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논문 기본 정보

자료유형
학술저널
저자정보
이국희 (한국수력원자력) 강용석 (한국수력원자력)
저널정보
대한기계학회 대한기계학회 논문집 A권 대한기계학회논문집 A권 제45권 제4호(통권 제427호)
발행연도
2021.4
수록면
319 - 328 (10page)
DOI
10.3795/KSME-A.2021.45.4.319

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이 논문의 연구 히스토리 (12)

2022

잔류물질에 의한 증기발생기 전열관 영향평가 프로그램 개발
이국희 ,  김승재 ,  강용석 대한기계학회 춘추학술대회 2022.06 학술대회자료
증기발생기 잔류물질 영향평가를 위한 열수력 및 전열관 진동 DB 개발
이국희 ,  김승재 ,  강용석 대한기계학회 춘추학술대회 2022.03 학술대회자료

2021

증기발생기 2 차측 유속 분포가 잔류물질에 의한 전열관 마모에 미치는 영향
이국희 ,  강용석 대한기계학회 춘추학술대회 2021.06 학술대회자료
굽힘 모멘트가 증기발생기 마모 전열관 파열 압력에 미치는 영향
이국희 ,  강용석 대한기계학회 논문집 A권 2021.04 학술저널

2020

압력과 비압력하중을 고려한 증기발생기 전열관 구조건전성평가
이국희 ,  강용석 대한기계학회 춘추학술대회 2020.12 학술대회자료
증기발생기 전열관 결함 발생 수량 예측 및 구조 건전성평가
이국희 ,  신동만 ,  강용석 대한기계학회 춘추학술대회 2020.07 학술대회자료

2019

증기발생기 잔류물질에 의한 전열관 마모 부피 정량화
이국희 ,  김형남 ,  강용석 대한기계학회 춘추학술대회 2019.11 학술대회자료
증기발생기 전열관 응력부식균열의 누설 개시 거동
이국희 ,  강용석 ,  최성남 외 1명 대한기계학회 춘추학술대회 2019.04 학술대회자료
증기발생기 마모 전열관 파열압력 평가법
이국희 ,  강용석 ,  김홍덕 대한기계학회 논문집 A권 2019.01 학술저널

2016

증기발생기 전열관 마모 성장 거동
이국희 ,  강용석 대한기계학회 춘추학술대회 2016.04 학술대회자료

2015

와이블 분포함수를 이용한 증기발생기 전열관 결함 추세 분석
이국희 ,  강용석 ,  남민우 대한기계학회 춘추학술대회 2015.04 학술대회자료

2014

증기발생기 축방향 부분관통균열 전열관의 파열 압력 시험
이국희 ,  김홍덕 ,  강용석 외 2명 한국압력기기공학회 논문집 2014.07 학술저널

초록· 키워드

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본 연구에서 3차원 유한요소해석을 이용하여 증기발생기 전열관에 가해지는 굽힘 모멘트가 마모전열관의 파열 압력에 미치는 영향을 정량화하였다. 다양한 길이와 깊이의 마모 형상이 고려되었다. 굽힘 모멘트를 전열관에 가한 다음에 내압을 가하여 마모 전열관의 파열 압력이 계산되었다. 전열관은 관지지판으로 지지되어 있으므로 압력을 가하는 동안 전열관의 회전 변위는 일정하도록 설정되었다. 마모형상이 길거나 얕은 경우에는 굽힘 모멘트가 파열 압력에 영향이 미미하다. 내압이 가해지는 동안 마모부위와 전열관의 소성 변형에 의해 응력이 재분배되어 굽힘 모멘트가 증가함에 따라 파열 압력이 감소하지 않는다. 마모 길이가 매우 짧고 깊은 경우에는 구조적 불연속에 의한 국부적 응력 증가가 발생하고 응력 재분배가 어려우므로, 굽힘 모멘트가 파열 압력에 미미하게 영향을 미쳐 감소한다. EPRI에서 제시하는 마모 전열관의 파열 압력식은 유한요소해석에서 계산된 파열 압력보다 대체적으로 낮은(보수적인) 값을 예측한다.
#Burst Pressure(파열 압력) #Bending Moment(굽힘 모멘트) #Steam Generator(증기발생기) #Tube(전열관) #Wear(마모)

목차

초록
Abstract
1. 서론
2. 유한요소해석
3. 유한요소해석 결과
4. 응력 재분배와 파열 압력 변화
5. 결론
참고문헌(References)

참고문헌 (11)

참고문헌 신청
Cothron, H., 2009, Steam Generator Management Program: Steam Generator Integrity Assessment Guidelines, Revision 3, Electric Power Research Institute, California, USA. google schola Cothron, H., 2009, Steam Generator Management Program: Steam Generator Degradation Specific Management Flaw Handbook, Revision 1, Electric Power Research Institute, California, USA. google schola Battelle-Pacific Northwest Laboratory, 1979, Steam Generator Tube Integrity Program, Phase I Report, NUREG/CR-0718, U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, D. C., USA. google schola Argonne National Laboratory, 2001, Validation on Failure and Leak-Rate Correlations for Stress Corrosion Cracks in Steam Generator Tubes, NUREG/CR-6774, U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, D. C., USA. google schola Kim, H. D., 2010, “Burst Behavior of Wear Scar of Steam Generators Tubes,” Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping, Vol. 6, No. 2, pp. 1~8. google schola

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