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원자력 안전규제 기술개발;원전배관건전성 평가기술 개발
Development of Nuclear Safety Regulatory Technology; Development of Evaluation Methods of Piping Integrity in Nuclear Power Plant; 원문보기

보고서 정보
주관연구기관 한국원자력안전기술원
Korea Institute of Nuclear Safety
연구책임자 이정배
참여연구자 김성년 , 고석웅 , 정혜동 , 박윤원 , 최영환 , 정정섭 , 김종갑 , 김용범 , 김영진 , 전현구
발행국가대한민국
언어 한국어
발행년월1993-08
주관부처 과학기술부
사업 관리 기관 한국원자력안전기술원
Korea Institute of Nuclear Safety
등록번호 TRKO200200007201
DB 구축일자 2013-04-18

초록 ▼

=== 연구개발의 내용 및 범위 === 당해년도 수행내용 및 결론은 다음과 같다.
1. 배관에 작용되는 하중을 정의, 분류하는 기준과 정량화하는 방법을 조사하였으며, 특히 원자로 냉각재 배관과 가압기 밀림관에 작용되는 하중을 평가하였다. 2. 배관해석 전용 Code인 ALDPIPE Code를 구매,설치하였으며 이를 사용하여 IPIRG-1 Program에서 실험한 배관에 대한 동적거동 해석을 수행하였다. 또한 본 과제에서 사용중인 ANSYS Code의 배관해석결과에 대한 ASME Code 응력한계요건 판정을 위한 프로그램을 개

목차 Contents

  • 제1장 서 론...17
  • 제2장 배관 해석기술 개발...23
  • 제1절 개요...25
  • 제2절 하중조건의 평가...26
  • 제3절 ADLPIPE Code 및 ANSYS Code를 이용한 배관해석...30
  • 제4절 PIFRAC 데이타베이스...38
  • 제5절 배관 균열해석 Code...40
  • 제3장 균열해석 전문가시스템의 개발...61
  • 제1절 개요...63
  • 제2절 전문가시스템 관련이론...65
  • 제3절 탄소성파괴역학 해석...73
  • 제4절 탄소성파괴역학 전문가시스템의 개발...80
  • 제5절 사례해석...93
  • 제6절 결론...100
  • 제4장 IPIRG -2 Program 1차 Round - Robin Problem의 해석...101
  • 제1절 개요...103
  • 제2절 Mill data에서의 인장 및 파괴인성치 예측...105
  • 제3절 하중변위곡선에서의 J-R곡선 평가...113
  • 제4절 배관 관통균열의 균열열림변위 평가...116
  • 제5절 엘로우에서의 변위 평가...120
  • 제6절 2차 Round - Robin Problems...122
  • 제5장 IPIRG -2 Program 1차년도 연구결과...125
  • 제6장 향후추진계획...133
  • 재7장 결 론...139
  • 참고문헌...143
  • 부록 1 : IPIRG -2 Program 1차년도 연구결과...305
  • 부록 2 : IPIRG -2 Round - Robin Problem A -1 (참여국들의 해석 결과 비교)...447
  • 부록 3 : 2차 Round - Robin Problems...513

연구자의 다른 보고서 :

참고문헌 (25)

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