초록 ▼

1. 연구개발목표 및 내용- 원자로압력용기 및 1차 배관의 파괴특성 건전성 보증기술 확보- 원자로압력용기강 조사취화 특성시험 및 데이터베이스 구축- 고인성/고강도/내조사취화 원자력 구조재료 개발2. 연구결과- 원자로압력용기 수명관리의 핵심인 조사취화에 의한 파괴인성 천이특성의 변화를 소형/소량의 시편으로부터 정량적으로 평가할수 있는 일련의 핵심 기술을 종합적으로 구축하였다.- 하나로 등 국내외 연구용 원자로를 이용하여 국산 원자로압력용기강의 파괴특성 조사취화 실증시험 결과를 확보하였다.- 원자력배관의 피로하중에 따른 균열생성 및 성

1. 연구개발목표 및 내용- 원자로압력용기 및 1차 배관의 파괴특성 건전성 보증기술 확보- 원자로압력용기강 조사취화 특성시험 및 데이터베이스 구축- 고인성/고강도/내조사취화 원자력 구조재료 개발2. 연구결과- 원자로압력용기 수명관리의 핵심인 조사취화에 의한 파괴인성 천이특성의 변화를 소형/소량의 시편으로부터 정량적으로 평가할수 있는 일련의 핵심 기술을 종합적으로 구축하였다.- 하나로 등 국내외 연구용 원자로를 이용하여 국산 원자로압력용기강의 파괴특성 조사취화 실증시험 결과를 확보하였다.- 원자력배관의 피로하중에 따른 균열생성 및 성장 거동을 시험 평가하기 위해, 기계적 하중과 열하중을 연동하여 부과할 수 있는 시험 장치를 개발하고 이를 이용한 평가법을 개발하였다.- 이상영역열처리 신기술 적용 압력용기강 시제품의 평가를 완료하였으며, 한국 표준원전의 LBBA 안전여유도 증진을 위하여 가압기밀림관 소재의 파괴특성 개량 및 품질보증에 적용될 수 있는 재료기술사양을 제시하였다.3. 기대효과 및 활용방안소형시편을 이용한 파괴특성 정량화 평가기술은 장기가동중인 국내원전(고리1호기 등)의 경년열화 관리에 필요한 조사취화 실증시험 데이터확보에 직접적으로 활용될 예정. 원자력배관의 고온 파괴저항특성 시험기술 및 데이터베이스는 한국표준원전의 배관설계시 LBB 안전여유도 평가에 계속적으로 활용. 가압기 밀림관용 Type 347 스테인레스강의 파괴저항특성에 미치는 금속학적 영향인자의 도출을 통해, 보다 향상된 원전 부품소재의 구매사양서를 작성하여, 신규원전의 품질관리에 적용할 계획임.

Abstract ▼

Reactor pressure boundary components including pressure vessel and piping are facing a severe aging condition that can degrade the physical-mechanical properties under neutron irradiation, high temperature, high pressure, and corrosive environments. In order to increase the safety of nuclear power p

Reactor pressure boundary components including pressure vessel and piping are facing a severe aging condition that can degrade the physical-mechanical properties under neutron irradiation, high temperature, high pressure, and corrosive environments. In order to increase the safety of nuclear power plants, it is inevitable to improve the credibility and capability of evaluation technology based on the quantitative fracture mechanics for aging assessment of reactor components. Irradiation embrittlement is the primary aging mechanism of reactor pressure vessel and various techniques have been developed to predict the aging characteristics by using only small volume of irradiated materials. Material database of the domestic structural steels for KSNP''s under reactor environments must be very important to play a role in developing an advanced material, in improving the safety of nuclear components, and also in expanding the nuclear industry abroad. This research project has been focused on developing an advanced technology of testing and analysis in the fracture mechanical point of view as well as acquiring test data and improving the performance of nuclear structural steels.