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학술저널
저자정보
김종성 (순천대학교) 정명조 (한국원자력안전기술원) 박정순 (한국원자력안전기술원) 오영진 (한국전력기술)
저널정보
대한기계학회 대한기계학회 논문집 A권 대한기계학회논문집 A권 제37권 제9호
발행연도
2013.9
수록면
1,127 - 1,132 (6page)

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이 논문의 연구 히스토리 (2)

2013

중성자 조사에 따른 오스테나이트 스테인리스 강의 기계적 재료거동 변화를 고려한 사용자 정의 보조 프로그램 개발
김종성 ,  정명조 ,  박정순 외 1명 대한기계학회 논문집 A권 2013.09 학술저널
중성자 조사에 따른 오스테나이트 스테인리스 강의 기계적 재료거동 변화를 고려한 사용자 정의 보조 프로그램 개발
김종성 ,  정명조 ,  박정순 외 1명 대한기계학회 춘추학술대회 2013.03 학술대회자료

초록· 키워드

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원자로 내부구조물은 파손시 원자로 안전 운전/정지에 주요한 영향을 미칠 수 있으며 중성자 조사 수준이 높아 중성자 조사와 관련된 다양한 열화가 발생하였거나 잠재적으로 발생할 수 있다. 원자로 내부구조물의 주요 재질인 오스테나이트 스테인리스 강은 중성자 조사에 따라 인장/크리프 물성, 파괴인성 등 기계적 재료 거동에 변화가 발생한다. 각종 열화기구에 대한 원자로 내부구조물의 구조 건전성이 설계수명 또는 계속운전 기간 동안 유지됨을 평가할 때 중성자 조사에 따른 기계적 재료거동의 변화를 고려하여야 한다. 본 연구에서는 중성자 조사에 따른 기계적 재료거동의 변화를 고려한 사용자 정의보조 프로그램을 개발하였다. 개발된 사용자 정의 보조 프로그램을 다양한 조건에 대해 검증한 결과, 타당함을 확인하였다.
#Neutron Irradiation(중성자 조사) #Austenitic Stainless Steel(오스테나이트 스테인리스 강) #UserSubroutine Program(사용자 정의 보조 프로그램) #Reactor Internals(원자로 내부구조물) #Finite Element Analysis(유한요소 해석)

목차

초록
Abstract
1. 서론
2. 재료거동 구성 방정식
3. 사용자 정의 보조 프로그램
4. 검증
5. 결론
참고문헌

참고문헌 (10)

참고문헌 신청
1. [보고서] - USNRC / 2010 / Generic Aging Lessons Learned (GALL) Report google schola 2. [기타자료] - Westinghouse / 1994 / Reactor Internal Lifetime Evalua tion / Proprietary Class2C google schola 3. [보고서] - EPRI / 2010 / Material Reliability Program: Development of Material Constitutive Model for Irradiated Austenitic Stainless Steels : 1 ~ google schola 4. [기타자료] - EPRI / 2007 / Material Reliability Program: PWR Internals Age-Related Material Properties, Degradation Mechanisms, Models, and Basis Data State of Knowledge, MRP-211 google schola 5. [기타자료] - MSC / 2010 / ANSYS User’s Guide, Ver.12.1 google schola

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