ASME BPVC Section XI Appendix L의 결함허용평가에 따른 허용운전주기 민감도 분석

오창식; 조두호; 정명조

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자료유형: 학술저널

저자정보: 오창식 (한국원자력안전기술원) 조두호 (한국원자력안전기술원) 정명조 (한국원자력안전기술원)

저널정보: 한국압력기기공학회 한국압력기기공학회 논문집 한국압력기기공학회 논문집 제17권 제2호

발행연도: 2021.12

수록면: 126 - 136 (11page)

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During operation of nuclear power plants, the fatigue assessment should be conducted repeatedly, considering changes of operating environments. For the case that cumulative usage factors (CUFs) may exceed the acceptance limit, flaw tolerance evaluation can be an alternative method to meet the regulatory requirements. In this respect, this paper analyzes the effects of the input variables for flaw tolerance evaluation based on ASME BPVC Section XI Appendix L. The reference analysis is performed for the example problem in NUREG/CR-6934. Then effects of the crack orientation, stress intensity factor solutions, thermal stress profiles, fatigue stress decomposition and fatigue crack growth curves are considered for the sensitivity analysis. The results show that the stress analysis considering the actual environment plays a crucial role in flaw tolerance evaluation.

#Fatigue assessment (피로평가) #Flaw tolerance evaluation (결함허용평가) #Sensitivity analysis (민감도 해석) #ASME BPVC Section XI Appendix L

참고문헌 (15)

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ASME BPVC Section III, Division 1, NB / Class 1 Components / American Society of Mechanical Engineers

Lee, Y.S. / 2010 / Fatigue Life Analysis of SA508 Gr. 1A Low-Alloy Steel under the Operating Conditions of Nuclear Power Plant / Trans. of the KPVP 6(1):50~56

이현배 / 2017 / 원전일차측 환경에서 오스테나이트계 스테인리스강의환경피로특성 / 한국압력기기공학회 논문집 13(2):19~30

KINS / 2015 / Fatigue assessment for new nuclear power plants regarding environmentally assisted life reduction of metal components

USNRC / 2018 / Guidelines for evaluating the effects of light-water reactor water environments in fatigue analyses of metal components / U.S. Nuclear Regulatory Commission

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