Abstract ▼

The present work is categorized into four parts. The contents are as follows. 1. Quantification Techniques to Characterize Transition Behavior of Fracture Toughness for Application to Nuclear Power Plant $\cdot$ Estimation of mechanical properties in nuclear structural materials using Sma

The present work is categorized into four parts. The contents are as follows. 1. Quantification Techniques to Characterize Transition Behavior of Fracture Toughness for Application to Nuclear Power Plant $\cdot$ Estimation of mechanical properties in nuclear structural materials using Small Punch test and Automated Ball Indentation Comparison of the impact behavior between pre-cracked $\cdot$ Charpy specimens and standard Charpy specimens $\cdot$ Fabrication of reconstituted specimens and their fracture mechanical behavior 2 . E stablishm ent o f Da taba ses on F r a c tu re C ha ra c ter istic s and Rad ia tio n Em br ittlem ent Da taba ses fo r Dom estic RPV Steels $\cdot$ Preparation of accelerated irradiation test specimens and irradiation using HANARO $\cdot$ Evaluation o f radiation embrittlemen t cha rac te ristics of rea cto r m aterials $\cdot$ C on struc tion of database s fo r radia tion em brittlem ent and fra ctu re ch aracteristic s of reactor ma te ria ls 3 . Dev elo pm ents o f E v a lu a tion and P red ic tion Techniqu es for F ra c tu re To u g hness o f Ba se Meta l and W eld in N u c lea r P ip ing Sy stem $\cdot$ Characteristics of thermal fatigue for base metal and welded metal for STS 347 piping $\cdot$ Analysis of residual stresses in the welded zone of penetrations of reactor pressure vessel $\cdot$ Analyses of LBB fracture characteristics and microstructures in Type 347 field weldments $\cdot$ Deve lopmen ts of m e ch an ica l p rop erty predic tion model for we lds in p re ssure boundary system s and comp uta tiona l sim ulation program $\cdot$ A study on applicability of improved material specification for enhancing safety margin of nuclear pipings 4. Developments of Advanced Materials to Improve Fracture Toughness of Pressurized Components $\cdot$ Inhomogeneity analysis of Mn-Mo-Ni low alloy steels Effects of microstructural parameter and specimen size $\cdot$ on the cleavage fracturetoughness in reactor pressure vessel steels $\cdot$ Microstructure and mechanical properties of reactor pressure vessel mock-up material treated by Intercritical heat treatment $\cdot$ Evaluations of characteristics of Type 347 model alloys for pressurizer surgeline $\cdot$ Relationship between microstructures and fracture properties of Ni-Mo-Cr low alloy steels

