유한요소법을 이용한 원자로 압력용기의 압력-온도 한계곡선 평가

이규만; 김종욱; 박근배

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자료유형: 학술대회자료

저자정보: 이규만 (한국원자력연구소) 김종욱 (한국원자력연구소) 박근배 (한국원자력연구소)

저널정보: 대한기계학회 대한기계학회 춘추학술대회 대한기계학회 2001년도 제2차 재료 및 파괴부문 학술대회 논문집

발행연도: 2001.8

수록면: 172 - 177 (6page)

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To prevent the potential failure of the reactor pressure vessel (RPV), it is requested to operate RPV according to the pressure-temperature (P-T) limit curve during the heat-up and cool-down process. The procedure to make the P-T limit curve was suggested in the ASME Code but has been known to be too conservative for some cases. In this paper, the conservatism of the ASME Code Sec. XI, App. G was investigated by performing a series of finite element analyses. Also The effects of four different parameters including cladding thickness, fracture toughness, cooling rate, and neutron fluence were observed based on advanced analyses.

#Reactor pressure vessel(원자로 압력용기) #Best-estimated neutron fluence(고속중성자조사량) #Radiation embrittlement(조사취화) #Semi-elliptical surface crack(반타원 표면균열) #Stress intensity factor(응력확대계수) #Reference nil-ductility transition temperature(기준무연성 천이온도)

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