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[국내논문] 원자로용기 건전성평가를 위한 RVIES 시스템의 개발
Development of a RVIES Syetem for Reactor Vessel Integrity Evaluation 원문보기

大韓機械學會論文集. Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers. A. A, v.24 no.8 = no.179, 2000년, pp.2083 - 2090  

이택진 (대한기계학회) ,  최재붕 (대한기계학회) ,  김영진 (대한기계학회) ,  박윤원 (대한기계학회) ,  정명조 (대한기계학회)

Abstract ▼ AI-Helper 아이콘AI-Helper

In order to manage nuclear power plants safely and cost effectively, it is necessary to develop integrity evaluation methodologies for the main components. Recently, the integrity evaluation techniques were broadly studied regarding the license renewal of nuclear power plants which were approaching ...

주제어

#원자로용기   #응력확대계수   #가압열충격   #압력-온도 한계곡선   #상단흡수에너지   #피로해석  

AI 본문요약
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* AI 자동 식별 결과로 적합하지 않은 문장이 있을 수 있으니, 이용에 유의하시기 바랍니다.

문제 정의

  • 하지만 지금까지 개발된 원자로용기 해석 프로그램은 한가지 해석방법만 수행할 수 있는 것이 대부분이었다. 따라서본 논문에서는 이러한 해석방법들을 프로그램화하여 일관적인 시스템으로 구성한 RVIES(Reactor Vessel Integrity Evaluation System)를 개발하였다.
  • 본 연구에서는 원자로용기 건전성평가를 위한 프로그램 RVIES를 개발하였으며, 결론은 다음과 같다.

가설 설정

  • 가상결함은 원자로용기 벽두께가 /일 때, 결함깊이가 f/4이고 결함길이가 3t/2인 반타원표면결함으로 가정한다. 원자로용기 벽두께가 4inch (101.
  • 결함의 깊이 a와 길이 2c는 각각 9.65mm(0.38 inch), 19.3mm(0.76inch)로 설정하였으며, 설계수명을 24 EFPY로 가정하여 그때까지의 결함성장량을 계산하였다. 해석결과 깊이 a는 11.
  • 상단흡수에너지 평가에 대한 검증은 1차와 2차감시시 험 으로부터 상단흡수에너 지값을 측정한 경우를 가정하여 수행하였다. 원자로용기 내벽표면에서 의 상단흡수에너지값은 각각 81.
  • 가정하여 수행하였다. 원자로용기 내벽표면에서 의 상단흡수에너지값은 각각 81.3J(60ft-lb), 74.6J(55R-lb)로 가정하였고, 설계수명은 24EFPY, 32EFPY로 설정하였다. 해석결과에 대한 출력화면은 Fig.
  • 가정한다. 원자로용기 벽두께가 4inch (101.6mm) 이하인 경우에는 결함깊이를 linch (25.4mtn)로 가정하고, 12inch(304.8mm) 이상인 경우에는 결함깊이를 3inch(76.2mm)로 가정한다.
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참고문헌 (13)

  1. Kim, Y. J., Son, J. H., Chung, H. D. and J. G., 1994, 'Expert System Approach for Reactor Vessel Integrity,' KSME Journal, Vol. 8, No. 2, pp. 198-205 

  2. Strinsnider, J., Wichman, K., Elliot, B., Fairbanks, C., Hackett, E., Sheng, S., Tsao, J., Lois, L., Mayfield, M., Mitchell, M., 1994, Reactor Vassel Status Report, NUREG-1511 

  3. Dickson, T. L., 1994, 'FAVOR: A Fracture Analysis Code for Nuclear Reator Pressure Vessels, Release 9401,' ORNL/NRC/LTR 94-1 

  4. ASME Boiler and Pressure Vessel Code Sec. XI, 1998, 'Fracture Toughness Criteria for Protection Against Failure,' Appendix G. 

  5. EPRI, 1996, 'P-T calculator for Windows version 1.0' 

  6. USNRC, 1988, 'Radiation Embrittlement of Reator Vessel Materials,' Regulatory Guide 1.99, Rev. 2 

  7. ASME Boiler and Pressure Vessel Code Sec. XI, 1998, 'Analysis of Flaw,' Appendix A 

  8. USNRC, 1996, 'Fracture toughnes requirements for protection against pressurized thermal shock events,' 10 CFR 50 50.61 

  9. Harvey, J. F., 1960, Theory and Design of Modern Pressure Vessels, 2nd ed., Van Nostrand Reinhold Co., New Jersey 

  10. Timosenko, S. P., Goodier, J. M., 1970, Theory of Elasticity, 3rd ed., McGrowhill, New York 

  11. 정명조, 박윤원, 이정배, 1997, 'Rancho Seco Transient에 대한 고리 1호기 원자로용기의 건전성 평가,' 대한기계학회논문집(A) 제21권 제7호, pp. 1089-1096 

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  12. 곽동옥, 최재붕, 김영진, 표창률, 박윤원, 1999, '가압열충격을 고려한 원자로용기의 건전성 평가를 위한 결정론적 파괴역학 해석,' 대한기계학회논문집(A) 제23권 제8호, pp. 1425-1434 

  13. 김진수, 최재붕, 김영진, 장기상, 최성남, 1999, '원자력발전소 1차계통기기의 결함 안전성 평가 시스템 개발,' 대한기계학회 '99년도 춘계학술대회 논문집 (A), pp. 798-803 

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