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ANSYS 피로해석 모듈을 이용한 CANDU 6 핵연료채널 응력해석 및 ASME Code에 따른 해석절차 개발 원문보기

Journal of the Korean Nuclear Society = 원자력학회지, v.27 no.3, 1995년, pp.418 - 426  

최창용 (한국원자력연구소) ,  김정규 (한국원자력연구소)

초록
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설계의 신뢰성은 응력해석을 통하여 확인될 수 있으며, 해석결과는 대상 부품의 구조적 건전성을 입증하는 근거가 된다. 본 보고서는 ANSYS의 피로해석 모듈을 이용한 CANDU 6핵연료채널의 응력해석 및 ASME Code에 따른 해석 절차 개발을 소개하였다. 응력해석은 ASME Code Section III NB-3200 의 $\ulcorner$Design by Analysis$\lrcorner$에 기초한 해석절차에 따라 수행하였으며, 체계적인 해석을 위해 자료 처리용 ANSYS 매크로 및 FORTRAN 프로그램을 개발하였다. 해석은 각 조건에 따라 기계적응력과 열응력해석으로 분리하여 수행한 후 조합되었으며, ANSYS 피로해석 모듈을 이용하여 선정된 절점들의 기계적응력과 열응력의 합에 대한 최대응력강도범위를 계산하였다. 응력해석 결과, CANDU 6 핵연료채널의 구조적 건전성이 입증되었으며, ANSYS를 이용한 ASME Code해석절차가 확립되어 CANDU 원자로 해석의 신뢰성을 크게 향상 시켰음은 물론 독자적인 수행을 위한 발판을 마련하였다.

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