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원전 가압기 노즐 및 안전단 재료에 대한 기계적 물성시험 연구
A Study for Experiment to Measure Mechanical Properties of Pressurizer Nozzle and Safety-Ends in Nuclear Power Plant 원문보기

비파괴검사학회지 = Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing, v.33 no.2, 2013년, pp.147 - 153  

이경수 (한수원(주) 중앙연구원 기계재료연구소) ,  이성호 (한수원(주) 중앙연구원 기계재료연구소) ,  김진원 (조선대학교 공과대학 원자력공학과)

초록
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최근 가압경수로형 원전의 가압기 노즐과 안전단 사이의 이종용접부에서 일차수응력부식균열에 대한 건전성 확보가 중요한 관심사항으로 대두되고 있다. 가압기 노즐은 SA508 Gr.3 저합금강이며 안전단은 F316L 스테인리스강으로, 이들 두 재료 사이에 용접재로는 Alloy 82/182가 사용되었다. 재료 결함에 대한 건전성 평가를 위해서는 재료의 기계적 물성치, 특히 인장물성과 파괴물성이 확보되어야 한다. 그러나, 일반적인 재료 규격과 시험성적서에서는 상온의 인장물성이 제공되지만 고온의 인장물성과 파괴인성이 제공되지 않는다. 따라서, 본 논문에서는 상온과 원전 운전온도에서 SA508 Gr.3과 F316L 스테인리스강에 대한 인장시험과 J-R 파괴인성시험을 수행하고 그 결과를 수록하였다.

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

Recently the primary water stress corrosion cracking(PWSCC) has occurred in the dissimilar metal weld region between pressurizer nozzle and safe-end in nuclear power plants(NPPs). As material of the pressurizer nozzle, SA508 Gr. 3 low alloy steel was used. F316L stainless steel and Alloy 82/182 were...

주제어

참고문헌 (13)

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  12. ASTM, ASTM E1820-06, "Standard test methods for measurement of fracture toughness," (2006) 

  13. H. H. Johnson, "Calibrating the electric potential method for studying slow crack growth," Materials Research and Standards, pp. 442-445 (1965) 

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