목차 Contents

• 요약문 ...7
• SUMMARY ...15
• Table List ...43
• Figure List ...48
• 제 1 장 서 론...64
• 제 2 장 국내.외 기술개발 현황...66
• 제 3 장 연구개발 수행내용 및 결과...68
• 제 1 절 파괴인성 천이특성 정량화기술 및 원전적용 기술기준개발 ...68
• 제 1 항 소형압입(Small Punch) 시험법을 이용한 원자력소재의 기계적 특성 평가 ...68
• 1.1 서 론 ...68
• 1.2 실험 및 유한요소해석 ...69
• 1.3 결과 및 고찰 ...72
• 1.4 결 론 ...84
• 참고문헌 ...85
• 제 2 항 ABI를 이용한 진변형율-진응력 관계 해석 및 예측기술...135
• 2.1 서 론 ...135
• 2.2 이론해석 ...136
• 2.3 전산코드를 이용한 압입시험 모델링 ...138
• 2.4 진응력-진변형율 평가 ...138
• 2.5 대표 변형율 정의 ...139
• 2.6 결 론 ...140
• 참고문헌 ...141
• 제 3 항 Pre-cracked Charpy 충격시험과 표준 Charpy 충격시험 비교...150
• 3.1 서 론 ...150
• 3.2 실험방법 ...151
• 3.3 표준시편과 pre-cracked 시편의 충격 거동 ...151
• 3.4 결 론 ...153
• 참고문헌 ...153
• 제 4 항 재생시편 제작 및 파괴 역학적인 거동...160
• 4.1 서 론 ...160
• 4.2 재생시편 제작 ...160
• 4.3 재생시편의 특성 ...161
• 4.4 결 론 ...162
• 참고문헌 ...163
• 제 2 절 국산 원자로용기강 파괴특성 조사취화 데이터베이스 개발 ...173
• 제 1 항 조사취화 가속시험 시편제작 및 하나로이용 중성자 조사 ...173
• 1.1 서 론 ...173
• 1.2 시편 및 수량 ...173
• 1.3 계장캡슐을 이용한 시편의 중성자 조사 ...174
• 1.4 HANARO 조사시험용 Neutron Dosimetry ...175
• 참고문헌 ...176
• 제 2 항 원자로 재료 중성자 조사후 특성평가 ...188
• 2 .1 소형시험편을 이용한 조사후 특성평가의 필요성 ...188
• 2.2 실험방법 ...188
• 2.3 결과 및 고찰 ...193
• 2.4 결 론 ...195
• 참고문헌 ...196
• 제 3 항 조사취화 및 파괴특성 Da ta 자료집 작성 ...207
• 3 .1 서 론 ...207
• 3.2 Database 구축내용 ...207
• 제 3 절 원자력배관의 모재 및 용접부 파괴손상 시험/ 평가/ 예측기술 개발 ...214
• 제 1 항 STS 347 배관의 모재부 및 용접부의 열피로 균열성장 특성 평가...214
• 1.1 서 론 ...214
• 1.2 열적-기계적 피로시험장비 구축...216
• 1.3 열피로 시험을 위한 시편의 선정 및 compliance 해석 ...218
• 1.4 열피로 균열성장 시험 및 결과 ...224
• 1.5 결 론 ...229
• 참고문헌 ...229
• 제 2 항 압력용기 관통관 용접부 잔류응력 해석...255
• 2.1 서 론 ...255
• 2.2 국내 원전에서의 관통관 구조 및 재료 특성 ...256
• 2.3 시편 제작 및 잔류 응력 측정 ...257
• 2.4 결 론 ...258
• 참고문헌 ...258
• 제 3 항 원자력배관용 Type 347 현장 용접부의 LBB 파괴특성과 미세 조직 분석...269
• 3.1 서 론 ...269
• 3.2 가압기 밀림관 용접부의 J-R 특성 분석 ...269
• 3.3 미세조직적 특성 ...271
• 3.4 용접부의 화학조성과 J-R 파괴특성의 상관관계 ...272
• 3.5 용접부 석출물 정량분석 ...274
• 3.6 용접부 석출물 종류 확인 ...276
• 3.7 결 론 ...246
• 참고문헌 ...277
• 제 4 항 압력경계재료 용접부 물성예측 모델 및 전산모사 프로그램 개발 ...294
• 4.1 합금설계 및 용접 열영향부 결정립 성장 모델 작성 ...294
• 참고문헌 ...308
• 4.2 상변태 예측을 위한 열역학 모델 작성 ...309
• 참고문헌 ...314
• 4.3 용접 열영향부 상변태 모델 및 기계적 성질 예측 모델 개발 ...315
• 참고문헌 ...323
• 제 5 항 원자력배관 안전여유도 개선을 위한 소재기술 사양 적용성 연구...363
• 5.1 서 론 ...363
• 5.2 원자력 배관의 소재/ 부위별 설계 및 가동안전피로 여유도 현황분석 ...365
• 5.3 배관재료와 파단전누설 평가 특성과의 관계 ...372
• 5.4 환경피로 ...378
• 5.5 용접부 잔류응력과 LBB 특성과의 관계 ...383
• 5.6 종합결론 ...386
• 참고문헌 ...390
• 제 4 절 압력부품 파괴손상 저감화 재료개량 기술개발 ...427
• 제 1 항 제 1 세대 국산 Mn-Mo-Ni계 저합금강의 특성 비교평가 및 균질도 영향 분석 ...427
• 1.1 서 론 ...427
• 1.2 실험재료 및 실험방법 ...428
• 1.3 실험결과 및 고찰 ...429
• 1.4 결 론 ...431
• 참고문헌 ...432
• 제 2 항 원자로 압력용기용 Mn-Mo-Ni 저합금강의 천이영역 파괴인성에 미치는 미세조직 및 시험편 크기의 영향 ...444
• 2.1 서 론 ...444
• 2.2 실험방법 ...445
• 2.3 결과 및 고찰 ...447
• 2.4 결 론 ...451
• 참고문헌 ...451
• 제 3 항 2상영역 열처리 공정을 적용한 원자로 압력용기강의 미세조직 및 기계적 특성 고찰 ...482
• 3.1 서 론 ...482
• 3.2 연구배경 ...483
• 3.3 실험재료 및 실험방법 ...488
• 3.4 실험결과 ...491
• 3.5 결 론 ...496
• 참고문헌 ...497
• 제 4 항 가압기 밀림관용 Type 347 스테인레스강 모델 합금의 특성분석 ...542
• 4.1 모델합금 평가 ...542
• 4.2 용접변수영향 평가 ...545
• 참고문헌 ...549
• 제5 항차세대원자력압력용기용 Ni-Mo-Cr 계 저합금강의 파괴특성 및조사취화특성 고찰 ...568
• 5.1 서 론 ...568
• 5.2 실험방법 ...571
• 5.3 실험결과 및 고찰 ...577
• 5.4 결 론 ...594
• 참고문헌 ...595
• 제 4 장 연구개발 목표 달성도 및 대외 기여도...632
• 제 5 장 연구개발결과의 활용계획...636
• 부록...638
• 1. 논문 및 보고서...640
• 2. 지적재산권 출원.등록...649
• 3. 기술지원 실적 ...649