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논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술대회자료
- 저자정보
- 발행연도
- 2003.11
- 수록면
- 31 - 37 (7page)
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It is necessary to verify the integrity of the reactor vessel in operating the nuclear power plant because the reactor vessel is irradiated continuously by neutrons during the in-service. In order to prevent the brittle fracture due to the irradiation embrittlement, at first, it is confirmed that the reactor vessel would be sufficiently integrated during the design life throughout the preirradiation baseline test. Then, the reactor vessel material is measured for reduction of material properties by the surveillance test in the instrumented irradiation capsule designed for simulating the environment of reactor vessel.
For the integrity analysis of the reactor vessel, there are upper-self energy evaluation, pressurized thermal shock (PTS) analysis, and determination of the pressure-temperature limit curve (P-T curve) in accordance with USNRC and ASME criteria. For the PTS and P-T curve, the integrity should be verified against the brittle fracture even in case the reactor vessel has the defect with the size designated at USNRC. Therefore, reactor vessel materiel is required to have excellent fracture toughness. In order to ensure above criteria, the fracture toughness should be evaluated based on reference nil-ductility transition temperature, RT<SUB>NOT</SUB>. The RT<SUB>NOT</SUB> is determined from drop weigh test and impact test, and the reliability of RT<SUB>NOT</SUB> is confirmed from the static and dynamic fracture toughness test.
In this study, preirradiation baseline test results were summarized, and investigated on fracture characteristics for Ulchin 5/6 nuclear power plants. This baseline test data will be used as reference data for surveillance.
For the integrity analysis of the reactor vessel, there are upper-self energy evaluation, pressurized thermal shock (PTS) analysis, and determination of the pressure-temperature limit curve (P-T curve) in accordance with USNRC and ASME criteria. For the PTS and P-T curve, the integrity should be verified against the brittle fracture even in case the reactor vessel has the defect with the size designated at USNRC. Therefore, reactor vessel materiel is required to have excellent fracture toughness. In order to ensure above criteria, the fracture toughness should be evaluated based on reference nil-ductility transition temperature, RT<SUB>NOT</SUB>. The RT<SUB>NOT</SUB> is determined from drop weigh test and impact test, and the reliability of RT<SUB>NOT</SUB> is confirmed from the static and dynamic fracture toughness test.
In this study, preirradiation baseline test results were summarized, and investigated on fracture characteristics for Ulchin 5/6 nuclear power plants. This baseline test data will be used as reference data for surveillance.
목차
Abstract
1. 서론
2. 시험 방법
3. 충격인성 평가
4. Initial RTNDT 평가
5. 기존 호기와의 파괴인성 비교
6. 결론
참고문헌
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