분포한다. 이들 노즐은 억지끼워맞춤(Shrink fitting) 방식으로 결합되어 용접 처리 된다. 용접에 의해 발생되는 인장잔류응력은 일차수응력부식균열을 발생시키는 주요 요인이다. 이러한 이유로 최근 15 여 년 동안 관통노즐 용접부 부위에서 균열 발생 사례가 증가하고 있으며, 이를 극복하기 위해 다양한 방안이 모색되고 있다. 또한 용접과정에서 발생되는 불필요한 결함은 일차수응력부식균열(PWSCC)을 가속화 시키는 원인이 되기도 한다. 원자로 제작과정에서 용접에 의한 결함은 보수용접에 의해 즉시 수리가 이루어 진다. 기존의 연구에서는 정상적인 용접과정에서 발생되는 잔류응력을 예측하였으나, 본 연구에서는 용접과정에서 발생되는 결함을 보수하기 위해 실시되는 보수용접이 용접잔류응력에 미치는 영향을 분석하였다.

In pressurized water reactors, the upper head of the reactor pressure vessel (RPV) contains numerous control rod drive mechanism (CRDM) nozzles. These nozzles are fabricated by welding after being inserted into the RPV head with a room temperature shrink fit. The tensile residual stresses caused by this welding are a major factor in primary water stress corrosion cracking (PWSCC). Over the last 15 years, the incidences of cracking in alloy 600 CRDM nozzles have increased significantly. These cracks are caused by PWSCC and have been shown to be driven by the welding residual stresses and operational stresses in the weld region. Various measures are being sought to overcome these problems. The defects resulting from the welding process are often the cause of PWSCC acceleration. Therefore, any weld defects found in the RPV manufacturing process are immediately repaired by repair welding. Detailed finiteelement simulations for the Korea Nuclear Reactor Pressure Vessel were conducted in order to predict the magnitudes of the repair weld residual stresses in the tube materials.

목차
초록
Abstract
1. 서론
2. 유한요소해석
3. 결과비교
4. 결론
참고문헌(References)
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  1. Anderson, M. T , 2008 , Final Report-Inspection Limit Confirmation for Upper Head Penetration Nozzle Cracking : 1 ~ 22

  2. Rudland, D. , 2007 , Comparison of Welding Residual Stress Solutions for Control Rod Drive Mechanism Nozzles : 1 ~ 15

  3. Cheng, W. , 2005 , Effects Of Weld Geometry On Residual Stress and Crack Driving Force For Centerhole Control Rod Drive Mechanism Nozzles – Part I Weld

  4. 김주희 , 2011 , 원자로 상부헤드 제어봉구동장치 관통노즐 형상이 J-Groove 용접잔류응력에 미치는 영향 , 대한기계학회논문집 A 35 (10) : 1337 ~ 1345

  5. 김윤재 , 2008 , 원전 이종 금속 다층 용접부 잔류응력 예측을 위한 유한요소 변수 민감도 해석 , 대한기계학회논문집 A 32 (9) : 770 ~ 781

  6. Lee, S. G. , 2004 , A Study for Mitigating Residual Stress in CRDM Penetration Nozzle Weld , KSME- Spring conference : 90 ~ 95

  7. 송태광 , 2009 , 동종금속용접이 이종금속용접부 잔류응력에 미치는 영향 평가 시 안전단 길이에 따른 효과 , 대한기계학회논문집 A 33 (7) : 664 ~ 672

  8. 배홍열 , 2013 , 원자로 상부헤드 관통노즐의 잔류응력 예측을 위한 노즐 형상 변수 민감도 연구 , 대한기계학회논문집 A 37 (3) : 387 ~ 395

  9. Combustion Engineering, INC , 1981 , Analytical Report for Korea Nuclear Unit No. 5 Reactor Vessel : 1403 ~ 1488

  10. ABAQUS , 2003 , ABAQUS Standard, User’s Manual, version 6.9 , Hibbit Karlsson & Sorensen, Inc

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